| Figura 54: Ciclo de Combustible Nuclear |
Fuente: CNEA
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EL URANIO
Actualmente el uranio es el único combustible nuclear utilizado para generar energía. Una tonelada de uranio equivale a 8 000 toneladas de petróleo y 12000 toneladas de carbón. Al contrario de los combustibles fósiles, el uranio no genera anhídrido carbónico con lo cual no constituye al efecto invernadero.
Tres elementos uranio, torio y potasio y sus productos de decaimiento radiactivos se encuentran presentes en todos los tipos de rocas. Los suelos que de ellas derivan contienen alguna cantidad de radioelementos.
La desintegración radiactiva de estos elementos involucra la emisión de una partícula alfa o beta de su núcleo y de energía electromagnética en forma de rayos gamma. Esta energía gamma es la propiedad que se utiliza para su prospección y para ello existen instrumentos especialmente diseñados.
El uranio en su forma elemental, se presenta en un color gris blanquecino, le corresponde el número 92 en la tabla periódica de elementos de Mendeleiev con un peso atómico de 238,07, lo que hace que sea un elemento muy pesado, el número 92 corresponde al número de protones y electrones de este átomo y es lo que lo identifica químicamente al uranio, pero en la naturaleza nunca se lo encuentra en estado puro porque es muy ávido de oxígeno y por lo tanto forma óxidos y sales de muy diferentes composiciones y colores, actuando en dos estados de valencia: IV en ausencia de oxígeno y VI en presencia de oxígeno, estado más generalizado en la superficie de la tierra.
El uranio natural, como se encuentra en las rocas, las aguas naturales y los minerales, está constituido por tres isótopos radiactivos, presentando entre ellos, salvo raras excepciones, las siguientes proporciones:
U-238 : 99,28% con una vida media de 4,5 x 109 (4.500.000.000) años
U-234 : 0,0054% con una vida media de 2,5 x 105 (250.000) años
U-235 : 0,71% con una vida media de 7,0 x 108 (700.000.000) años
El U-238 y el U-235 son cabezas de serie de dos familias radiactivas diferentes dando como producto estable final dos isótopos de plomo diferente, mientras que el U-234 es una hija en la cadena de desintegración del U-238.
Figura 55
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Figura 56
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Figura 57
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La emisión gamma principal está asociada con el Bi-214, noveno producto hija en la cadena de decaimiento del U238 y es por esta propiedad que se lo ubica mediante instrumentos de prospección denominados radimétricos.
Fuente: CNEA
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DISTRIBUCION EN LA CORTEZA TERRESTRE DEL URANIO
En forma general las rocas más ricas en uranio son las de composición más ácidas, como los granitos o rocas volcánicas como las riolitas. Estas rocas contienen entre 2 y 8 gramos de uranio por tonelada mientras que los granitos ácidos más diferenciados pueden contener hasta 20 g/t y, en algunos casos excepcionales hasta algunos cientos de gramos. Los basaltos contienen sólo 0,1 g por tonelada y las rocas ultrabásicas, salvo raras excepciones algunos centésimos de gramos.
Ciertas rocas sedimentarias, muestran tenores (enriquecidos) como el caso de lignitos, esquistos negros, ciertos fosfatos marinos y los denominados “calcretes” (ciertos tipo de tosca).
En los períodos más favorables del mercado, algunas de éstas concentraciones fueron explotadas, tal es el caso de muchas minas de fosfatos en donde el uranio fue extraído como subproducto.
En la corteza, el uranio tiene una marcada tendencia a pasar a la fase acuosa, por consiguiente, todos los cursos de agua transportan más o menos uranio (valor medio 1g de uranio por litro) según la naturaleza geológica de la región que ellos drenan. El océano mismo tiene un tenor medio de 3 mg/l de uranio por tonelada.
La concentración del uranio en las aguas se debe no sólo a la concentración en las rocas circundantes sino también a efectos climáticos y sus variaciones estacionales, como así también a los efectos topográficos. Las concentraciones mayores de 100 g por litro son bastante raras y generalmente se encuentran en aguas de minas o en aguas subterráneas de acuíferos que contienen mineralización de uranio.
Fuente: CNEA
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YACIMIENTOS DE URANIO
Las acumulaciones naturales de uranio de interés no económico.
Los datos aportados en el párrafo anterior sobre las cantidades de uranio en las rocas no constituyen acumulaciones explotables económicas.El tenor mínimo medio necesario para que una concentración de uranio sea considerada de interés económico puede variar considerablemente en función de las cualidades propias del material considerado, las condiciones locales y la situación del mercado. Se puede decir, en forma general, que el mismo se sitúa alrededor de 1k de uranio por tonelada.
