Consideraciones previas

1. MESA DE DIÁLOGO SOBRE LA EVOLUCIÓN DE LA ENERGÍA NUCLEAR EN ESPAÑAÁrea temática 1: Estrategia para la gestión de los residuos radiactivos de alta actividadLA GESTIÓN DE LOS RESIDUOS DE ALTA ACTIVIDAD EN LOS PAÍSES DE LA OCDELUIS E. ECHÁVARRIDirector General OCDE / NEAMinisterio de Industria, Turismo y Comercio, Madrid, 18 de Enero de 2006

2. Consideraciones previas • En países con energía nuclear, la mayoría de los residuos radioactivos procede de las instalaciones del ciclo de combustible y, en concreto, de la operación de las centrales. • El combustible irradiado contiene más del 99% de la radioactividad presente en todos los residuos generados. • Una tonelada de combustible de uranio enriquecido al 3.5% y con un grado de quemado de 33.000 MWD/tU se ha convertido, a los tres años de su descarga del reactor, en: • Uranio : 956 kg. • Plutonio : 9,7 kg. • Actínidos minoritarios : 0,78 kg. • Productos de fisión : 34,3 kg. • Hay también cantidades de metales activados radiactivamente, puesto que el combustible está cargado en vainas metálicas (que dan lugar a productos de activación).

3. El combustible nuclear antes de su utilización Pastilla de combustible fabricada con uranio enriquecido. No existe riesgo radiológico significativo antes de la utilización en el reactor. El uranio tiene solo toxicidad química.

4. Ciclo abierto: variación en el tiempo de la radiactividad del combustible una vez utilizado (ejemplo canadiense) 16 10 Tras emplazamiento Antes del emplazamiento • La utilización del combustible genera radiactividad. • Los PF dominan durante los primeros 500 años. • Los actínidos dominan después. • La radiactividad decrece de manera importante en el tiempo, hasta niveles próximos al del uranio natural. • Estos niveles hacen necesaria la utilización de blindajes. en alojamiento definitivo (Enfriamiento y Almacenamiento Temporal) Emplazamiento 14 10 Total 12 10 Actínidos minoritarios + Uranio y Plutonio Radioactividad (Bq / kg U) 10 10 Productos de fisión(PF) 8 10 Uranio Natural y sus productos de desintegración Productos de activación 6 10 en el Zircaloy 1,000,000 1 0.1 10 100 1,000 10,000 100,000 0.01 Tiempo desde la extraccion del reactor (años)

5. Ciclo con reprocesado: posibilidad de reciclado de U y PuDesde el combustible usado a los residuos vitrificados ~ 95 % uranio residual [en peso del combustible] ~ 1 % plutonio ~ 0,1 % actínidos minoritarios ~ 3,6 % productos de fisión y activación de vida corta ~ 0,3 % productos de fisión y activaciónde vida larga Residuos de alta actividad (HLW) (4% en peso) [PF, PA y actínidos min.] Elementos reciclables (96% en peso de combustible) Uranio y Plutonio para la producción de combustibles tipo óxido mixto (MOX) +Materiales estructurales activados (residuos de actividad intermedia y vida larga)

6. Residuo vitirificado (en contenedor) Residuos de alta vitrificados (HLW) 96 % de la radioactividad del combustible usado da lugar a residuos HLW que se vitrifican 4% da lugar a residuos de media actividad y vida larga Colada de vidrio

7. Ejemplo japonés: Contenedor con residuos HLW vitrificados a 1 m de la pared [el cálculo para combustible usado da resultados muy similares] A tiempo cero, se necesita la protección de 1,5 m de hormigón. Compárese con los aprox. 500 m de protección que ofrece una barrera geológica.

8. Ejemplo japonés Al cabo de 10.000 años (y hasta 1 millón de años), se necesita la protección de 0,6 m de hormigón. Con o sin reprocesado, es necesario el blindaje.

9. Dosis interna: variación temporal de la radio-toxicidad intrínseca por ingestión(Ejemplo suizo: 5 reactores x60 años (192 GWA(e)) = 4412 t de combustible usadode las que 1195 t son reprocesadas y generan HLW vitrificados + ILW) 292 t 3217 t Sustancias muy tóxicas… …pero NO muy alejadas de escenarios que se encuentran en la naturaleza Todo el inventario se supone ingerido. 3100 t ¿Puede esta radio-toxicidad alcanzar a la biosfera?

10. Protección ofrecida por un AGP:Distribución temporal y espacial de la radiotoxicidad en un AGP en arcilla (Ejemplo suizo, residuos HLW) • Suponiendo destrucción del contenedor de acero a los 10,000 años: • Casi toda la radio- toxicidad queda confinada en unos metros alrededor del emplazamiento del AGP. • El AGP no ofrece protección total para algunos radio-nucleidos (129I principalmente), que pueden ser detectados fuera del AGP, con impacto radiológico despreciable.

