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11.- Bibliografia





  1. Glasstone, S. Ingeniería Nuclear; Reverté. Barcelona

  2. Astudillo Pastor, J. El almacenamiento geológico profundo de residuos radiactivos de alta actividad. Principios básicos y tecnología. ENRESA. Madrid

  3. López Rodríguez, M; Alonso, A; Materiales Nucleares; Junta de Energía Nuclear. Madrid

  4. Seminario para Profesionales de la Enseñanza. Foro Nuclear. Madrid

  5. Alonso L. Iñarra, I. Los Residuos Radiactivos. MOPU. Madrid

  6. Jiménez Salas, J.A. Geotecnia y Cimientos. Rueda. Madrid


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IV CONCURSO FORO NUCLEAR
12.- Componentes del Equipo



  1. Martín Rodicio Pavón

  2. Alexander Díaz Chub

  3. Oscar Manuel Carballal González

  4. Iago Redondo Hervella

  5. Iago Romero Ogando

  6. Daniel Viúdez Moreiras

  7. Alberto Yáñez Portal

  8. Víctor Práxedes Saavedra Rionda

  9. Ángel Romo Sandoval



Profesores Coordinadores del Equipo
Juan Lois González

Javier Velasco Pomar, S.J.

Colegio Apóstol Santiago Jesuitas-Vigo Enero 2003


Anexo 1 Los residuos radiactivos. Clasificación y gestión.
Por residuo radiactivo se entiende cualquier material que contiene radionucleidos o está contaminado por ellos en concentraciones superiores a las establecidas por las autoridades en la materia, y para el cual no está previsto ningún uso. Se pueden clasificar atendiendo a diversos parámetros: su estado físico (que daría lugar a residuos sólidos, líquidos o gaseosos); su período de semidesintegración (residuos de vida larga y de vida corta), la naturaleza de la radiación emitida y su actividad específica (número de desintegraciones nucleares por unidad de tiempo y por unidad de masa). Para su gestión (que consiste en su inmovilización y aislamiento del entorno humano, por un período de tiempo y en condiciones tales que cualquier liberación de los radionúclidos contenidos en los mismos no suponga un riesgo radiológico inaceptable para las personas ni para el medio ambiente) se suelen dividir en dos grandes grupos
Residuos de Baja y Media Actividad (RBMA), que contienen isótopos radiactivos con períodos de semidesintegración iguales o inferiores a 30 años, y cuyas características principales son:



  • Actividad específica por elemento radiactivo baja.

  • No generan calor.

  • Contienen radionucleidos emisores beta-gamma.

  • Su contenido en emisores alfa debe ser inferior a 0,37 Gbeq/t.



Estos residuos pueden almacenarse en estructuras superficiales o a muy poca profundidad, habiéndose utilizado hasta ahora las siguientes soluciones: vertido en fosas marinas; enterramiento subterráneo en minas abandonadas o galerías artificiales; enterramiento superficial y enterramiento superficial con barreras artificiales. Actualmente, existen múltiples instalaciones en funcionamiento en todo el mundo, destacando especialmente por su alta tecnología y seguridad la instalación española situada en El Cabril, en la provincia de Córdoba.


Residuos de alta actividad (RAA), que contienen isótopos radiactivos con períodos de semidesintegración superiores a 30 años. Sus características principales son:


  • Contienen emisores de vida larga con actividad específica elevada.

  • Su contenido en emisores alfa es mayor de 0,37 Gbeq/t.

  • Desprenden calor.



Para este tipo de residuos no existe ninguna instalación de almacenamiento definitivo en operación, salvo la denominada WIPP (Waste Isolation Pilot Plant) situada en Carlsbad en el estado de Nuevo Méjico (EEUU), que trata residuos procedentes de usos militares. La opción de almacenamiento geológico profundo es la más aceptada, aunque hoy día también se empieza a considerar la opción de la transmutación de los radionucleidos de larga vida.

Debido a la relativa facilidad de almacenamiento de los residuos de baja y media actividad y a la existencia de numerosas instalaciones para este fin en el mundo actualmente, decidimos centrar nuestro proyecto en el almacenamiento de residuos de alta actividad procedentes de las centrales nucleares. La gestión de éstos puede realizarse de diversas formas o "ciclos":



  • Ciclo abierto: el combustible irradiado es considerado un residuo sin ningún uso posterior (combustible gastado) y una vez enfriado en las instalaciones de almacenamiento temporal se deposita en un almacén geológico profundo.

  • Ciclo cerrado: el combustible irradiado es reprocesado, separando los radionucleidos con potencia físil (U y Pu) para producir elementos combustibles quemables (MOX) en centrales nucleares convencionales. El resto de radionucleidos son vitrificados para su gestión final junto con los elementos MOX no reciclables, y tras su transporte a un almacén temporal, son finalmente gestionados en un AGP.