· Los clásicos yacimientos de uranio.
El uranio, elemento muy ubícuo, se concentra en una gran variedad de tipos geológicos de yacimientos. Existen numerosas clasificaciones para el tipo de yacencia, pero la más clásica se basa en una tipología según la roca soporte (huésped) o encajonante de los yacimientos.
De esta forma podemos distinguir seis tipos principales de yacimientos de uranio:
| 1) |
Los yacimientos asociados a conglomerados con pirita y (oro) se los encuentra en las rocas de edad Proterozoica inferior, en Elliot Lake, Canadá y en Witwatersrand, Sud Africa. Las oportunidades de nuevos descubrimientos de este tipo en el mundo son menores que de otros tipos.
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| 2) |
Los yacimientos asociados a discordancias geológicas: son conocidos en la base del Proterozoico medio en la provincia de Athabasca, Canadá y en el Territorio Norte de Australia. Es un tipo de yacimiento muy rico.
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| 3) |
Los yacimientos "diseminados": es un grupo híbrido y comprende a los yacimientos de Rossing, Sud Africa y sienitas de Groenlandia. En realidad, son excepciones en el límite de explotabilidad de concentraciones naturales no económicas.
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| 4) |
Los yacimientos filonianos: son concentraciones vetiformes en granitos, o yacimientos asociados a vulcanitas o rocas metamórficas. Existen numerosos ejemplos mundiales en Francia (Macizo Central), EE.UU., Rusia, en Argentina, la Niquelina (Salta), Las Termas (Catamarca).
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| 5) |
Los yacimientos de tipos sedimentario: asociados a estructuras sedimentarias, antiguas redes hidrográficas, procesos de sedimentación, etc. Donde el proceso geoquímico cumple un papel importante. Son los yacimientos más clásicos y uno de los más económicos (a excepción del tipo 2). Los ejemplos mundiales son numerosos, en EE.UU., Francia, Rusia. En Argentina: Don Otto (Salta), Los Adobes, Cerro Solo (Chubut).
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| 6) |
Los yacimientos superficiales o "calcretes": asociados a superficies actuales como los de Yelirrie, Australia; EE.UU. y algunos del sur del Chubut (Argentina).
|
| 7) |
Un último grupo conformado por diferentes asociaciones, como los volcaniclásticos (procesos volcánicos y sedimentarios) con ejemplos en China, y el Yacimiento Dr. Baulíes en Sierra Pintada, Mendoza, o en esquisitos (Suecia).
|
· Las características de la distribución de los yacimientos de uranio.
· En la escala de tiempo geológico.
Los yacimientos de uranio no se distribuyen uniformemente en las diferentes épocas geológicas. No existen depósitos económicamente explotables en el Arcaico (los terrenos precámbricos más antiguos de 2.500 millones de años). De 3 millones de toneladas de los recursos conocidos hasta hoy, el 48 % se encuentran en terrenos del Proterozoico (terrenos precámbricos que datan entre 2.500 millones y 550 millones de años). Menos del 7 % se sitúan entre el Cámbrico y el Jurásico) y casi el 45 % de estos recursos se encuentran en terrenos más recientes (más jóvenes que 230 millones de años).
· En la superficie del globo.
Más del 30 % de los recursos conocidos se sitúan en América del Norte (en primer término Canadá) y la mayor parte del 95 % se encuentran sólo en nueve países: Canadá, Australia, Sud Africa, Niger, Gabón, Namibia, EE.UU., Francia y países de la ex U.R.S.S.
Las provincias uraníferas, son de dimensiones generalmente pequeñas, la mayor parte pueden ser inscriptas en un círculo de 100 km de diámetro y los yacimientos en si mismos son de tamaño pequeño y se distribuyen de forma muy discontínua.Fuente: CNEA
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LOS RECURSOS DE URANIO EN LA ARGENTINA
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Los Recursos actuales de uranio en la República Argentina se encuentran tabulados en la Tabla V de acuerdo con los costos estimados de explotación.