11. Impacto radiológico del combustible usado en un AGP:Evolución temporal de la tasa de emisión a la biosfera 0.3 mSv/a (ICRP) • El AGP no ofrece protección total para algunos radio-nucleidos (129I principalmente), que pueden ser detectados fuera del AGP, con impacto radiológico despreciable. (Ejemplo suizo, combustible usado, AGP en formación arcillosa)

12. Impacto radiológico de los residuos HLW en un AGP:Evolución temporal de la tasa de emisión a la biosfera 0.3 mSv/a (ICRP) Sólo los productos de fisión 129I y 79Se escapan hacia la formación geológica y lo hacen a tiempos muy largos y con impacto radiológico “cero”. Parte del yodo procede de las vainas y otra parte ya ha sido descargada al medioambiente en la planta de reprocesado. (Ejemplo suizo, residuos HLW, AGP en formación arcillosa)

13. Impacto radiologico de los residuos de actividad media y vida larga en un AGP:Evolución temporal de la tasa de emisión a la biosfera 0.3 mSv/a (ICRP) El impacto radiológico es sensible a la forma física y a la naturaleza química de los residuos. (Ejemplo suizo, residuos AM/VL, AGP en formación arcillosa)

14. Vie courtePériode < 30 anspour les principaux éléments Vie longuePériode > 30 ans Très Faible Activité(TFA) Stockage dédié (ouvert depuis 2003) Capacité : 650 000 m3 108219 m3 fin 2002 11,1 % du volume total Faible Activité(FA) Stockage définitif Centre de l’Aube (ouvert depuis 1992)Capacité : 1 millions de m3 778 322 m3 fin 2002 0,07 % radioactivité 79,6 % du volume Stockage dédié à l’étude pour les déchets radifères (volume : 35717 m3) et graphites (volume : 8 842 m3) 0,01 % radioactivité, 4,5 % du volume Moyenne Activité(MA) 45 359 m3 al fin de 2002 (Total esperado de78000 m3) 3,87 % radioactividad 4,6 % en volumen Etudes en cours Haute Activité(HA) Ley 30 Diciembre 1991 1 639 m3 al de fin 2002 (sobre un total esperado de 7000 m3) 96,05 % radioactividad 0,2 % en volumen 84% du volume des déchets stockés définitivement Inventario de residuos actuales y esperados del parque nuclear francés.

15. Reversibilidad y Posibilidad de Recuperación • Ya en los años 70 se planteó la cuestión de la posibilidad de recuperar los residuos una vez éstos han sido alojados. Este tema técnico fue retomado en los años 90. • También en los 90 se introdujo el concepto de desarrollo por etapas, que conlleva mayor flexibilidad y conduce al concepto político de “reversibilidad en la toma de decisiones”. • Ambos conceptos (técnico y político) han de ser combinados. • Los diseños de AGP más recientes están basados en la posibilidad de recuperación (Suiza, USA, Finlandia, Suecia) o en la reversibilidad (Francia, Canadá).

16. Transporte • Se contabilizan ya 40 - 50 años de experiencia en el transporte de materiales radiactivos de todo tipo y nivel de actividad, incluso por aire. • Son de aplicación las Convenciones y Normas internacionales (OIEA). En particular, los contenedores están diseñados para todo tipo de residuos y pueden resistir incidentes muy severos. • No se ha registrado en países de la OCDE ningún incidente significativo. • El transporte es todavía un tema que sensibiliza a la opinión públíca y que tiene que ser gestionado también politicamente.

17. I+D: Ciclos avanzados: Separación y Transmutación (I) Reciclado (ej: PUREX) Combustible MOX Nuevos Combustibles Separación I + D • Transmutación en: • Reactores con espectro de neutrones rápidos • Sistemas tipo ADS Separación Residuos con 129I, 36Cl, 79Se etc. Residuos con 129I, 36Cl, 79Se más otros productos de fisión y actínidos minoritarios 236U Almacenamiento (ej.: AGP) (Ejemplo francés, combustible UO2 usado a 60 GWD/t)

18. I+D: Ciclos avanzados: Separación y Transmutación (y II) • Posibilidad de generar energía “incinerando” los actínidos minoritarios. • Reducción (factor 100) del inventario radio-tóxico a medio y largo plazo. • Reducción proporcional del volumen de los residuos HLW, pero incremento (factor 2) del volumen de los residuos de actividad baja e intermedia y vida larga (procedentes de las nuevas instalaciones del ciclo de combustible). • Impacto sobre el diseño de los AGP (consecuencia de la reducción del calor generado): dependiendo de la eficiencia en las técnicas químicas de separación, puede llegar a un factor 3 de reducción de volumen. • No se eliminan: ni la necesidad de un alojamiento final para los residuos, ni los radio-nucleidos mas móviles (129I, 79Se, 99Tc, etc.).

