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Humanas / Sociais

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30/9/2022

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Introducción a la Ingeniería

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UNIVERSIDAD NACIONAL AUTÓNO ADE ÉXICO
FACULTAD DE INGENIERfA
"MODELO PARA ANALIZAR ESTRATEGIAS DE
REPROCESAMIENTO V RECICLADO DE COMBUSTIBLE EN
REACTORES DE AGUA LIGERA (lWR)"
T E S S
QUE PARA OBTENER El TíTULO DE
MAESTRO EN INGENIERfA
P R E S E N T A :
HERNÁNDEZ NOVOlA HERMllO
DIRECTOR DE TESIS: DR. JUAN lUIS FRANCOIS LACOUTURE
MÉXICO. D.F. 2005

UNAM – Dirección General de Bibliotecas
Tesis Digitales
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Autorizo. DtfICd6a GeIn la
UIWI. "'111 fnIto lIecIr6alco tf
COAtenido de mi tnlbaJo recepctonal.
litE- \ /\)
N
A mis padres. con amor ~ re~c;peto
con cariño
carlas ~ Juan.
. brinoS : Andrea.A mis so
AGRADECIMIENTOS
A Dios, por todas sus bendiciones.
Al Dr. Juan Luis Fram;ois Lacouture, por la buena disposici6n que
mostr6 no s610 en el desarrollo de esta tesis. sino durante todos mis
estudios de Maestría.
Al M. en C. Rubén F. Ortega Carmona. por su colaboraci6n y
opottocion de conocimientos en la tesis.
A la Universidad Nacional Aut6noma de México, a la cual pertenezco
con orgullo, por todas las satisfacciones que me ha brindado; por mi
participaci6n en el Programa de Apoyo a proyectos de Investigaci6n
e Innovaci6n Tecnol6gica (PAPllT). proyecto IN106803: "Desarrollo de
Metodologías para el Diseño y Optimizaci6n de Combustible de
Reactores Nucleares tipo BWH"
A la Facultad de Ingeniería, por mi formaci6n académica. gracias por
la beca de la Divisi6n General de Estudios de eosaroao (DGEP). el
apoyo de su personal y el uso de sus instalaciones.
Al Consejo Nacional de Ciencia y Tecnología (CONACYT), por la beca
y apoyo otorgado. por mi participaci6n en el proyecto SEP-CONACYT
41592Y: "Desarrollo de Modelos para el Análisis de Estrategias de
Utilizaci6n de Combustible para Reactores Nucleares de Potencia
BWR".
A mis profesores por transmitirme sus conocimientos y experiencias.
A m is sinodales, por su amable colaboraci6n para mejorar esta tesis.
A mis padres Faustina J. Noyola Aguilar y Hermilo A. Hemández
Ávila, como muestra de mi superación profesional.
A mis hermanas Poustina. Eva, Viatriz, Alba y Verónica por todo su
apoyo y cariño.
A mis hermanos Luis y Femando, por permitirme aprender de
ustedes.
A Femando A. Rico Coronel, por el apoyo brindado.
A Teresa Judith Hemández Garcés por sus palabras de superación.
A Blanca NayeJi Benauides Castillo por otorgarme su amistad, ánimo
y confianza en la culminación de este trabajo.
A Paulina Mena Méndez, Israel López Renovado y Oscar Saavedra
unos buenos amigos con los cuales he convivido durante esre
período de estudios,
A Cristian Jaimes Cázares y Martín Patricio orozco, sigamos
adelante.
A mis compañeros de Maestría, Ma. Guadalupe Ortega Barbosa,
Alain Flores y Flores, Julio González Morales, Jerson Sánchez
Jaramillo y José Santiago Camacho, por haber hecho un buen
equipo.
A todos mis familiares y amigos, por supuesto.