| Tabla V: Recursos recuperables del mineral explotable en toneladas de uranio |
YACIMIENTO
COSTO POR KG. EXTRAÍDO
| INFERIDO I | |||
| RECURSOS RAZONABLEMENTE ASEGURADOS | RECURSOS ADICIONALES ESTIMADOS I | |||
<80
U$S/kg U |
<130
U$S/kg U |
<80
U$S/kg U |
<130
U$S/kg U | |
SIERRA PINTADA
| 2600 | 4300 | - | - |
CERRO SOLO
| 2540 | 3080 | 1100 | 2450 |
LAGUNA COLORADA
| - | 100 | - | - |
TOTALES
| 5140 | 7480 | 1100 | 2450 |
- PROSPECCIÓN, EXTRACCIÓN Y CONCENTRACIÓN DEL URANIO EN LA ARGENTINA
Los primeros estudios sobre yacimientos uraníferos se iniciaron en el país a partir del año 1938, en las Provincias de Córdoba y San Luís. Entre los años 1950 y 1956, la Universidad Nacional de Cuyo, en colaboración con la entonces Dirección Nacional de Energía Atómica, realizó la exploración de algunos yacimientos. A partir del año 1956, el total de las actividades relacionadas con la minería del uranio se concentró en la CNEA.En la tabla VI figura los yacimientos explotados en el paìs.Para obtener el combustible a ser utilizado en las Centrales Nucleares se debe completar el siguiente camino:
| Figura 58: Extracción y concentrado de uranio |
Figura 59: La siguiente figura nos presenta un diagrama del proceso típico de extracción y concentración de uranio realizado en nuestro país. Consiste en la trituración y molienda del mineral, seguido de un ataque con ácido sulfúrico. El uranio es precipitado y concentrado en la forma de diuranato de amonio dando lugar al denominado yellow cake
|
Para obtener dióxidode uranio (UO2) de pureza nuclear, materia prima básica para la fabricación de los combustibles nucleares, es necesario someter al yelow cake, producido en la etapa anterior, a diversos procesos de refinación, purificación y conversión. Dichos procesos se desarrollan a escala industrial en el Complejo Fabril Córdoba.
Tabla VI. Características de las instalaciones relacionadas con la prospección, extracción y concentración de uranio que operaron en Argentina desde el año 1954 hasta el presente.
C.F.: Complejo Fabril, C.M.F.: Complejo Minero Fabril
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| INSTALACIÓN | UBICACIÓN (Provincia) | PERÍODO DE EXPLOTACIÓN |
C.F. MALARGÜE
|
MENDOZA
|
1955 - 1986
|
C.M.F. DON OTTO
|
SALTA
|
1955 - 1981
|
C.M.F. LOS ADOBES
|
CHUBUT
|
1977 - 1981
|
C.M.F. LOS GIGANTES
|
CÓRDOBA
|
1982 - 1990
|
C.M.F. LA ESTELA
|
SAN LUÍS
|
1982 - 1991
|
C.M.F. SAN RAFAEL
|
MENDOZA
|
1980 - continúa
|
C.M.F. LOS COLORADOS
|
LA RIOJA
|
1993 - continúa
|
El proceso consta de una etapa de purificación nuclear y otra de conversión a (UO2). La figura 60, muestra un diagrama de flujo de las principales secuencias del proceso.
Figura 60: Procesos en la Planta de UO2
Fuente: CNEA
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ENRIQUECIMIENTO DEL URANIO
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El uranio se encuentra en la naturaleza en una relación isotópica de 99,3% del isótopo uranio 238 y 0.7% de uranio 235. El enriquecimiento tiene por objeto aumentar la concentración de uranio 235, que es el isótopo capaz de producir la fisión nuclear. Los reactores de investigación utilizan como combustible uranio enriquecido. Además, las centrales nucleares argentinas, que actualmente utilizan uranio natural como combustible, mejoran su rendimiento con uranio levemente enriquecido.
En Argentina, este proceso se ensayò en la Planta de Enriquecimiento ubicada en el Complejo Pilcaniyeu, a 60 km. de la localidad de Bariloche. El proceso comienza con la conversión del UO2, proveniente del Complejo Fabril Córdoba, a hexafluoruro de uranio (UF6) y luego, mediante el método de difusión gaseosa se separan los átomos más pesados del uranio, obteniéndose como resultado del enriquecimiento el uranio 235.
FÁBRICA DE ELEMENTOS COMBUSTIBLES CO.NU.AR
La fábrica de Elementos Combustibles Nucleares, Combustibles Nucleares Argentinos (CO.NU.AR) está situada en el Centro Atómico Ezeiza (C.A.E.) y está preparada para producir el combustible que requieran las centrales nucleares argentinas, actuales y futuras. El proceso de producción fue desarrollado en el país por la C.N.E.A. y desde el año 1982 es operada por una sociedad mixta de mayoría privada.
El proceso de fabricación se alimenta de polvo de UO2 de pureza nuclear, proveniente del Complejo Fabril Córdoba, y de tubos fabricados con una aleación de zirconio denominada Zircaloy, producidos en instalaciones adyacentes a la planta (Fábrica de Aleaciones Especiales).