19. El Comité para Gestión de Residuos Radioactivos de OCDE/NEA (I) • Programa técnico: • Desarrollo de métodos y tecnología para la demostración de la seguridad a largo plazo del almacenamiento geológico de residuos. • “Peer reviews” (revisiones porpares) de las demostraciones de seguridad preparadas en diferentes paises: USA, Francia, Bélgica, Suiza, Japón, Suecia, Canadá, Reino Unido. Esas revisiones por pares – hechas a veces como ayuda a Agencias Reguladoras - han confirmado la gran capacidad de los conceptos de almacenamiento geológico para confinar de manera segura la radio-toxicidad.

20. El Comité para Gestión de Residuos Radioactivos de OCDE/NEA (II) • Asesoramiento en temas de política y de reglamentación: • Temas relacionados con la ética. • El concepto de “seguridad” y la práctica regulatoria. • Temas relacionados al concepto de reversibilidad de toma de decisiones y a la posibilidad de recuperación de los residuos ya alojados. • Iniciativas de diálogo entre actores institucionales y actores sociales: Encuentros nacionales en Finlandia, Canadá, Bélgica, Alemania, España.

21. El Comité para Gestión de Residuos Radioactivos de OCDE/NEA (III) • Observaciones y Posiciones adoptadas por el RWMC sobre la gestión final de residuos: • El alojamiento de los residuos en instalaciones construidas especialmente en formaciones geológicas profundas está siendo investigado por casi todos los países en tanto que opción válida. Se considera una etapa final de la gestión de residuos que proporciona protección física y seguridad de forma sostenible y no condiciona la necesidad de vigilancia, mantenimiento o control institucional. • A nivel internacional, el alojamiento geológico profundo se considera: técnicamente posible, aceptable desde los puntos de vista ético y medio-ambiental y asimismo aceptable desde una perspectiva legal internacional (Convención de la OIEA). • El alojamiento geológico profundo también satisface los principios de que quienes generan los residuos deben de proporcionar los medios adecuados para su gestión y de que las soluciones de gestión empleadas no deben resultar en cargas indebidas para las generaciones futuras y deben de generar impactos que razonablemente no sean mayores que los que soporta la generación actual. • El alojamiento geológico profundorepresenta la conclusión de cualquier estrategia de gestión de residuos de actividad alta o media y vida larga. Aun cuando no vaya a ser puesto en práctica de forma inmediata, se ha de continuar con la investigación y la financiación en este campo.

22. El Comité para Gestión de Residuos Radioactivos de OCDE/NEA (y IV) • Los Programas se extienden durante décadas y comprenden diversas fases en las que los almacenamientos (tanto temporales como en formaciones geológicas profundas) entran en juego. • Dada esta extensión temporal, en lo posible, las opciones existentes han de coordinarse de manera flexible a fin de adaptarse a las circunstancias cambiantes. • Tal flexibilidad para incorporar nuevas soluciones científicas y técnicas no debe excluir o servir de base para posponer la toma de decisiones. • Una estrategia por fases posibilita adicionalmente la aceptación por el público y el debate político.

23. Programas para el Almacenamiento de Residuos Radiactivos:Una posible evolución temporal 1950 – 2015: Almacenamiento Industrial 2015 – 2025: Almacenamiento Industrial Almacenamiento a Largo Plazo 2025 – 2040:Almacenamiento Industrial Almacenamiento a Largo Plazo Almacenamiento geológico profundo 2040 – : Almacenamiento Industrial Almacenamiento a Largo Plazo Almacenamiento geológico profundo Separación y Transmutación

24. Políticas sobre gestión de residuos a largo plazo en países miembros de la OCDE/NEA

25. Instalaciones existentes para almacenamiento de combustible usado y residuos de vida larga en países de la OCDE (I) (cont.)

26. Instalaciones existentes para almacenamiento de combustible usado y residuos de vida larga en países de la OCDE (II) (cont.)

27. Instalaciones existentes para almacenamiento de combustible usado y residuos de vida larga en países de la OCDE (y III)

28. Situación Internacional: Políticas (I) AGP = almacenamiento geológico profundo AT(C) = almacenamiento temporal (centralizado) (cont.)

29. Situación Internacional: Políticas (y II) AGP = almacenamiento geológico profundo AT(C) = almacenamiento temporal (centralizado)

30. Conclusiones Los residuos de media y alta actividad y vida larga han de ser almacenados de manera segura durante, al menos, decenas de miles de años.La solución técnica de referencia es el almacenamiento en capas geológicas profundas que presenten la estabilidad necesaria y con barreras de ingeniería apropiadas.El problema tiene una componente política y social muy importante. Desde el punto de vista técnico no hay dificultades insuperables para la construcción de un AGP.Se impone la adopción de una estrategia de gestión por etapas en la cual los almacenes temporales son importantes – permiten ganar tiempo ofreciendo flexibilidad adicional – así como la continuación de la I+D y el diálogo entre todos los actores institucionales y sociales.