índice
lndicedeFiguras vi
lndice deTablas vii
ListadeAcrónimos viii
Introducción .ix
1. ElCiclodeCombustible Nuclear 1
1.1 Molienda delMineral deUranio 1
1.2 Beneficio yPurificación delUranio 1
1.3 Conversión deuranioa Hexafluoruro deUranio(UF 6 ) 1
1.4Enriquecimiento delUranio por Difusión Gaseosa 2
1.5Fabricacióndel Combustible .4
1.6 Irradiación delCombustible 4
1.7Disposición delCombustible Gastado 5
1.7.1 Almacenamiento decombustible gastado enalbercas de
enfriamiento enelsitio delreactor 5
1.7.2 Acondicionamiento delcombustible gastado 5
1.7.3 Transportaci6n 8
1.7.4 Almacenamientointerino del combustiblegastado 8
1.7.5 Reprocesamiento 9
1.7.6 Almacenamiento interinodel desecho dereprocesamiento 9
1.7.7 Embalaje y disposición final.. 9
2. Residuos Nucleares 11
2.1 Clasificación delos Desechos Radioactivos 11
2.1 .1 Desechos dealto nivel (HLW) 11
2.1 .2 Desechos transuránicos (TRU) 11
2.1 .3 Colas demineriay molienda 11
2.1.4 Desechos debajonivel (LLW) ll
2.1 .5Desechos denivel intermedio (ILW) 12
2.2 Desechos Sólidos, Líquidos y Gaseosos 12
2.3 El Combustible Gastado 13
2.3.1 Desechos radioactivos deano nivel enel combustible gastado 13
2.3.2 Desechos radioactivos denivel intermedioenelcombustible gastado 14
2.3.3 Desechos radioactivos debajonivel enelcombustible gastado 14
2.4 Disposición de losDesechos Radioactivos 14
2.4.1 Disposición delosdesechos radioactivos dealto niveL 15
2.4.2Disposición delosdesechos radioactivos debajo niveL 17
3. Reprocesamiento y Reciclado 19
3.1 Energia Nuclear y SUstentabilidad 19
3.2 Manejo deCombustible Gastado 20
3.2.1 Manejo del combustible gastado enEstados Unidos 21
3.2.2 Reprocesamiento y reciclado enFrancia 21
3.2.3 Energianuclear y desarrollo sustentable enJapón 22
3.2.4 Reprocesamiento y reciclado enelReino Unido 24
3.3 El Origen delDesecho deAltoNivel (HLW) enel Ciclo de Combustible Nuclear 24
3.4 Reprocesamiento delDesecho Radioactiva deAltoNiveL 25
3.4.1 Manejo del plutonio 26
3.4.2 Reciclado deuranio 27
3.4.3 Combustible deóxidos mixtos deuranio y plutonio (MOX) 27
3.4.4 VrtriflCac1ón deldesecho separado 28
ii
3.5 Embalaje 28
3.6 Transportedel Plutonioy losDesechos Radioactivos 29
3.6.1 Transporte deldesechoradioactivo debajo eintermedionivel.. 29
3.6.2 Transporte deplutonio 29
3.6.3 Transporte dedesechos radioactivos 30
3.6.4 Transporte dedesecho vitrificado 30
3.7 Transmutación 32
4. Modelode Balancede Material.. 34
4.1 Desarrollodel Modelo Simplificado para la Determinación Isotópica del Combustible
al ser Irradiado en unReactor deAguaUgera (LWR) 34
4.1 .1 Elcódigo CPM-3 34
4.1.2 Definición enCPM-3de una celda decombustible endos dimensiones.
Aplicación aunacelda decombustible 10x 10 35
4.1.3 Celda decombustible equivalente,desarrollada enCPM-3 36
4.1.4 Determinación delos parámetros delciclodeequilibrio .41
4.1.5 Cálculodel enriquecimiento delacelda deequilibriocon CPM-3 .43
4.2 Decaimientode losRadionuclidos al Retirarlos del Núcleo del Reactor. 44
4.2.1 Decaimiento deunlote 44
4.2.2 Validación deDECA y con elcódigo HELIOS 46
4.3 Cuantificaciónde Uranio y Plutonio para suReprocesamientoUtilizando como
Base 1000 kgdeU02 .47
4.4 Configuracióndel Ensamble MOX con Reprocesamiento yReciclado de
Uranio-Plutonio 50
4.4.1 ConflQuración del ensamble MOX con reciclado deplutonioy uraniogastado 50
4.4.2 ConflQuraci6n del ensambleMOX con reciclado deplutonio y uranio natural.. 53
4.4.3 Configuración del ensamble MOX con recicladodeplutonioy uranio de colas 55
iii
5. ModeloEconómico 57
5.1 El Valordel Dinero comoFunción delTiempo 57
5.1.1 Interéscompuesto 57
5.1 .2 Método del Valor Presente 58
5.1.3 Relación entre tasa deinterés y tasa dedescuento 58
5.2 Costo Unitario delCombustible 59
5.2.1 Energía generada avalor presente 60
5.2.2 Obtención delosmontos decombustible 61
5.2.3 Costos asociados a lapre-irradíación delcombustible (frontend) 62
5.2.4 Costosasociados ala post~rradiación del combustible (backend) 62
5.2.4.1
5.2.4.2
5.2.4.3
Costos asociados alescenario dedisposición directa 63
Costos asociados al escenario dereprocesamientode
uranio y plutonio 63
Costos asociados alreciclado deplutonio 66
5.3 CostosUnitarios Asociados al Ciclode Combustible Nuclear 69
5.3.1 Costo unitario enelescenario dedisposición directa 69
5.3.2 Costo unitario enelescenario dereprocesamiento de uranio y plutonio 69
5.3.3 Costo unitario enelescenario dereprocesamiento y reciclado deplutonio .70
5.3.3.1
5.3.3.2
5.3.3.3
Costounitario enelescenario dereprocesamiento y reciclado
deplutonio utilizando uranioreprocesado .70
Costo unitario enelescenario dereprocesamiento y reciclado
deplutonio utilizando uranionatural.. 70
Costounitario enelescenario dereprocesamíento y reciclado
deplutonio utilizando uraniodecolas 70
6. Conclusiones 71
Bibliografía 73
iv
Apéndice 1.Archivo deentrada delacelda decombustible 10x10 dedióxido de
uranio en CPM-3 75
Apéndice 2.Archivo deentrada delacelda de combustible MOX con uranio
reciclado en CPM-3 76
Apéndice 3. Archivo deentrada delacelda decombustible MOX con uranio
natural enCPM-3 77
Apéndice 4.Archivo deentrada delacelda decombustible MOX con uranio
decolas enCPM-3 78
Apéndice 5. Validación deEconómico con base aunciclo deequilibrio de
. 45,000MWDfrMU enlaCNLV según elModelo Económico
ORCA 79
Apéndice 6. Archivo deentrada para elanálisis deescenarios dedisposición
decombustible gastado en Económico 84
Apéndice 7. Archivo desalida del análisisdeescenarios dedisposición
decombustible gastado en Económico 85
v
índice de Figuras
Figura 1.1 Disposición delcombustible gastado. ......................................... ........•.......... .........................6
Figura 1.2Contenedor para almacenamientodecombustible gastado dereactores PWR..•.................................7
Figura 3.1 Barco para transporte decombustible gastado.......................•............•..... ...........•.....................32
Figura 4.1Celda decombustible 10x 10 35
Figura 4.2Configuración delacelda decombustible enCPM·3...............•...•.•........ ..••.••...........................36
Figura 4.3Gráfica de k", vsquemado..••...................•.............•........... ..........•......... ..................... ....44
Figura 4.4Cadenas dedecaimiento...............•.•......................... .......••..•.......... .....•............. .......•..•...46
Figura 4.5Gráfica de k", vsquemado delaconfiguración delensamble MOX con uranioyplutonio reciclado 53
Figura 4.6Gráfica de k", vsquemado delaconfiguración delensamble MOX con mabiz deuranionatural... 54
FlQura 4.7Gráfica de k", vsquemado delaconfiguración delensamble MOX con mabiz deuraniodecolas 56
Figura 4.8Gráfica de k", vs quemado enlasdistintas configuraciones decombustible..••.................•.•.•..........56
vi
índice de Tablas
Tabla 2.1 Posibles estrategias dedisposición permanente deHLW 18
Tabla 3.1 Generación deenergia electronuclear enel mundo 23
Tabla 3.2Porcentajes típicos deconcentraciones isotópicas (Quemado enmiles deMWDrrU) 26
Tabla 4.1 Validación deDECA y con el código HELIOS .47
Tabla 4.2 Composición isotópica delacelda decombustible gastado después de10
años deenfriamiento .48
Tabla 4.3 Contenido deuranioy plutonio enlacelda decombustible gastado .49
Tabla 4.4Cantidad deuranio y plutonio después del reprocesamiento 51
Tabla 4.5 Cantidad deplutonio del reprocesamiento utilizada enla fabricación de
combustible MOX 51
Tabla 4.6 Composición del combustible enlacelda MOX con reciclado deuranio yplutonio 52
Tabla 4.7Composición delcombustible enelensamble MOX con matriz deuranio natural.........54
Tabla 4.8Composición del combustible enlacelda MOX con matriz de uranio decolas 55
Tabla 5.1 Parámetros delreactor deagua en ebullición 59
Tabla 5.2 Validación deECONÓMICO con el Modelo Orca 68
Tabla 5.3 Escala detiempo asociada alescenario dedisposición directa 68
Tabla 5.4Escala detiempo asociada alescenario dereprocesamiento
deuranio y plutonio 68
Tabla 5.5 Escala detiempo asociada alescenario dereprocesamiento y
reciclado de plutonio 69
vii
Lista de Acrónimos
BNFL: British Nuclear Fuels Limited
BWR: Reactor deAgua enEbullición
CNLV: Central Nucleoeléctrica deLaguna Verde
HLW: Desechos radioactivos dealto nivel
IAEA: Agencia Intemacional deEnergíaAtómica
ILW: Desechos radioactivos denivel intermedio
JNFL: Japan Nuclear Fuel Ud
LWR: Reactor deAgua Ligera
LLW: Desechos radioactivos debajo nivel
MOX: Combustibles deóxidos mixtos deuranio y plutonio
OCDE: Organización para laCooperación yDesarrolloEconómicos
PUE: Plan deUtilización deEnergía
PWR: Reactor deAgua Presurizada
TRU: Desechos transuránicos
viii
1. Introducción
Hoy en dla la energia nuclear contribuye con un 16% [H4] de la generación de electricidad a
nivel mundial. En México secuenta con la Central Nucleoeléctrica de Laguna Verde (CNLV), la
cual tiene dos unidades, cada una con una capacidad de682.44 Mega Watts eléctricos (MWe)
[H1]. Ambas unidades representan al cierre del mes de marzo del 2005 el 2.96% de la
capacidad efectiva instalada de la Comisión Federal de Electricidad (CFE) incluyendo
productores externos, con una contribución a lageneración anual enel 2004 del6.28%.
De acuerdo alPlan deUtilización deEnergia (PUE) [C3], presentado porCFE la Unidad 1 IniCIO
su operación comercial el 29 de julio de 1990 y actualmente se encuentra en el 11 0 ciclo de
operación con una tendencia a escenarios de recarga deaproximadamente 18meses, mientras
que la Unidad 2 inicio su operación comercial el10 de abril de 1995, está en su 80 ciclo de
operación comercial. Al igual que la Unidad 1,la Unidad 2 muestra una tendencia hacia unciclo
deequilibrio de18meses.
Hasta la fecha se han fabricado alrededor de 2795 ensambles para ambas unidades. Al
considerar al combustible irradiado como un residuo, la CNLV es la instalación que genera la
mayor cantidad de residuos nucleares de alto nivel en México. Actualmente los ensambles
irradiados son descargados en las albercas de combustible con una capacidad para 3177
ensambles cada una [02], de la cual se hautilizado aproximadamente 30%. Seespera con un
ciclo de18meses la saturación deesta capacidad en el año 2026 en la Unidad 1 y 2031 en la
Unidad 2.
Laalberca decombustible irradiado de cada reactor fue originalmente diseñada para contener
580 ensambles o sea una recarga decombustible y unnúcleo completo de444 ensambles, pero
por medio deunsistema debastidores compactos fue ampliada para contener 1242 ensambles,
con locual seaumentó lacapacidad a 10años deoperación, encada reactor delaCentral. Poco
antes delarranque de la Central se amplió nuevamente la capacidad de lasalbercas mediante
bastidores compactos y absorbedores de neutrones (boral), a los 3177 ensambles antes
mencionado, previendo cubrir toda lavida útil delaCentral.
Sin embargo, los edifICios de los reactores nucleares no fueron diseñados para servir de
almacenes del combustible nuclear irradiado y tienen una función diferente, sus albercas de
combustible irradiado sólo sirven para enfriar los ensambles decombustible mientras decaen los
productos defisión devida media más corta, con el fin depoder trasladarlos a unalmacén fuera
del edificio del reactor. Laampliación deestas albercas tan solo esunpaliativo concedido porlos
organismos reguladores a varios reactores enel mundo, ante la faltadesoluciones al problema
delaacumulación delcombustible irradiado.
Es evidente el riesgo creado por la acumulación deungran inventario decombustible irradiado
por sucriticidad, carga térmica y radioactiva ante accidentes como la caída de un ensamble de
combustible durante una maniobra de recarga o la pérdida de enfriador en la alberca de
combustible. Aunque estos eventos posean poca probabilidad deocurrencia es preferible tener
un almacén externo al reactor para enfriar los ensambles por via seca o bien, enviar el
combustible irradiado a las instalaciones dereprocesamiento, deesta manera el problema de la
gestión delos residuos nucleares dealto nivel seresolveria en gran parte.
ix
1. Introducción
Hoy en día la energía nuclear contribuye con un 16% [H4] de la generación de electricidad a
nivel mundial. En México se cuenta con la Central Nucleoeléctrica de Laguna Verde (CNLV), la
cual tiene dos unidades, cada una con una capacidad de682.44 Mega Watts eléctricos (MWe)
[H1]. Ambas unidades representan al cierre del mes de marzo del 2005 el 2.96% de la
capacidad efectiva instalada de la Comisión Federal de Electricidad (CFE) incluyendo
productores extemos,con una contribución a lageneración anual enel 2004 del6.28%.
De acuerdo al Plan deUtilización deEnergia (PUE) [C3], presentado porCFE la Unidad 1 ImCIO
su operación comercial el 29 de julio de 1990 y actualmente se encuentra en el 11 0 ciclo de
operación con una tendencia a escenarios de recarga deaproximadamente 18meses, mientras
que la Unidad 2 inicio su operación comercial el10 de abril de 1995, está en su 80 ciclode
operación comercial. Al igual que la Unidad 1, la Unidad 2 muestra una tendencia hacia unciclo
deequilibrio de18meses.
Hasta la fecha se han fabricado alrededor de 2795 ensambles para ambas unidades. Al
considerar al combustible irradiado como un residuo, la CNLV es la instalación que genera la
mayor cantidad de residuos nucleares de alto nivel en México. Actualmente los ensambles
irradiados son descargados en las albercas de combustible con una capacidad para 3177
ensambles cada una [02], de la cual se ha utilizado aproximadamente 30%. Seespera con un
ciclo de 18meses la saturación de esta capacidad enel año 2026 en la Unidad 1 y 2031 en la
Unidad 2.
La alberca de combustible irradiado de cada reactor fue originalmente diseñada para contener
580 ensambles o sea unarecarga decombustible y unnúcleo completo de444 ensambles, pero
por medio deunsistema de bastidores compactos fue ampliada para contener 1242 ensambles,
con locual seaumentó lacapacidad a 10años deoperación, encada reactor dela Central. Poco
antes delarranque de la Central se amplió nuevamente la capacidad de lasalbercas mediante
bastidores compactos y absorbedores de neutrones (OOral), a los 3177 ensambles antes
mencionado, previendo cubrir toda lavida útil dela Central.