La figura 61 muestra un diagrama de flujo de los procesos desarrollados en CO.NU.AR) la figura 62 y el esquema de un elemento combustible utilizado en la Central Nuclear Atucha I.
| Figura 61: Fabricación de elementos combustible en CO.NU.AR. |
| Figura 62: Elemento Combustible Nuclear utilizado en la Central Nuclear Atucha I |
FÁBRICAS DE ELEMENTOS COMBUSTIBLES PARA REACTORES DE INVESTIGACIÓN
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La Planta de Conversión de UF6 a polvos de U3O8, ubicada en el Centro Atómico Constituyentes (CAC), está destinada a la provisión del material para la fabricación de elementos combustibles partiendo de haxafluoruro de uranio enriquecido al 20% en el isótopo uranio 235.
(Elementos combustibles para reactores de investigación) (E.C.R.I.)
La planta E.C.R.I., adyacente a la descripta anteriormente, y hasta el año 1993 estuvo destinada a la fabricación de elementos combustibles para reactores de investigación. Para ello utiliza polvo U3O8 , con uranio enriquecido al 20%, y polvo de aluminio de alta pureza. Esta tecnología fue recientemente transferida a la fábrica de elementos combustibles para reactores de investigación (F.E.C.R.I).
La creciente demanda de elementos combustibles para reactores de investigación requirió que la CNEA, a través de una de sus empresas asociadas, decidiera el montaje de una fábrica a nivel industrial. La fábrica de elementos combustibles para reactores de investigación (FECRI), construida en terrenos del CAE, posee licencia de operación desde octubre de 1993.
Fuente: CNEA
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RESIDUOS RADIACTIVOS
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INTRODUCCIÓN
Las acciones que se desarrollan en el campo nuclear, tal como ocurre en otras áreas, generan residuos. Estos residuos provienen tanto de procesos productivos como de aplicaciones médicas, industriales y de investigación y desarrollo. La magnitud de estos residuos desde el punto de vista de su complejidad es dependiente de la escala y características de los procesos que los generan.
Desde su creación en 1950, la Comisión Nacional de Energía Atómica (CNEA) de Argentina ha venido desarrollando diferentes tareas que han abarcado desde la producción de radioisótopos, las aplicaciones médicas e industriales y las actividades de investigación y desarrollo, hasta las correspondientes al ciclo del combustible nuclear con dos centrales núcleo eléctricas en operación.
También, diferentes instituciones públicas y privadas utilizan materiales radiactivos ya sea como parte de sus procesos o por el uso de tales materiales como parte del equipamiento asociados a la realización de una práctica.
Las acciones que se desarrollan en el campo nuclear, tal como ocurre en otras áreas, generan residuos. Estos residuos provienen tanto de procesos productivos como de aplicaciones médicas, industriales y de investigación y desarrollo. La magnitud de estos residuos desde el punto de vista de su complejidad es dependiente de la escala y características de los procesos que los generan.
Desde su creación en 1950, la Comisión Nacional de Energía Atómica (CNEA) de Argentina ha venido desarrollando diferentes tareas que han abarcado desde la producción de radioisótopos, las aplicaciones médicas e industriales y las actividades de investigación y desarrollo, hasta las correspondientes al ciclo del combustible nuclear con dos centrales núcleo eléctricas en operación.
También, diferentes instituciones públicas y privadas utilizan materiales radiactivos ya sea como parte de sus procesos o por el uso de tales materiales como parte del equipamiento asociados a la realización de una práctica.
ORIGEN
Como resultado de todas estas acciones se generan diferentes tipos de residuos radiactivos de muy diferentes características. Para una mejor comprensión del tema, resulta conveniente diferenciar los residuos provenientes de las acciones del Ciclo del Combustible Nuclear de aquellos generados en otras actividades no comprendidas dentro del mismo.
Dentro de las acciones del Ciclo de Combustible Nuclear se encuentran todas aquellas relacionadas con la producción de energía en reactores nucleares de potencia. Estas incluyen todas las etapas por las que pasa el combustible nuclear desde la minería del uranio utilizado en su fabricación, hasta su posterior gestión una vez ya gastado en los reactores nucleares. Esta última etapa del combustible gastado podrá incluir o no el reprocesamiento del mismo, es decir, el proceso de la separación del uranio y plutonio de los productos de fisión nuclear y de los transuránicos. Dependiendo de la opción adoptada para el ulterior tratamiento del elemento combustible gastado, cuando el Ciclo del Combustible Nuclear incluye el reprocesamiento se lo denomina Ciclo Cerrado, si por el contrario al elemento combustible gastado no se lo reprocesa, se lo denomina Ciclo Abierto.
Las actividades comprendidas fuera del ciclo del combustible nuclear, son aquellas llevadas a cabo en la Producción de Radioisótopos, en las Aplicaciones Médicas, en los Usos Industriales y en las actividades de Investigación y Desarrollo.