  • Ciclo cerrado avanzado: el combustible es reprocesado de forma avanzada (separación de los principales actínidos y productos de fisión de vida larga) quemándose los radionucleidos separados en sistemas transmutadores. Los residuos intermedios y finales serán depositados en un AGP.


Anexo 2: Evaluación de la seguridad a largo plazo de un AGP.
No sería posible presentar un proyecto tan ambicioso como el nuestro, si no se incluyese un estudio completo sobre su seguridad a largo plazo, máxime cuando se trata de un almacenamiento para residuos de alta actividad. El objetivo de este estudio es cuantificar y evaluar el impacto del almacén en la superficie lunar y en las futuras colonias humanas que allí se puedan establecer, para así poder demostrar la viabilidad de nuestro proyecto.

Para ello, es necesario disponer de un diseño del repositorio, de las características del emplazamiento, de unos criterios de seguridad y de unos conocimientos sobre el comportamiento de los componentes, tales como cápsulas, barreras,... Sin embargo, no se trata de una tarea fácil. Primero, por la gran variedad de procesos que pueden ocurrir en períodos de tiempo muy largos; y segundo, porque partimos de que nuestro AGP no está todavía construido, y debido a las diferencias entre la geología terrestre y la lunar, no podemos basarnos al 100% en los estudios de seguridad ya realizados en la Tierra. De modo que nos vemos obligados a estudiar un “hipotético” comportamiento de nuestro AGP. No obstante, haremos referencia, con ciertas reservas, a algunos experimentos de seguridad ya realizados en nuestro planeta.

Los pasos que seguiremos para la realización de nuestro estudio son, básicamente, los mismos que están siendo seguidos actualmente en España por ENRESA, difiriendo únicamente su contenido, debido a las ya citadas diferencias entre un repositorio lunar y uno terrestre; esto es:
- Definición de los criterios de seguridad: El objetivo de un AGP es, como ya se ha dicho, proteger a las futuras colonias humanas en la Luna o, en su defecto, simplemente a la superficie lunar, del riesgo que conlleva el estar expuesto a los RAA. No debe, asimismo, imponer ningún tipo de restricción a las futuras generaciones ni necesitar del mantenimiento por parte de éstas. Para ello, el Organismo Internacional de la Energía Atómica de Viena (IAEA), ha establecido una serie de criterios de seguridad que todo AGP debe cumplir para que se considere suficientemente seguro. Nosotros nos ajustaremos a estos criterios, puesto que no existe ningún tipo de legislación sobre el almacenamiento de RAA en la Luna.

  • Criterio de restricción de dosis: ésta debe ser inferior a la establecida por cada país a partir de los límites de dosis individuales relevantes. Puesto que nuestro AGP no se ajusta a la legislación de ningún país en concreto, tomaremos como referencia un promedio anual de 1 mSv para exposiciones prolongadas.

  • Criterio de restricción de riesgo: la probabilidad de que se produzcan efectos sobre la salud de un individuo potencialmente expuesto debe ser a 1 entre 1.000.000.


- Descripción del sistema de almacenamiento: esta labor, que ya ha sido realizada en apartados anteriores, incluye: descripción del residuo; descripción del emplazamiento (características litológicas, sismotectónicas,... ) y superficie lunar (posible existencia de agua o de colonias humanas, falta de atmósfera lunar,...).
- Análisis de la evolución futura del sistema (escenario): aquí se incluirían todos los factores (procesos, características y sucesos) que pudieran influir en la liberación y transporte de radionucleidos. Así, una característica (permeabilidad de la barrera geológica) puede cambiar en el tiempo debido un proceso (p. ej. corrosión de las cápsulas o contenedores); y todo ello teniendo en cuenta que se puedan producir ciertos sucesos, tales como terremotos. Existen numerosas listas de factores realizadas a nivel internacional y que se pueden consultar sin ningún problema, por lo que no consideramos necesario incluirlas aquí.
- Análisis del comportamiento de las distintas barreras: para el análisis global del funcionamiento del sistema deben analizarse los modelos conceptuales y numéricos del comportamiento de: residuo, cápsula, barrera de arcilla compactada, geoquímica del campo próximo, geosfera y superficie lunar. Para ello se han realizado numerosos estudios y experimentos a nivel internacional. Nosotros nos limitaremos a reseñar el excelente trabajo realizado por los Profesores Dies, J. y Tarrasa, F. (Universidad Politécnica de Cataluña; Departamento de Física e Ingeniería Nuclear); de las Cuevas, C.; Miralles, L. y Pueyo, J.J. (Universidad de Barcelona; Laboratorio de Investigación en Formaciones Salinas) y Huertas, F. (Empresa Nacional de Residuos Radiactivos, S.A.) dentro de la XXV Reunión Anual de la Sociedad Nuclear Española, sobre el comportamiento de un sistema de bentonita-acero al carbono sometido a un campo mixto de radiación gamma y de temperaturas similar al presente en un AGP. Dicho trabajo puede consultarse en la siguiente página web: http://seninte.upc.es/Personal/Dies/rr25sne.htm


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