Sin embargo, los edificios de los reactores nucleares no fueron diseñados para servir de
almacenes del combustible nuclear irradiado y tienen una función diferente, sus albercas de
combustible irradiado sólo sirven para enfriar los ensambles decombustible mientras decaen los
productos defisión devida media más corta, con el findepoder trasladarlos a unalmacén fuera
del edificio del reactor. Laampliación deestas albercas tan solo esunpaliativo concedido porlos
organismos reguladores a varios reactores enel mundo, ante la falta de soluciones al problema
delaacumulación delcombustible irradiado.
Es evidente el riesgo creado porla acumulación de un gran inventario de combustible irradiado
por sucriticidad, carga térmica y radioactiva ante accidentes como la calda de unensamble de
combustible durante una maniobra de recarga o la pérdida de enfriador en la alberca de
combustible. Aunque estos eventos posean poca probabilidad deocurrencia es preferible tener
un almacén externo al reactor para enfriar los ensambles por vía seca o bien, enviar el
combustible irradiado a las instalaciones de reprocesamiento, deesta manera el problema de la
gestión delos residuos nucleares deatto nivel seresolveriaengran parte.
ix
Siestos ensambles son reprocesados, eluranioresidual puede ser re-enriquecido y reciclado en
el mismo reactor con un considerable ahorro de este energético, que se tiene que comprar
actualmente enelmercado intemacional. Elplutoniopuede serreciclado enunnúcleo mixto, con
elahorro adicional deuranio y deservicios deenriquecimiento. Después deseracondicionados
por vitrificación los productos defisión y los actínidos pueden serconsiderados como desechos,
ya que son los verdaderos residuos nucleares de alto nivel y vida media larga que produce la
Central Nuclear. De cualquier modo, este volumen de desechos de reprocesamiento es
significativamente menor al que representa elcombustible irradiado y, nocontiene plutonio, que
esunriesgo desde el punto devista ambiental por su toxicidad y la 'aparente' proliferación de
armas nucleares.
De acuerdo con el artículo 18 de la Ley Reglamentaria del Articulo 27Constitucional enMateria
Nuclear, la gestión de combustible es responsabilidad de la Secretaria de Energia. Casí todos
los proyectos de ley sobre la gestión de desechos radioactivos preparados por diferentes
organismos como la Secretaria deEnergía o el Instituto Nacional deInvestigaciones Nucleares,
señalan al problema enestudio y hasta la fecha nose ha tomado decisíón alguna o propuesto
una estrategia para laparte posterior del ciclo de combustible delaCNLV.
En este trabajo se presenta una estrategia para la evaluación económica del combustible
gastado en reactores de agua ligera (LWR) tomando como base un cíclo de equilibrio de 18
meses, se particulariza su aplicación a unreactor deagua enebullición (BWR) de la CNLV, se
consideran tres escenarios para la gestión de combustible irradiado; un escenario para
disposición directa del combustible gastado, un escenario con reprocesamiento de uranio y
plutonio pero sin reciclado y, finalmente un escenario con reprocesamiento de uranio y plutonio
con reciclado deplutonio.
El Capítulo 1 describe las etapas involucradas en el ciclo de combustible nuclear, desde la
mineria del uranio, beneficio, purificación, conversión, enriquecimiento, fabricación de
ensambles, irradiación del combustible hasta las altemativas de manejo y disposición del
combustible gastado.
En el Capitulo2 trata de los residuos nucleares en las Centrales Nucleoeléctricas, ya sea en
estado sólido, liquido o gaseoso, los cuales a su vez seclasifican en tres categorías: desechos
radioactivos debajo, intermedioy alto nivel. Se analizan las acciones encuanto almanejo delos
mismos y la manera en la cual el monto de los desechos radioactivos de alto nível (HLW) se
puede disminuir a través delreprocesamiento del uranioy plutonio. Se muestran las altemativas
de disposición geológica de los residuos nucleares ya sea en un ciclo cerrado o en un ciclo
abierto.
Los diferentes países que cuentan con un programa electrorluclear han llevado a cabo la
planeación de estrategias para el manejo del combustible gastado, el Capítulo 3 trata de las
opciones que se tienen en cuanto a esta problemática en paises como Estados Unidos,
Inglaterra, Francia y Rusia. Este capítulo hace énfasis al reprocesamiento y reciclado del
combustible gastado, el cual es una tecnología probada, ofrecida comercialmente sobre una
base intemacional por COGEMA (Francia) y BNFL (Reíno Unído). Se analizan los
inconvenientes y las ventajas de esta altemativa de disposición de combustible ante la
disposición directa del mismo.
x
Con la finalidad de poder analizar estrategias de reprocesamiento y reciclado es necesario
clasificar y cuantificar los desechos radioactivos presentes en el combustible irradiado, el
Capítulo 4 trata deunmodelo de balance dematerial. Para poder obtener la masa deactínidos
resultantes dela irradiación delcombustible seutilizó el códigoCPM-3 (sepuede usar cualquier
otro código para reactores deagua ligera), definiendo demanera sencilla y eficiente una barra de
combustible en dos dimensiones a partir de una celda de combustible del tipo 10x10. Para el
escenario dereprocesamiento y reciclado sedefinió demanera similar una celda sencilla a base
decombustibles deóxidos mixtos deuranio y plutonio (MOX).
Dado que elreprocesamiento y/o reciclado noesinmediato, esnecesario evaluar las cadenas de
decaimiento de los nuclídos hasta el momento de llevar a cabo dicha estrategia, para ello se
procedió a la creación de un algoritmo en lenguaje de programación C++ al cual llamamos
DECAY.
ElCapítulo 5 presenta el análisis económico del manejo decombustible gastado definiendo las
escalas detiempo y los costos implícitos en la evaluación detres alternativas: unescenario de
disposición final, un escenario de reprocesamiento, y un escenario de reprocesamiento y
reciclado del combustible irradiado, este último considera la opción de reciclado de plutonio ya
sea con uranio procedente del combustible gastado, uranio natural o bien uranio de colas, los
resultados seobtuvieron a través deun programa decómputo construido especificamente para
éllo, alcual se le llamó ECONÓMICO.
Las conclusiones de este trabajo se realizan en el Capítulo 6 de acuerdo a los resultados
obtenidos, además,se hacen recomendaciones para la realización de investigaciones futuras
relacionadas con el tema.
xi
Capítulo 1. El Ciclo de Combustible Nuclear
El ciclo de combustible inicia con la extracción del mineral de uranio pasando por su molienda,
concentración, conversión, enriquecimiento, irradiación del combustible y la elección de alguna
estrategia de disposición del combustible gastado. El ciclo de combustible nuclear puede
dividirse en dos categorías, el ciclo cerrado y el ciclo abierto, la diferencia principal estriba en que
en el ciclo abierto no se reprocesa el combustible irradiado, la elección entre estas dos
categorías se basa en parámetros de tipo económico, ambiental y político.
1.1 Minería del Mineral de Uranio
Se estima que la corteza terrestre contiene alrededor de 4 ppm de mineral de uranio. Su
abundancia es mayor a la de la plata, el mercurio, el bismuto o el cadmio. La minería de uranio
consiste en la extracción y separación del mineral que contiene el uranio, para la obtención del
uranio existen minas bajo tierra y minas a cielo abierto [H4].
La minería a cielo abierto se realiza cuando los depósitos de mineral están cerca de la superficie
terrestre, generalmente, cuando los depósitos de mineral se encuentran a profundidades
mayores de 120 m la minería es bajo tierra.
1.2 Beneficio y Purificación del Uranio
La molienda reduce al mineral en granos [C2], el tueste de los mismos remueve la mayoría de la
materia orgánica, seguido del lavado, la extracción por solventes conduce a obtener una sal
concentrada de uranio con un 75 a 80 % de U 3 0 8 , sustancia conocida como torta amarilla. El
intercambio iónico reduce el nivel de impureza del mineral concentrado.
El U 3 O 8 es centrifugado y secado para finalmente empaquetarlo en barriles de acero de 55
galones.
1.3 Conversión de Uranio a Hexafluoruro de Uranio (UF 6)
El UF 6 es de fácil transportación, dado que a temperatura ambiente se encuentra en estado
sólido, además, para el proceso de difusión gaseosa a una temperatura ligeramente elevada de
alrededor 147°F Y a una presión de 147 psi (punto triple) se encuentra en estado gaseoso.
Para convertir U 3 O 8 a UF 6 se usa ya sea el proceso en seco por hidrofluoruro o el proceso
húmedo de extracción por solventes.
1.4 Enriquecimiento del Uranio por Difusión Gaseosa
En los reactores de agua ligera (LWR) se utiliza un enriquecimiento del uranio del 2 al 5%. El
procedimiento de difusión gaseosa se basa en la diferencia de masas del 23S U Y del 238 U al
golpear la barrera de una membrana con millones de pequeños poros. Si las moléculas del UF 6
a determinada temperatura T, tienen una energía cinética kT =.!. MV 2 , donde
2
k es la constante de Boltzman.
M es la masa molecular.
V es la velocidad de la molécula.
La razón de las velocidades de dos moléculas con diferentes masa M H Y M L es igual a
~~ =(~:)Ia =Q .. .... ... ... .............. ..... .... ... .................... (1.1)
Las moléculas del 23S UF 6 son ligeramente más rápidas que las del 238 UF 6. La frecuencia
relativa con la cual las moléculas pasan a través de un pequeño poro de la barrera es
proporcional a la velocidad de las mismas. Entonces, la difusión de las moléculas más ligeras es
más rápida y el gas que pasa a través de la barrera es ligeramente enriquecido a 23S UF 6. Una
medida de la habilidad para la separación de los dos isótopos por este método es el valor del
factor de separación, de la ecuación (1.1):
( J
la )Ia
Q=~!l. =(23? +6 ~ !9 =1.004289
ML 235+6x19
El valor práctico, está dado por el cálculo Rayleigh de destilación igual a 1.003, la reducción de
Q es debida a la presión de retroceso hacia abajo del fluido no separado a través de la barrera.