Cabe destacar que los residuos radiactivos se originan tanto en las etapas de operación y mantenimiento de las instalaciones, equipamiento y dispositivos utilizados en las prácticas generadoras de estos residuos, como en las desarrolladas al finalizar la vida útil de los mismos, denominadas “Descontaminación y Desmantelamiento”.
Sobre la base de la diferenciación anteriormente establecida y teniendo en cuenta las instalaciones generadoras de la Argentina, resultan los siguientes tipos de residuos:
Dentro de las acciones del Ciclo de Combustible Nuclear se encuentran todas aquellas relacionadas con la producción de energía en reactores nucleares de potencia. Estas incluyen todas las etapas por las que pasa el combustible nuclear desde la minería del uranio utilizado en su fabricación, hasta su posterior gestión una vez ya gastado en los reactores nucleares. Esta última etapa del combustible gastado podrá incluir o no el reprocesamiento del mismo, es decir, el proceso de la separación del uranio y plutonio de los productos de fisión nuclear y de los transuránicos. Dependiendo de la opción adoptada para el ulterior tratamiento del elemento combustible gastado, cuando el Ciclo del Combustible Nuclear incluye el reprocesamiento se lo denomina Ciclo Cerrado, si por el contrario al elemento combustible gastado no se lo reprocesa, se lo denomina Ciclo Abierto.
Las actividades comprendidas fuera del ciclo del combustible nuclear, son aquellas llevadas a cabo en la Producción de Radioisótopos, en las Aplicaciones Médicas, en los Usos Industriales y en las actividades de Investigación y Desarrollo.
Cabe destacar que los residuos radiactivos se originan tanto en las etapas de operación y mantenimiento de las instalaciones, equipamiento y dispositivos utilizados en las prácticas generadoras de estos residuos, como en las desarrolladas al finalizar la vida útil de los mismos, denominadas “Descontaminación y Desmantelamiento”.
Sobre la base de la diferenciación anteriormente establecida y teniendo en cuenta las instalaciones generadoras de la Argentina, resultan los siguientes tipos de residuos:
Residuos generados en las actividades del Ciclo del Combustible Nuclear
- En la minería, refinación y conversión del Uranio
Los residuos provenientes de la minería del Uranio, están constituidos por los estériles de la minería (parte de la roca extraída, con muy bajo contenido de Uranio). Se caracterizan por ser de muy baja actividad, de origen natural y alcanzar grandes volúmenes. Pese a ello, requieren ser gestionados.
- En la fabricación de elementos combustiblesLos residuos generados durante la fabricación de los elementos combustibles incluyen papeles, plásticos, ropas, vidrios, metales, etc. contaminados con óxido de Uranio proveniente de la fabricación de las pastillas y su introducción en las vainas de ZrAlly. Incluyen también los filtros de los sistemas de ventilación de las instalaciones y los barros obtenidos en el tratamiento de líquidos producidos durante la operación y mantenimiento de la planta. Estos residuos son clasificados como de muy baja concentración de actividad.
- En la generación de energía nucleoeléctricaLos residuos generados en las Centrales Nucleares se diferencian, según su origen, en diferentes categorías:
De proceso, los generados por la producción de energía mediante el proceso de fisión nuclear; incluyen principalmente los productos de fisión, de activación y transuránicos contenidos en los elementos combustibles gastados del reactor.
De operación, comprenden básicamente aquellos componentes que participan del inicio, control y seguimiento del proceso de fisión, como ser equipos y dispositivos utilizados para la purificación y limpieza de los circuitos de refrigeración. Esto resulta finalmente en residuos líquidos concentrados por evaporación, clasificados como de baja actividad y filtros mecánicos y lechos de resinas de intercambio iónico, clasificados como de media actividad.
De mantenimiento, son generalmente residuos sólidos contaminados, tales como ropa de trabajo, papeles, guantes, herramientas, etc., y líquidos de descontaminación. Son normalmente residuos de baja actividad.
- En la minería, refinación y conversión del Uranio
Los residuos provenientes de la minería del Uranio, están constituidos por los estériles de la minería (parte de la roca extraída, con muy bajo contenido de Uranio). Se caracterizan por ser de muy baja actividad, de origen natural y alcanzar grandes volúmenes. Pese a ello, requieren ser gestionados.
- En la fabricación de elementos combustiblesLos residuos generados durante la fabricación de los elementos combustibles incluyen papeles, plásticos, ropas, vidrios, metales, etc. contaminados con óxido de Uranio proveniente de la fabricación de las pastillas y su introducción en las vainas de ZrAlly. Incluyen también los filtros de los sistemas de ventilación de las instalaciones y los barros obtenidos en el tratamiento de líquidos producidos durante la operación y mantenimiento de la planta. Estos residuos son clasificados como de muy baja concentración de actividad.