2
Dada la pequeña diferencia en peso del 2lS U Y del 2J8 U es necesario utilizar un gran número de
barreras dispuestas en forma de cascadas, incrementándose de este modo el enriquecimiento
de una etapa a la siguiente.
Trabajo separativo
La ecuación total de balance de material para la cascada se escribe como
F = P + W ... ..... .. .. .... ..... .... .. .. .. ....... .. .. ...... (1.2)
F es la cantidad de Uranio natural, P es el producto y W el material de desecho (colas), todos en
unidades de masa.
La ecuación de balance para la cascada completa del 2lS U es
x¡F = xpP+xw W . ............. ... ................ ..... ....... (1.3)
XI es el enriquecimiento de alimentación, Xp es el enriquecimiento del producto y Xw es el
enriquecimiento de los residuos, dados en % de peso (w/o) de 2lS U.
Combinando las ecuaciones (1 .2) y (1 .3) se obtiene la razón de material de alimentación a
material de producto en función de los enriquecimientos:
F xp -X w - =-- ......... .... .. .. .. ... ........ ....... ......... (1.4)
P x f -X w
El parámetro cuantitativo que define la relación entre el trabajo realizado por la cascada, la masa
y el enriquecimiento del producto, de la alimentación y de los residuos se denomina trabajo
separativo (SW) y está definido por:
SW = WV(x w) + PV(x p) - FV(x f ) ...................... ......... .. ...... (1.5)
donde:
V(x¡) = (2x; -l).ln( 1 ~~; J ........................ .. ....... .. .. .... (1.6)
3
1.5 Fabricación del Combustible
Para la manufactura de pastillas de combustible, el UF 6 procedente de la planta de difusión
gaseosa debe ser convertido a dióxido de uranio (UO 2 ) en polvo, el cual es prensado para la
obtención de pastillas cilíndricas, recibiendo tratamientos térmicos y metalúrgicos. las pastillas
cilíndricas de combustible se sinterizan en una atmósfera neutra o reductora, evitando la
asimilación de O 2 a una temperatura de 1650·C incrementando su densidad, su conductividad
térmica y el número de átomos por unidad de volumen. Al sinterizar las pastillas, la comprensión
en frio permite darles la forma deseada, mientras el calor proporcionado produce un cuerpo
fuerte de alta cohesividad.
1.6 Irradiación del Combustible
las etapas involucradas durante la irradiación del combustible deberán contemplar como
objetivo primordial la optimización física y económica del combustible nuclear, siempre y cuando
se cumpla con los requerimientos de seguridad impuestos por el organismo regulador.
Planeación de la carga del combustible en el núcleo del reactor
El establecimiento de la longitud del ciclo de operación del reactor, es la base para manipular las
variables involucradas en el plan de carga del combustible (después del primer ciclo de
operación se le denomina plan de recarga), dado el nivel de potencia requerido. Para el buen
desempeño del combustible hace falta la correcta inserción de combustible nuevo y reacomodo
del combustible gastado en el núcleo del reactor sin violar las restricciones impuestas para la
correcta operación de la Central. las variables de interés son las siguientes:
1. Enriquecimiento del combustible.
2. Cantidad de venenos quemables utilizados para el control del exceso de reactividad
del reactor durante el ciclo de operación.
3. Cantidad de combustible.
4. Cantidad del combustible irradiado que pueda ser reinsertado.
5. Patrón detallado de recarga y longitud del ciclo.
6. Modificaciones del diseño mecánico del combustible.
las variables 1, 3, 4 Y 5, tienen una gran influencia en los costos del ciclo de combustible y
pueden afectar la factibilidad de cualquier plan de carga. las restantes tienen efectos
secundarios en los costos de combustibles y están asociadas al diseño de la recarga.
4
1.7 Disposición del Combustible Gastado
Para la disposición final del combustible gastado se tiene la estrategia de disposición final o la
estrategia de reprocesamiento y/o reciclado de combustible gastado. Las acciones llevadas a
cabo se muestran en la figura 1. 1
1.7.1 Almacenamiento de combustible gastado en albercas de enfriamiento
en el sitio del reactor
Después de haber sido descargado del núcleo del reactor, el combustible gastado es depositado
en una alberca dondees enfriado y su campo de radiación se contiene a través de un blindaje.
Durante el almacenamiento en la planta, los productos de fisión de vida media corta decaen
rápidamente con su correspondiente decremento en el calor generado. Con el combustible de
reactores de agua a presión (PWR) [N2), por ejemplo, el calor de un ensamble de combustible
(0.46 TMU con quemado de 33,000 MWDITMU) es de 75 kW después de un mes, 4 kW
después de un año y 0.8 k W después de cinco años a partir de la descarga del reactor.
El período de enfriamiento en la alberca del sitio del reactor puede variar de menos de un año
hasta unas cuantas décadas, dependiendo de la política nuclear nacional, la capacidad de un
almacenamiento interino, la capacidad de reprocesamiento y/o la facilidad de depósito. Si se
planea un período largo de almacenamiento en sitio, el combustible será transferido de la
alberca del reactor a un almacenamiento seco o un almacenamiento húmedo auxiliar.
1.7.2 Acondicionamiento del combustible gastado
Los procesos de acondicionamiento son usados para reducir la dispersión del desecho al medio
ambiente circundante mediante su conversión en una forma sólida estable e insoluble. Una
propuesta sistemática incorpora la elección del material conveniente por ejemplo, cemento,
polímeros o vidrio de borosilicato, para la formación de una matriz que asegurará la estabilidad
de los materiales radioactivos el período requerido para su embalaje en contenedores metálicos.
Ejemplos de procesos actualmente de uso común dentro del sector nuclear y otros sectores
industriales incluyen la cementación y vitrificación del material radioactivo.
En Suecia, por ejemplo, se utiliza un molde de hierro dentro de un contenedor de cobre para
contener el combustible gastado. Los depósitos de cobre puro en el mundo han comprobado que
el cobre también puede ser usado en el contenedor de disposición final ya que puede
permanecer inalterable dentro del manto rocoso por extremadamente largos períodos de tiempo,
si las condiciones geoquímicas son apropiadas (reducidos mantos acuíferos).
5
Electricidad
Irrad iación
._... .. .1. ..
Combustible
irradiado
r..
Combu stible
___ _--L-._~:..::.. . ,
Empaquetado I,----_.- '
Disposici ón directa
Almacenamiento a corto plazo
en el sitio del reactor
. - -L'=-::--':~'-.:--
Transporte del combustible '1
gastado
_. .. .."1.:" _ . :.::.~I
Almacenamiento interino I
···· . 1 -
(o) ··
r
¡
Reprocesamiento
I
Il-- ·-
I
I
[Desechos radioact ivos de alto I
nivel
Rec iclad o
Uranio y Pluton io
Disposición
__..._ _.,__.L. .
.,m.o.".~L,;, ;;;..- ]
..--- --·-1- - - - .
¡
Embalaje
Acondic ionam iento
(Vitrificación)
- -' --~" --' '1 -'-' -' ''-- -
Almacenamiento :
~-:-._._ .:J : . - _ ..._ _.~
i
I
Acond~~~~:I~.~~__J ¡--
..1 ... . .. i_ _...
DiSP~Sició~:a_I_J
r
Desechos radioactivos da
bajo e intermedio nivel
L .• __ , ~
;
Disposición final
Figura 1.1 Disposición del combustible gastado
6
Los descubrimientos de éIltigUas herramientas de cobre, de miles de anos de antigüedad,
también demuestran la resistencia a la corrosión del cobre a largo plazo, haciéndolo un material
candidat> para el ainacenamiento de desechos radioactivos. Otros paises están actualmente
considerando el uso de contenedores de acero, el cual ofrece un nivel de resistencia a largo
plazo a la corrosión Y estabilidad sirnHar al diseño sueco.
La figura 1.2 ilustra un típico contenedor para almacenamiento de combustible gastado
proveniente de reactores de agua a presión (PWR), las rOOItiples barreras del contenedor tienen
la función de asegurar que la mayor parte de las formas de penetración de la radiación no
puedan salir al medio ambiente.
Orificio de ventilación y .-/
drenado
Resina
Cubierta frontal absorbedora
de impactos
- Tapa secundaria
2 sellos concénlJicos
Tapa primaria
Canasta para 37
ensambles PWR ---~IIII~~- 2 sellos concéntricos
Conductores de calor --H-f
Cubierta absorbedora de
impacto en la base
. ""-''+-- Sello de acero
fo~ado
Ja'""tt:--_Cubierta extema
de acero
Limitadores laterales de
impacto
Figura 1.2 Contenedor para almacenamiento de combustible gastado de reactores PWR.
7
1.7.3 Transportación
Después del período inicial de almacenamiento de combustible gastado en el sitio del reactor, la
transportación es una parte esencial de la administración de combustible gastado,
independientemente de la opción escogida. El transporte de combustible gastado es una práctica
bien establecida que ha sido adecuada en una base rutinaria por más de 20 años. El transporte
es por camión, tren o barco. Los estándares de la transportación son cubiertos por las
Regulaciones para la Seguridad de Transporte de Materiales Radioactivos de la Agencia
Intemacional de Energía Atómica (IAEA) y controlados por regulaciones específicas llevadas a
cabo de manera individual por cada gobierno. Estas regulaciones requieren, entre otras cosas,
que un prototipo de cada tonel transportado sea puesto bajo prueba en condiciones específicas
que simulen accidentes severos como parte del proceso de licenciamiento.
Un tonel para transporte de combustible gastado es una caja o cilindro de 50 a 120 toneladas
que puede contener de 1 a 8 toneladas de combustible. El grueso de las paredes del tonel junto
al blindaje son de acero, uranio gastado y/o material con contenido de hidrógeno; tal como el
polietileno o cera de parafina proveen un amplio escudo de radiación tanto para la radiación
gamma como para la radiación neutrónica. Estos toneles están también diseñados para disipar el
calor generado en el combustible. La radiación y la disipación de calor decrece con el tiempo y el
diseño del tonel y su seguridad están referidos específicamente a la carga de calor que es una
función de la masa de combustible y el tiempo de enfriamiento.
1.7.4 Almacenamiento interino del combustible gastado
En algunas estrategias de administración de combustible gastado, el combustible gastado será
transferido de las albercas de enfriamiento en el sitio del reactor a instalaciones de
almacenamiento interino a determinada distancia del sitio del reactor y guardado ahí por algún
tiempo antes del reprocesamiento (en el caso de que se elija esta opción) o previo
acondicionamiento para su disposición final. La necesidad para el almacenamiento interino y la
longitud del período de almacenamiento está determinada por la capacidad de las instalaciones
de almacenamiento en el reactor y la disponibilidad de la capacidad de reprocesamiento o de las
facilidades para la disposición final. En algunos países la estrategia consiste en el
almacenamiento extendido, con la finalidad de permitir el decaimiento radioactivo y reducir la
generación de calor del combustible gastado antes de su disposición final, esta alternativa
permitirá en un momento dado mejorar la estrategia de disposición final.
En los casos donde la alberca de enfriamiento en el sitio del reactor tenga suficiente capacidad o
donde la capacidad de la alberca o el almacenamiento en seco puedan ser expandidos, el
almacenamiento interino puede tener lugar en el sitio del reactor. En este caso, el combustible
gastado podría guardarse dentro del almacenamiento interino en el sitio del reactor por algunas
décadas.
La ubicación de un sitio para la instalación de un almacenamiento interino dependerá de las
circunstancias de cada país. Con frecuencia es colocado en el sitio de un reactor y podría se¡vir
a un reactor o a todos los reactores del país. Alternativamente, podría localizarse en el sitio de
reprocesamiento o de disposición final o en un lugar separado. En algunos países, un
considerable monto de combustible se ha estado acumulando y será almacenado por un
período relativamente largo. Este medio favorece el desarrollo de instalaciones centrales de gran
8
escala dedicadas al almacenamiento de combustible gastado y buscar desarrollos de economía
de escala, aunque se requiere adicionalmenteel transporte de los desechos radioactivos.
Varias propuestas han sido desarrolladas para el almacenamiento interino por ejemplo, los
ensambles de combustible son almacenados en albercas donde son enfriados por agua. En otra
altemativa, los ensambles de combustibles pueden ser depositados de manera segura en
almacenamientos en seco (p.e., pozos secos, toneles secos, etc.) donde el enfriamiento se lleva
a cabo usando tanto aire como gases inertes con circulación natural o forzada. En algunas
consideraciones, los ensambles son desmantelados (consolidación de barra) para formar un
embalaje más cerrado y de esta forma una reducción en volumen. En muchos casos, el desecho
es sellado en contenedores especialmente diseñados para su almacenamiento.
1.7.5 Reprocesamiento
la tecnología de re procesamiento de combustible gastado está bien establecida y usada a
escala comercial en Francia y Reino Unido. El propósito del reprocesamiento es separar el
uranio y el plutonio de otros actínidos y productos de fisión contenidos en el combustible
gastado. El combustible es disuelto en ácido nítrico, y el uranio y el plutonio son separados en un
proceso químico (p.e. el proceso PUREX). El uranio y el plutonio recuperados son reciclados
para su posible uso como combustible nuclear. El resto (otros actínidos, productos de fisión e
impurezas) es una solución altamente radioactiva (desecho líquido de alto nivel) y es
almacenada para su futuro acondicionamiento.
1.7.6 Almacenamiento interino del desecho del reprocesamiento
En varios países la estrategia de reprocesamiento ha sido llevada a cabo y el almacenamiento
interino es también considerado para los desechos del reprocesamiento durante el periodo entre
el acondicionamiento y la disposición final (esto es, por algunas décadas). Este almacenamiento
provee flexibilidad para el momento de la disposiCión final, debido al decaimiento radioactivo
durante el periodo de almacenamiento. la razón de generación de calor decrece por un factor de
50 o más entre el primer año y el año cien después del reprocesamiento. Respecto a la
instalación de almacenamiento, algunos países, consideran ubicarla en el sitio de la planta de
reprocesamiento o en el sitio de la disposición final.
1.7.7 Embalaje y disposición final
Aunque no todos los . países tienen experiencia a escala comercial con la disposición del
combustible gastado o de los desechos de reprocesamiento, actualmente se llevan a cabo, por
casi todos los países con un programa nuclear, programas de desarrollo e investigación intensiva
para la disposición.
El único método de disposición considerado en el presente es la disposición geológica, donde los
desechos son empaquetados apropiadamente para disponerlos en repositorios los cuales serán
construidos entre varios cientos y mil metros bajo tierra. El repositorio para la disposición de
desecho radioactivo debe proveer una alta capacidad de aislamiento y ser adecuadamente
9
estable. El diseño del repositorio ha de ser adecuado para cada sitio, teniendo en cuenta el tipo
de desecho, el tipo de roca del depósito, las condiciones específicas del sitio.
la seguridad del depósito geológico final está generalmente adecuada al uso de barreras
múltiples; es decir, el desecho, un contenedor resistente a la corrosión, un sistema de blindaje y
el medio geológico. Después de emplazar los contenedores en el repositorio, el espacio residual
entre los contenedores y los túneles excavados será rellenado por materiales como la bentonita
y el cemento. Un repositorio geológico es generalmente concebido como una excavación dentro
de la cual los desechos radioactivos de alto nivel pueden ser depositados y aislados. El medio
geológico y las regulaciones nacionales tendrán una significante influencia en el diseño detallado
de estas excavaciones y los métodos de blindaje para prevenir la liberación de estos desechos al
ambiente en concentraciones que exceden los límites regulados o que son potencialmente
peligrosos.
Dado que existen condiciones geológicas diferentes alrededor del mundo, diferentes medios han
sido considerados para la disposición final de combustible gastado o desecho de
reprocesamiento. Entre los países que están contribuyendo a este estudio, los siguientes medios
geológicos son considerados:
- roca ígnea (Canadá, Finlandia, Francia, Japón, España, Suecia, Suiza, la Gran Bretaña y los
Estados Unidos);
- sal (Francia, Alemania, Holanda y España);
- arcilla (Bélgica, Francia, Japón y Suiza);
- roca metamórfica (Francia y Japón).
El diseño de túnel y drenado que es usado comúnmente en excavaciones bajo tierra es la
configuración de referencia primaria en la mayoría de los países. Este diseño, en el cual el
volumen del depósito excavado es pequeño comparado al volumen de roca contenido en el
mismo, puede proveer un depóSito estable en todos los medios geológicos que han sido
considerados. Otras altemaUvas que han sido consideradas, incluyen el emplazamiento del
desecho en grandes cavemas que pueden ser usadas para almacenamiento.
El diseño de túnel y drenado utilizará túneles o rampas, dependiendo de la topografía local y la
profundidad del emplazamiento, para acceder a el nivel del depósito dentro del medio geológico.
las instalaciones bajo tierra incluyen un arreglo de túneles y cámaras excavadas que proveen
acceso a las brechas en las cuales el desecho será confinado. Equipo para excavación, así
como equipo para manipulación, emplazamiento y confinamiento del desecho, además de
diferentes servicios como agua, aire acondicionado, ventilación, electricidad, manipulación y
preparación de materiales aislantes, etc., deben ser provistos.
las instalaciones superficiales son un componente esencial para el depósito, tales como:
-la recepción del desecho de la planta de embalaje;
-la manipulación y administración de la roca de desecho de las operaciones en el subsuelo;
-la recepción, almacenamiento y preparación de los materiales de blindaje necesarios;
-el acceso, seguridad, salud, salvaguarda, administración, personal y sistemas necesarios para
operar el sitio y el depósito.
10
Capítulo 2. Residuos Nucleares
Durante la operación de las centrales nucleares se producen varias categorias de desechos
radioactivos. los desechos radioactivos se presentan ya sea en forma sólida, líquida o gaseosa
y se clasifican principalmente en desechos radioactivos de alto, intermedio y bajo nivel.
2.1 Clasificación de los Desechos Radioactivos
No hay una clasificación aceptada mundialmente de los diferentes tipos de desechos
radioactivos generados. Sin embargo existen varias clasificaciones aceptadas por convención,
como la siguiente [K1):
2.1.1 Desechos de alto nivel (HLW)
Son los productos de fisión producidos por los reactores de potencia, los cuales se separan del
combustible gastado en la primera etapa del reprocesamiento de combustible y se les llama de
esta apropiada manera dada su muy larga actividad. En el ciclo abierto, el combustible gastado
es en si mismo considerado como desecho y clasificado como HlW, sin embargo contiene
combustible fisil e isótopos transuránicos.
2.1 .2 Desechos transuránicos (TRU)
Estos desechos están compuestos de plutonio y actinidos con número atómico grande y tienen
altas concentraciones de actividad mayores a 100 nCi/g . Tales desechos son generados
primordialmente por las plantas de reprocesamiento de combustible donde los isótopos físiles
transuránicos son separados de los productos de fisión en el combustible gastado.
2.1.3 Colas de minería y molienda
Estos son desechos de las operaciones de mineria y molienda y emiten bajos niveles de
radioactividad. El componente primario es el gas radón radioactivo emitido de estos desechos.
2.1.4 Desechos de bajo nivel (LLW)
Este desecho tiene bajo contenido de actinidos «100 nCi/g) y suficiente baja actividad de otros
radionuclidos por lo que no es necesario un blindaje para su normal manipulación ytransportación. Este desecho puede tener hasta 1 Ci de actividad por paquete de desecho., pero
generalmente una actividad menor es distribuida sobre un gran volumen de material inerte. Tal
desecho es usualmente depositado en tanques de metal y almacenados en sitios cercanos a la
superficie.
11
2.1.5 Desechos de nivel intermedio (ILW)
Este desecho puede contener más de 100 nCi/g de actínidos transuránicos y, generalmente,
requiere blindaje cuando es manipulado o transportado. Tales desechos típicamente son
materiales activados del reactor o el encamisado del combustible del reprocesamiento.