- En la generación de energía nucleoeléctricaLos residuos generados en las Centrales Nucleares se diferencian, según su origen, en diferentes categorías:
De proceso, los generados por la producción de energía mediante el proceso de fisión nuclear; incluyen principalmente los productos de fisión, de activación y transuránicos contenidos en los elementos combustibles gastados del reactor.
De operación, comprenden básicamente aquellos componentes que participan del inicio, control y seguimiento del proceso de fisión, como ser equipos y dispositivos utilizados para la purificación y limpieza de los circuitos de refrigeración. Esto resulta finalmente en residuos líquidos concentrados por evaporación, clasificados como de baja actividad y filtros mecánicos y lechos de resinas de intercambio iónico, clasificados como de media actividad.
De mantenimiento, son generalmente residuos sólidos contaminados, tales como ropa de trabajo, papeles, guantes, herramientas, etc., y líquidos de descontaminación. Son normalmente residuos de baja actividad.
Residuos provenientes de la clausura de instalaciones nucleares y radiactivas
Son todos los producidos durante la descontaminación y desmantelamiento de las instalaciones, dispositivos y equipos, una vez decidida su puesta fuera de servicio.
Representan grandes volúmenes de residuos, de característica radiológica, físicas y químicas muy diversas, dependiendo de la envergadura de la instalación desmantelada. Es importante destacar que los volúmenes de residuos generados en las actividades de desmantelamiento son fuertemente dependientes de los criterios sobre el reuso y reciclo y de los niveles de exención de corrientes de residuos, por parte de la Autoridad Regulatoria Nuclear.
Representan grandes volúmenes de residuos, de característica radiológica, físicas y químicas muy diversas, dependiendo de la envergadura de la instalación desmantelada. Es importante destacar que los volúmenes de residuos generados en las actividades de desmantelamiento son fuertemente dependientes de los criterios sobre el reuso y reciclo y de los niveles de exención de corrientes de residuos, por parte de la Autoridad Regulatoria Nuclear.
Residuos generados en las actividades no comprendidas en el Ciclo del Combustible Nuclear
En la Producción de Radioisótopos
Estos residuos provienen de todas las actividades involucradas en esta práctica, comprendiendo desde los producidos en los procesos de las plantas, como también los de operación y mantenimiento de las mismas. En general son pequeños volúmenes de residuos, de naturaleza física, química y radiactiva muy variable. Comprende sólidos y líquidos de diferentes concentraciones de actividad conteniendo mayoritariamente radionucleidos de cortos períodos de semidesintegración e incluyen también productos de fisión, de activación y transuránicos contenidos en los elementos combustibles gastados del reactor de producción.
Estos residuos provienen de todas las actividades involucradas en esta práctica, comprendiendo desde los producidos en los procesos de las plantas, como también los de operación y mantenimiento de las mismas. En general son pequeños volúmenes de residuos, de naturaleza física, química y radiactiva muy variable. Comprende sólidos y líquidos de diferentes concentraciones de actividad conteniendo mayoritariamente radionucleidos de cortos períodos de semidesintegración e incluyen también productos de fisión, de activación y transuránicos contenidos en los elementos combustibles gastados del reactor de producción.
Aplicaciones Médicas, usos Industriales y actividades de Investigación y Desarrollo
En general son residuos sólidos, líquidos y biológicos generados en este campo, de escaso volumen, de muy baja actividad y contienen radionucleidos de período de semidesintegración muy cortos. Sin embargo, las fuentes de radiación usualmente encapsuladas, utilizadas en diferentes prácticas, contienen radionucleídos de períodos mayores y actividades variadas, que van desde las consideradas de baja actividad hasta algunas otras con actividades significativas. Estas fuentes de radiación sólo son consideradas residuo cuando su uso posterior no es recomendado.
ESTRATEGIA PARA LA GESTIÓN DE LOS RESIDUOS RADIACTIVOS Y DE LOS ELEMENTOS COMBUSTIBLES GASTADOS
En general son residuos sólidos, líquidos y biológicos generados en este campo, de escaso volumen, de muy baja actividad y contienen radionucleidos de período de semidesintegración muy cortos. Sin embargo, las fuentes de radiación usualmente encapsuladas, utilizadas en diferentes prácticas, contienen radionucleídos de períodos mayores y actividades variadas, que van desde las consideradas de baja actividad hasta algunas otras con actividades significativas. Estas fuentes de radiación sólo son consideradas residuo cuando su uso posterior no es recomendado.