2.2 Desechos Sólidos, Líquidos y Gaseosos
Los desechos sólidos incluyen el encamisado removido del combustible gastado, filtros, resinas
y otros materiales usados durante las operaciones del re procesamiento y equipos contaminados
(N2). Los desechos son radioactivos en varios grados y la mayoría de ellos están contaminados
con emisores alfa. La reducción en su volumen es posible por incineración, compactación o
fragmentación. Los desechos son inmovilizados dentro de una matriz sólida tal como el concreto
o el metal para su disposición final.
Los desechos sólidos, tales como filtros . y materiales absorbedores, resinas de intercambio
iónico, etc., son usualmente enterrados (G1). La incineración puede ser llevada a cabo con la
necesaria y cuidadosa filtración de los gases producidos. El equipo del proceso puede ser
descontaminado; pero si no es posible, es enterrado. Existe la posibilidad de convertir la mayoría
de los desechos radioactivos líquidos en forma sólida.
En procesos que utilizan soluciones acuosas, los desechos líquidos constituyen el mayor
problema de disposición. Dado el posible valor de la mezcla o de los productos de fisión
individuales y también su intensa radioactividad constituyen un peligro potencial para la salud.
Los desechos del combustible del reactor no pueden ser tratados de la misma manera que los
desechos radioactivos de otras industrias. Los desechos líquidos pueden ser divididos en dos
categorías y requieren diferentes métodos para su manipulación; estos son (a) desechos de "alto
nivel' con actividad en el rango de curios por litro y (b) "bajo nivel' con actividad en el rango de
los microcurios por litro.
Los desechos gaseosos son producidos durante el corte y disolución del combustible gastado.
Después de remover las partículas radioactivas de los materiales por medio de filtros y remover
algunos desechos gaseosos por procesos químicos, los gases restantes son descargados bajo
condiciones cuidadosamente controladas a la atmósfera.
Hay tres importantes desechos radioactivos en forma de gas, el yodo y los gases químicamente
inertes, el criptón y el xenón. Éstos son liberados cuando el elemento combustible es disuelto. Si
el combustible está en la forma metálica, óxidos de nitrógeno también están presentes como
resultado de la reacción con ácido nítrico. En algunas plantas de procesamiento el yodo es
removido en la forma de yodo plateado. Finalmente los gases, constituidos mayoritariamente de
criptón y xenón, son filtrados a través de fibra de vidrio, u otros materiales, y descargados a la
atmósfera a través de altas torres. Si, por razones meteorológicas u otras, no es deseable la
descarga de xenón y criptón radioactivos a la atmósfera, estos gases pueden ser absorbidos en
carbón o gel de silicato a baja temperatura. El sólido radioactivo resultante puede ser depositado
de manera adecuada.
Bajo la concepción de desechos gaseosos peligrosos se puede incluir el aire proveniente de las
plantas de procesamiento, el cual acarrea pequeñas partículas radioactivas sólidas o líquidas.
12
Dado que esto puede constituir un serio peligro, el aire se descarga a través de filtros de arena, o
mejor, de fibra de vidrio para remover las partículas sólidas. Estos filtros tienen una limitada vida
de operación y deben ser reemplazados periódicamente.
2.3 El Combustible Gastado
Durante seis años (ciclo de irradiación de 18 meses) una barra de combustible de uranio se
utiliza en el reactor, la mayor parte de los núcleos 235U y una pequeña cantidad de los núcleos de
238U son convertidos en productos de fisión e isótopos transuránicos.
De los cientos de los diferentes radionuclidos producidos como productos de fisión, solamente
siete tienen vidas medias mayores a 25 años: 90Sr (29.1 años), mes (30.2 años), 99Te (0.21
millones de años), 79Se (1.1 millones de años), 93Zr (1 .5 millones de años), 135Cs (2.3 millones de
años) y 1291 (16 millones de años). Los últimos cinco, con tales vidas medias, son efectivamente
estables, de esta forma la actividad a largo término de los desechos de los productos de fisión
es determinada solamente por el 137es y el. 90Sr (en equilibrio con su hijo 90Y de 54 horas de vida
media).
Sin embargo, algunos isótopos transuránicos en el combustible gastado tienen una vida media
mayor que el 90Sr y el 137es, notablemente el 239PU con una vida media de 24,000 años. Estos
actínidos transuránicos constituyen el mayor reto para la disposición permanente del combustible
gastado; se requiere aislamiento de este HLW de la biosfera por cientos de miles de años.
En el reprocesamiento del combustible gastado, práctica común en algunos países como Francia
e Inglaterra, se separan isótopos físiles para su uso en combustible fresco. Adicionalmente, el
reprocesamiento de combustible gastado separa los radionuclidos transuránicos. El
almacenamiento de los productos de fisión requiere aislamiento solamente por miles de años; los
nuclidos transuránicos pueden ser reciclados en combustible en un reactor y transmutados o
fisionados en radionuclidos con vidas medias más cortas.
2.3.1 Desechos radioactivos de alto nivel en el combustible gastado
El combustible gastado contiene desecho líquido de alto nivel con más del 99% de productos
de fisión no gaseosos, junto con pizcas de plutonio y otros actínidos. El desecho puede ser
concentrado por evaporación y guardado en toneles de acero inoxidable, los cuales son
enfriados con agua, con paredes dobles y situados en instalaciones blindadas.
El término desechos de reprocesamiento, se usa para abreviar "los desechos de alto nivel
vitrificados y los desechos con decaimiento alfa, productos de las actividades de
reprocesamiento."
13
2.3.2 Desechos radioactivos de nivel intermedio en el combustible gastado
Los desechos líquidos de nivel intermedio están usualmente contaminados con radionuclidos
emisores de radiación alfa. Los desechos pueden ser procesados para concentrar su contenido
radioactiva, el cual puede entonces ser agregado al torrente de desechos de alto nivel, o
alternativamente inmovilizado en una matriz sólida tal como el concreto o la resina.
La mayoría de los desechos radioactivos de nivel intermedio provienen de la industria nuclear.
Son más radioactivos y necesitan blindaje antes de su tratamiento y disposición. Usualmente son
resinas así como materiales contaminados del desmantelamiento del reactor. La mayoría de
estos desechos son embebidos en concreto para su disposición. Generalmente el desecho de
vida media corta (principalmente de reactores) es enterrado.
2.3.3 Desechos radioactivos de bajo nivel en el combustible gastado
Los desechos líquídos de bajo nivel contienen muy poca radioactividad y son depositados
después de un tratamiento apropiado o descargados bajo condiciones cuidadosamente
controladas [N2]. Junto a los desechos de alta actividad, se producen grandes volúmenes de
desechos líquidos de bajo nivel en plantas de reprocesamiento acuosas. Tales soluciones han
sido dispuestas por descarga en pozos secos o en fosas abiertas en la tierra. Los líquidos fluyen
lentamente en los alrededores de la tierra donde los iones radioactivos son absorbidos y
sujetados por intercambio iónico. Existe un pequeño peligro de liberación de radioactividad
cuando la capacidad de absorción de la tierra es excedida. En la Gran Bretaña,los desechos
procesados de bajo nivel, bajo control cuidadoso, se han dispuesto inyectándolos en el mar a
una distancia de alrededor de dos millas de la costa [N2].
2.4 Disposición de los Desechos Radioactivos
Dado que la demanda de espacio para almacenamiento se incrementa continuamente y hay un
riesgo constante de ruptura en el almacenamiento de los desechos líquidos radioactivos de alto
nivel, además de la que la absorción de rayos beta y gammas produce un considerable
calentamiento de las soluciones radioactivas, por lo tanto en algunos casos es necesario utilizar
agua de enfriamiento. Con el continuo crecimiento de la industria nuclear, el almacenamiento no
será a largo plazo un medio factible para la disposición de los desechos de alto nivel.
Consecuentemente, otros procedimientos han sido investigados. Un método promisorio es
concentrar los desechos, preferiblemente en forma sólida, y entonces almacenarlos o enterrar el
relativamente pequeño volumen resultante de los residuos, en lugares seleccionados. Entre los
métodos de concentración y solidificación estudiados está la evaporación del agua, adición de
las soluciones al cemento para formar concreto, absorción de los isótopos radioactivos en arcilla,
seguidos por calentamiento para "mezclarlos' entre ellos, fusión en cerámica o vidrio, y
evaporación y calcinación en un lecho fluid izado.
Una posibilidad alterna, la cual puede ser menos costosa, es la disposición directa de los
desechos de alto nivel en localidades donde no representan un peligro, por ejemplo fosos de
asfalto o la elección de formaciones geológicas adecuadas bajo tierra. El peligro asociado con
este tipo de disposición puede ser grandemente reducido si los productos de fisión de larga vida
como el Estroncio-90 y el Cesio-137 son removidos y almacenados por separado. Aunque el
14
almacenamiento de desecho radioactiva en fosos impermeables tiene valor temporal, se
considera insatisfactorio para su uso a largo plazo.
Los depósitos en el océano han sido objeto de muchas investigaciones, principalmente porque el
vasto volumen de tales depósitos puede diluir la radioactividad a proporciones menos peligrosas.
Se concluye, sin embargo, que los depósitos a larga escala de las soluciones de desechos
radioactivos al océano podrían ser insatisfactorios por varias razones. Por ejemplo, se conoce
muy poco en lo que concierne a corrientes oceánicas para poder predecir el destino de los
desechos. Otro serio inconveniente es la completa falta de control una vez que la disposición se
lleva a cabo. La disposición oceánica en sitios seleccionados ha sido usada a pequeña escala
para desechos de bajo e intermedio nivel en tambos, pero no es práctico o deseable en lo
concemiente a grandes volúmenes de desechos de alto nivel. Un método promisorio para
disposición directa de los desechos líquidos parece ser enterrar10s en la tierra, ya sea en domos
de salo en cuencas (5,000 a 10,000 pies bajo la superficie) con salmuera y sin conexión alguna
con agua potable.
2,4,1 Disposición de los desechos radioactivos de alto nivel
Los depósitos geológicos han sido considerados para la disposición de los desechos
radioactivos de alto nivel (HLW), tales como roca cristalina, sal, arcilla y arenisca. Este rango de
posibilidades provee por supuesto varias opciones de diseño, construcción y operación de
repositorios. Consecuentemente un determinado número de diferentes repositorios han sido
diseñados en diferentes países.
En general los repositorios están basados en el principio de barreras múltiples, por ejemplo, el
uso de barreras múltiples se basa en la forma de un contenedor resistente a la corrosión,
sistemas de sellado hermético y el medio geológico. Para disposición directa de combustible
gastado, un contenedor de disposición por separado siempre será usado, mientras que para el
desecho radioactiva de atto nivel vitrificado (el cual es vitrificado en un contenedor de acero
inoxidable) un contenedor extra se propone solamente en algunas condiciones. En otras
condiciones para el desecho del re procesamiento, la forma del desecho y el contenedor de acero
inoxidable son considerados como una primera barrera. Diferentes materiales son usados para el
contenedor del repositorio tales como el hierro, acero inoxidable, titanio, cobre y cerámica. Para
los desechos con decaimiento alfa del reprocesamiento, normalmente no se necesita un
contenedor extra para su dispoSición final.
Para el almacenamiento interino y disposición final, el desecho es convertido a una forma sólida
estable. El método de solidificación más común es la vitrificación con vidrio de borosilicato en un
contenedor de acero inoxidable. Los procesos de vitrificación y las características de los
materiales vitrificados han sido estudiados intensivamente y los métodos han sido adoptados en
operaciones industriales a escala en muchos países (Bélgica, Francia, Alemania, Japón y Reino
Unido). La vitrificación provee una forma de desecho sólido de bajo volumen. El desecho
vitrificado es químicamente durable y tiene propiedades físicas y térmicas adecuadas para el
almacenamiento por períodos largos y disposición final.
El monto de los desechos vitrificados de un reactor de agua a presión (PWR) de 1000 MWe es
alrededor de 4m3/año [N2]. Las dimensiones, características químicas y radioactividad de los
desechos están afectadas por los métodos y especificaciones del proceso de vitrificación. La
15
razón de decaimiento radioactiva y el decremento en la generación de calor del desecho
vitrificado es en principio comparable a la del combustible gastado, ya que la radioactividad es
dominada en ambos casos por los productos de fisión. Después de algún tiempo, los
radionuclidos del plutonio y sus productos de decaimiento vienen a dominar el decaimiento del
combustible gastado, y el decaimiento de los desechos vitrificados viene a ser más rápido.
En la opción de reprocesamiento, el desecho de alto nivel será inmovilizado y empaquetado en
la planta de reprocesamiento para seguridad del transporte al repositorio. En algunos casos los
paquetes pueden ser transferidos directamente al repositorio, mientras que en otros un
contenedor resistente a la corrosión puede ser requerido.
Si el combustible gastado es reprocesado, los productos de fisión separados son primeramente
solidificados al calentarlos e integrarlos a una mezcla con vidrio pulverizado; los productos de
fisión se vierten en tambos donde se solidifican en un vidrio resistente a la filtración del agua. Si
las barras de combustible no son reprocesadas, los ensambles de combustible pueden ser
depositados en un contenedor para su disposición o, altemativamente, las barras pueden ser
acomodadas en un contenedor y consolidarse en una masa única por la mezcla en un metal
líquido como el plomo.
El HLW solidificado resultante puede ser depositado permanentemente en un lugar en donde
debe permanecer seguro hasta que virtualmente los radionuclidos hayan decaído en productos
estables. Tal aislamiento, que debe asegurarse por muchas decenas de miles de años, ha sido
materia de mucho estudio y debate público. Algunas técnicas propuestas para disposición de
HLW son resumidas en la tabla 2.1.
Aunque ya están en servicio depósitos no permanentes de HLW, la mayoría de los países,
incluyendo a los Estado Unidos, están planeando usar el aislamiento geológico en minas. En los
Estado Unidos, algunos sitios alrededor del país fueron investigados, para encontrar las
condiciones geológicas adecuadas para un depósito nacional de HLW. El Congreso decretó en
1987 que el depósito nacional de HLW en los Estados Unidos debía ser establecido en Yucca
Mountain, a 160 km al norte de Las Vegas, Nevada, cerca del sitio de prueba de bombas
nucleares. Entre las características favorables de este sitio se incluyen: un ambiente desértico
con menos de siete pulgadas de lluvia al año, una formación geológica estable, con el depósito
de alrededorde 2000 pies sobre el manto acuífero, y una muy baja densidad poblacional
alrededor del sitio. Sin embargo aún no ha sido almacenada cantidad alguna de HLW ,en el
depósito de Yucca Mountain; la caracterización de este sitio ha sido extensa y se han llevado a
cabo numerosos experimentos para validar las sustentabilidad de este sitio.
Los ensambles de combustible gastado pueden llegar por tren a Yucca Mountain, ser
depositados en contenedores con un aislamiento interno de 2 cm de aleación de níquel, el cual
es muy resistente a la corrosión y un blindaje extemo de 10 cm de grosor de acero inoxidable.
Los tambos del desecho pueden ser depositados en túneles horizontales de concreto en el
depósito. Inicialmente, los paquetes de desechos pueden ser recuperados; pero, en el futuro, las
cámaras de almacenamiento podrán ser selladas, cubriendo los paquetes con blindaje cerámico.
Con estas barreras múltiples alrededor del combustible gastado, se espera que el agua no pueda
alcanzar el desecho por al menos 10,000 años.
El decaimiento radioactiva produce la liberación de calor, en Yucca Mountain a la cantidad de
calor generada por decaimiento radioactiva dentro de un área particular se le llama ' carga
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térmica" . El número, tamaño y contenidos de los tambos de desecho depositados en el
repositorio ayudará a determinar las concentraciones de calor dentro de la instalación. La
manera en que estos tambos sean arreglados determinará que partes del repositorio serán las
más calientes. La cercanía entre los tambos de desecho, concentrará el calor en determinada
zona. El calor puede afectar la roca del piso y las paredes del repositorio, se están llevando a
cabo experimentos en laboratorio para determinar el método de espaciamiento que mejor
contribuirá a la seguridad del depósito, entre las acciones a considerar está el espaciamiento
entre túneles y tambos de desecho, combinar sustancias más calientes con sustancias que
liberen menos calor, esperar el decaimiento futuro de los materiales y entonces serán menos
calientes, antes de enterrarlos, o ventilar el repositorio por largos periodos de tiempo.
2.4.2 Disposición de desechos radioactivos de bajo nivel
Aparte de los desechos radioactivos de alto nivel (HLW) de las barras de combustible gastado,
una planta nuclear también genera un volumen más grande de desechos radioactivos de bajo
nivel (LLW) sólido. Este desecho consiste en ropa ligeramente contaminada, herramientas,
cristalería, así como desecho de resinas, desmineralizadores y filtros de aire. Este desecho
sólido es usualmente depositado en barriles y transportado a depósitos de LLW, donde los
barriles son depositados cerca de la superficie en zanjas diseñadas para prevenir que el agua de
la superficie alcance el desecho. Una planta nuclear de 1000 Mwe genera varios cientos de
barriles de LLW al año. Las plantas nucleares también producen LLW líquidos que contienen
principalmente tritio (hidrógeno 3), el cual es fácilmente incorporado al agua como moléculas de
HTO (agua triatiada). No es económicamente favorable separar las pequeñas cantidades de
HTO del agua, por lo tanto, frecuentemente el agua de desecho de tritio es diluida para reducir la
actividad y es dispersada de forma segura al ambiente.
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Tabla 2.1 Posibles estrategias dedisposición pennanente deHLW [K1].
Concepto dedisposición deHLW Comentarios
Este es un método de disposición planeado por
Disposición Geológica en Minas: Poner el los Estados Unidos. Requieredeundepósito de
desecho en cámaras bajo tierra, y formación geológica sismicamente estable a
eventualmente rellenar y cerrar la mina. largo plazo y la exdusión de agua subterránea
del desecho.
Disposición en el fondo del mar: Deja los
Pruebas en la década de los 80's demostrarontambos del desecho dentro de gruesos que el depósito en el lecho marino es factiblesedimentos bajo el piso de aguas oceánicas
profundas. Las modificaciones induyen desecho con muy baja difusión de radionuclidos en el
depositado en el manto acuífero o en zonas de sedimento. Hay obviamente preocupaciones
ambientales. También están presentes tassubconducción en los bordes de placas dificultades políticas y legales del usode aguastectónicas en las cuales el desecho es
eventualmente enterrado dentro del manto de la internacionales, y la inaccesibilidad
del
tierra. monitoreo o ladificultad derecuperarlos.
Disposición en fosas profundas: Depositarel La excavación de tales fosas es muy cara,
desecho en fosas profundas, porejemplo, de 10 obviamente sujeta a la tecnologíadeperforación
km deprofundidad, tal que el gran agujero aislará
eldesecho delabiosfera. actual.
Disposición al espacio: Lanzar desechos al El peso del encapsulamiento para prevenir la
espacio interestelar, dentro deuna órbita solar o vaporización en la atmósfera puede hacer que
dentro del sol. esta opción sea muy cara.
Disposición en una Capa de Hielo: Dejar los
contenedores de desecho sobre una capa de
Hay importantes incertidumbres económicas yhielo en la Antártica. El calor del decaimiento
causará que el bote se funda dentro de la capa obviamente preocupaciones ambientales. Más
aún, el uso de la Antártica posee dificultadesde hielo para descansar en la cama derocas. El
políticas.recongelamiento en el contenedor aísla el
desecho delabiosfera.
Disposición en Roca Fundida: Depositar el
desecho enun agujero profundo donde el calor Esta tecnologia no está bien desarrollada.
dedecaimiento fundirála roca delosalrededores Preocupaciones geológicas y ambientales no
y ante el eventual recongelamiento, el desecho han sido todavíatratadas.
estará enunforma sólida estable.