ESTRATEGIA PARA LA GESTIÓN DE LOS RESIDUOS RADIACTIVOS Y DE LOS ELEMENTOS COMBUSTIBLES GASTADOS
El Organismo Internacional de la Energía Atómica (OIEA), ha incorporado la amplia experiencia internacional en la materia, en un conjunto de principios, normas, guías, prácticas y recomendaciones que publica y difunde con el propósito de lograr una gestión segura de los residuos radiactivos en todos los países miembros.
La estrategia integrada para la gestión segura de los residuos radiactivos, requiere de una planificación de todas las etapas que la componen, que las mismas sean compatibles y complementarias unas de otras, que todas ellas cumplan con los criterios establecidos por el Organismo Regulador de la actividad, la Autoridad Regulatoria Nuclear (ARN) y que se encuentren enmarcadas en la Legislación existente al respecto.
La Ley Nacional 24804, que regula la actividad nuclear en la República Argentina, establece que una de las funciones de la CNEA es asumir la responsabilidad de la gestión de los residuos radiactivos de acuerdo a la legislación específica. La Ley Nacional 25018 es la norma legal que regula la gestión de los Residuos Radiactivos en el ámbito de la República Argentina. La CNEA, autoridad de aplicación de esta Ley, es responsable de cumplir con las funciones que establece la misma en sus artículos 7° y 8°, creando el Programa Nacional de Gestión de Residuos Radiactivos. Además en su Art. 10° enumera las funciones que este Programa Nacional deberá ejercer.
Como se indica en este instrumento legislativo, los generadores de residuos deberán aportar los fondos necesarios para la gestión, con arreglos a principios de equidad y equilibrio según la naturaleza, volumen y otras características del tipo de generación.
La gestión segura y eficiente de estos residuos radiactivos consiste en desarrollar todas las actividades técnicas, económicas y administrativas necesarias para la manipulación, tratamiento, acondicionamiento, transporte, almacenamiento y disposición final de los residuos radiactivos, teniendo en cuenta la minimización de las dosis y los costos involucrados.
El objetivo final de la gestión de los residuos radiactivos, es el confinamiento y aislamiento de los residuos del entorno humano, por un período de tiempo y en condiciones tales, que cualquier liberación de los radionucleídos contenidos en los mismos no suponga un riesgo radiológico inaceptable para las personas ni para el medio ambiente, tanto para la generación presente como para las futuras.
El alcance de esta gestión radica en la interposición entre el residuo y el ecosistema, de un conjunto de barreras naturales e ingenieriles, optimizando los costos y dosis involucrados. Este conjunto de barreras múltiples y redundantes tiene por objetivo impedir o retardar la llegada de los radionucleídos al hombre y al ambiente hasta que los mismos hayan perdido su peligrosidad.
Cada una de estas barreras, química, física, ingenieril y geológica, cumple una función determinada. La barrera química tiene como función inmovilizar los radionucleídos presentes evitando su dispersión durante el tiempo establecido para cada clase de residuos. La barrera física permite contener y confinar los residuos inmovilizados, simplificando su manejo y transporte en forma segura. La barrera ingenieril limita el escape y retrasa el comienzo de la lixiviación de los radionucleídos, presentando un buen confinamiento de la radiactividad durante el tiempo necesario. Por último, la barrera geológica detendrá o retrasará el acceso de los radionucleídos al medio ambiente y al hombre en el caso que fallaran las tres barreras anteriores.
Con el fin de realizar una planificación previa de la gestión de cada clase de residuos radiactivos que se generan, se han establecido etapas que deben ser cumplidas para el logro de una gestión de residuos idónea y segura. Estas etapas involucran tanto a los organismos generadores como al gestionador, dado que algunas de ellas pueden ser llevadas a cabo en los organismos generadores pero deberán ser concertadas con el organismo gestionador. Ellas corresponden a actividades de minimización, segregación, caracterización, pretratamiento, tratamiento, acondicionamiento, transporte, almacenamiento y disposición final.
Estas etapas están interrelacionadas y deben ser compatibles entre sí, teniendo como función principal la disminución de costos y dosis involucrados y deben cumplir con los requerimientos de aceptación establecidos para cada una de ellas.
Las tecnologías involucradas en cada una de estas etapas difieren substancialmente se trate de residuos radiactivos clasificados como de baja y media actividad o como de alta actividad.
La Ley Nacional 24804, que regula la actividad nuclear en la República Argentina, establece que una de las funciones de la CNEA es asumir la responsabilidad de la gestión de los residuos radiactivos de acuerdo a la legislación específica. La Ley Nacional 25018 es la norma legal que regula la gestión de los Residuos Radiactivos en el ámbito de la República Argentina. La CNEA, autoridad de aplicación de esta Ley, es responsable de cumplir con las funciones que establece la misma en sus artículos 7° y 8°, creando el Programa Nacional de Gestión de Residuos Radiactivos. Además en su Art. 10° enumera las funciones que este Programa Nacional deberá ejercer.