Inyección en pozos: Inyectar desechos como Este esquema esusado enalgunos paises para
líquidos dentro de pozos profundos LLW; pero el desecho líquidopuede emigrar en
tecnológicamente similares a los usados en la las formaciones bajo tierra y su aislamiento
industria del petróleo o elgas. seguro a largo plazo delabiosfera esincierto.
Transmutación y Procesamientodel Desecho: Este proceso convierte el desecho de larga vida
Separar químicamente los productos defisiónde en productos de fisión que necesitan ser
los aclínidos (TRU). Entonces usarlos en un almacenados de forma segura por solamente
reactor o acelerador para transmutar el TRU en varios cientos deaños. Esta tecnologia requiere
aclínidos más grandes que decaigan más reprocesamiento de combustible y los costos
rápidamente por fisión espontánea en productos económicos pueden serprohibitivos.
de fisión derelativa vida corta.
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Capítulo 3. Reprocesamiento y Reciclado
La administración de combustible gastado inicia con la descarga del combustible del núcleo del
reactor al almacenamiento del combustible en la central nucleoeléctrica y finaliza con la
disposición del combustible o sus residuos. En general, se tienen dos alternativas para la
administración del combustible gastado:
(a) La alternativa de reprocesamiento, en la cual el combustible gastado del reactor es
reprocesado, para separar el plutonio y el uranio (los cuales pueden reutilizarse como
combustible nuclear) de otros elementos radioactivos producidos durante el proceso de
fisión dentro del núcleo del reactor.
(b) La alternativa de disposición directa, en la cual el combustible gastado no se re procesa
pero se le dispone como desecho siguiendo el tratamiento apropiado.
3.1 Energía Nuclear y Sustentabilidad
En cuanto a la generación de energía eléctrica por medios nucleares, actualmente representa el
16% de la generación mundial. Hasta 1997 se tenía en los yacimientos de uranio alrededor de
4.5 millones de toneladas [01]. El modelo geológico y otros indicadores sugieren la existencia de
otros 11 millones de toneladas disponibles.
Continuando con las tasas de explotación actuales se tiene la capacidad para cubrir el suministro
de recursos nucleares durante 220 años, utilizando reactores de tecnología existente [01]. En
cambio, si se considera el escenario propuesto por el Consejo Mundial de Energíarespecto al
crecimiento de la capacidad nuclear (escenario que supone una capacidad de 1,150 GWe en el
año 2050), los yacimientos conocidos durarían aproximadamente 50 años. Si se usan los
reactores de cría, el contenido energético del uranio aprovechable se multiplicaría por un factor
de 50 a 60 [01].
El torio constituye otra fuente potencial de combustible nuclear para ser aprovechada a largo
plazo, y también se encuentra ampliamente distribuido en el planeta. Igual que el uranio, el torio
no tiene otra utilidad importante, salvo la de combustible potencial. Según estimaciones, su
abundancia es tres veces mayor a la del uranio. Ya se ha demostrado la tecnología del ciclo de
combustión necesaria para el uso del torio en programas experimentales.
Tal como sucede con otras industrias mineras, la extracción del uranio debe hacerse con
cuidado para evitar daños irreversibles al ambiente local y regional. La operación y decomiso de
minas de uranio, en los últimos años, demuestran que es posible la protección ambiental. Es
posible argumentar que la energía nuclear contribuye al desarrollo sustentable. Este argumento
incluye entre otros, los siguientes cinco puntos:
a) control de emisiones radioactivas durante la operación de instalaciones nucleares;
b) manejo seguro de los desechos radioactivos;
c) seguridad en la operación de las instalaciones;
d) competitividad económica de la energía nuclear;
e) restricción de la proliferación de armas nucleares.
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El sector público desempeña un papel importante en lo referente a la sustentabilidad, con dos
funciones importantes:
• Proveer una rica infraestructura educativa, institutos de investigación y regulación, y
promover el conocimiento público de la industria nuclear.
• Se requieren industrias de bienes y servicios capaces de ofrecer y mantener equipos de
alta calidad, para que la industria nuclear tenga un buen rendimiento.
La política de reprocesamiento y reciclado de combustible gastado se fundamenta
principalmente en una combinación de argumentos políticos y ambientales, basados en la
conservación de recursos naturales.
Los oponentes a la comercialización del plutonio basan sus argumentos en el riesgo de la
proliferación. Sin embargo el plutonio obtenido de las centrales de generación de energía
eléctrica tiene un enriquecimiento menor al utilizado en la fabricación de bombas nucleares,
además por este hecho se ha adoptado el uso de ciclos de quemado relativamente cortos, en el
cual no se obtiene un monto suficiente, principalmente del plutonio-241 , como para utilizarse con
esta última finalidad.
En algunos países, los altos costos comparativos del reprocesamiento y la fabricación del
combustible de óxidos mixtos de U y Pu (MOX) son motivo suficiente para elegir la estrategia del
ciclo abierto. También se hace énfasis en la toxicidad del plutonio y la dificultad para manipularlo.
Pero quienes proponen el ciclo cerrado como altemativa, sostienen que tales comparaciones
tienen poca validez, particularmente cuando se aplican de manera global, dejando a un lado las
situaciones socioeconómicas y recursos naturales de cada uno de los países. Las políticas de
energía y medio ambiente de los diferentes países no excluyen la posibilidad de recuperar
materiales nucleares en el combustible gastado.
3.2 Manejo de Combustible Gastado
Las políticas iniciales en cuanto a la energía nuclear estuvieron basadas en dos consideraciones
importantes. Primero, se creía que la energía nuclear podía ser relativamente barata [81]. Dado
los costos de investigación y desarrollo, construcción, operación, desmantelamiento,
salvaguardia y marco regulatorio, la energía nuclear ha demostrado estar lejos de la expresión
"demasiado barato para medirla", sin embargo, en algunos países es capaz de competir con
plantas carboeléctricas limpias y plantas de ciclo combinado.
La segunda consideración fue que los depósitos mundiales de uranio eran limitados y, además,
era económicamente impensable usar el combustible solamente una vez, utilizando quizá
solamente el 3% de su energía. Eventualmente se consideró el reciclado de plutonio. Pero los
depósitos de uranio descubiertos en Canadá, Australia y otros países provocaron muchas
inversiones en minería de uranio y capacidades de enriquecimiento. Las proyecciones
demasiados optimistas de demanda han conducido al manejo de precios históricamente bajos.
Comparado con tales precios, el reprocesamiento de combustible gastado para separar el
plutonio aparece como un proceso caro y económicamente inconveniente en algunos países.
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3.2.1 Manejo del combustible gastado en Estados Unidos
La industria electronuclear en los Estados Unidos cuenta actualmente con 103 reactores (veáse
tabla 3.1). Si estos reactores operan hasta la expiración de sus licencias [S1], el combustible
gastado excederá la capacidad prevista legalmente del depósito en Yucca Mountain (63,000
toneladas métricas de combustible) en un factor cercano a dos. Estados Unidos posee una de
las mayores capacidades de re procesamiento, pero no las ha operado comercialmente, pues
optó en los años setenta por un ciclo abierto de combustible, para desincentivar la proliferación
de armas nucleares, destinando esas plantas a su programa militar. Sin embargo, ante la
creciente demanda de energía y ante la acumulación del combustible gastado de los reactores
actuales, se espera hacer resurgir el reprocesamiento de combustible gastado y volver a
utilizarlos en los reactores comerciales.
3.2.2 Reprocesamiento y reciclado en Francia
Hoy en día, Francia tiene un conjunto estandarizado de 59 Reactores de Agua Presurizada
(PWR's) [H4] (veáse tabla 3.1), con una potencia cercana a los 63,473 MWe, los cuales
suminístran un 78 % de la electricidad en el país. Estos reactores operan con un factor de
disponibilidad mayor al 80%. Otro reactor está planeado para su construcción. El combustible
gastado descargado de los PWR's contiene 1% de plutonio, 95% de uranio y 4% de productos
de fisión y actínidos menores.
Después de 10,000 años, el plutonio todavía representará más del 95% de la radiotoxicidad
contenida en el combustible gastado. Para limitar la toxicidad de los productos no reciclados, el
sistema francés, el cual combina el re procesamiento con el reciclado de plutonio, logra muy altos
niveles de recuperación de plutonio, el cual sustancialmente excede el 99.5%.
El reciclado de plutonio en Francia se efectúa en un 30% del núcleo, con el objetivo de llegar al
50% del núcleo y a quemados más elevados del orden de 50,000 a 60,000 MWDITU. La
tecnología de reprocesamiento y reciclado cuenta con una amplia experiencia industrial y está en
pleno desarrollo tecnológico, por lo que sus costos tenderán a reducirse en el futuro por efectos
de economía de escala y avance tecnológico. Motivo por el cual se garantiza que los costos son
reales y no estimaciones en el papel con un alto grado de incertidumbre, como en el caso de
disposición directa.
Cada año, alrededor de 1100 toneladas de combustible gastado son descargadas de los
reactores del sector. electronuclear francés. La planta UP2-COGEMA, localizada en la Hague, es
capaz de reprocesar 800 toneladas de combustible gastado cada año, es decir, separa alrededor
de ocho toneladas de plutonio cada año. Actualmente esta planta es usada esencialmente para
las necesidades de Francia, no obstante la planta UP3 con la misma capacidad es usada para el
reprocesamiento de combustible foráneo.
La planta MELOX, construida por COGEMA en Marcoule, fue puesta en marcha en 1995. Su
capacidad es de 115 toneladas de combustible de óxidos mixtos (MOX) y puede incrementar su
capacidad subsecuentemente hasta 160 toneladas según lo previsto. De las ocho toneladas de
plutonio que UP2 puede separar cada año, MELOX producirá 20 o más recargas para las
necesidades de los 16 reactores PWR's (EDF 900 MWe) licenciados.
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3.2.3 Energía nuclear y desarrollo sustentable