Como se indica en este instrumento legislativo, los generadores de residuos deberán aportar los fondos necesarios para la gestión, con arreglos a principios de equidad y equilibrio según la naturaleza, volumen y otras características del tipo de generación.
La gestión segura y eficiente de estos residuos radiactivos consiste en desarrollar todas las actividades técnicas, económicas y administrativas necesarias para la manipulación, tratamiento, acondicionamiento, transporte, almacenamiento y disposición final de los residuos radiactivos, teniendo en cuenta la minimización de las dosis y los costos involucrados.
El objetivo final de la gestión de los residuos radiactivos, es el confinamiento y aislamiento de los residuos del entorno humano, por un período de tiempo y en condiciones tales, que cualquier liberación de los radionucleídos contenidos en los mismos no suponga un riesgo radiológico inaceptable para las personas ni para el medio ambiente, tanto para la generación presente como para las futuras.
El alcance de esta gestión radica en la interposición entre el residuo y el ecosistema, de un conjunto de barreras naturales e ingenieriles, optimizando los costos y dosis involucrados. Este conjunto de barreras múltiples y redundantes tiene por objetivo impedir o retardar la llegada de los radionucleídos al hombre y al ambiente hasta que los mismos hayan perdido su peligrosidad.
Cada una de estas barreras, química, física, ingenieril y geológica, cumple una función determinada. La barrera química tiene como función inmovilizar los radionucleídos presentes evitando su dispersión durante el tiempo establecido para cada clase de residuos. La barrera física permite contener y confinar los residuos inmovilizados, simplificando su manejo y transporte en forma segura. La barrera ingenieril limita el escape y retrasa el comienzo de la lixiviación de los radionucleídos, presentando un buen confinamiento de la radiactividad durante el tiempo necesario. Por último, la barrera geológica detendrá o retrasará el acceso de los radionucleídos al medio ambiente y al hombre en el caso que fallaran las tres barreras anteriores.
Con el fin de realizar una planificación previa de la gestión de cada clase de residuos radiactivos que se generan, se han establecido etapas que deben ser cumplidas para el logro de una gestión de residuos idónea y segura. Estas etapas involucran tanto a los organismos generadores como al gestionador, dado que algunas de ellas pueden ser llevadas a cabo en los organismos generadores pero deberán ser concertadas con el organismo gestionador. Ellas corresponden a actividades de minimización, segregación, caracterización, pretratamiento, tratamiento, acondicionamiento, transporte, almacenamiento y disposición final.
Estas etapas están interrelacionadas y deben ser compatibles entre sí, teniendo como función principal la disminución de costos y dosis involucrados y deben cumplir con los requerimientos de aceptación establecidos para cada una de ellas.
Las tecnologías involucradas en cada una de estas etapas difieren substancialmente se trate de residuos radiactivos clasificados como de baja y media actividad o como de alta actividad.
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Figura 63: Sistema de compactación de residuos radiactivos sólidos
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Para residuos de baja y media actividad tecnologías de compactación, super compactación, incineración, precipitación, intercambio iónico, ósmosis reversa, etc., son generalmente empleadas para sus tratamientos y la inmovilización en matrices cementicias, bituminosas o poliméricas para su acondicionamiento, en contenedores de acero al carbono o de hormigones durables.
Instalaciones especialmente diseñadas, conocidas como Sistemas de Semi-contención para residuos radiactivos sólidos de Baja Actividad, comúnmente llamadas trincheras con mejoras ingenieriles, son las utilizadas internacionalmente para la disposición final de esta clase de residuos.
Para residuos clasificados como de Media Actividad las instalaciones para su disposición final, Repositorios de Media Actividad, son generalmente estructuras de enterramiento superficial con barreras de ingeniería. Estas estructuras comúnmente llamadas celdas, albergan los bultos de residuos acondicionados en contenedores de acero o de hormigón.
Instalaciones especialmente diseñadas, conocidas como Sistemas de Semi-contención para residuos radiactivos sólidos de Baja Actividad, comúnmente llamadas trincheras con mejoras ingenieriles, son las utilizadas internacionalmente para la disposición final de esta clase de residuos.
Para residuos clasificados como de Media Actividad las instalaciones para su disposición final, Repositorios de Media Actividad, son generalmente estructuras de enterramiento superficial con barreras de ingeniería. Estas estructuras comúnmente llamadas celdas, albergan los bultos de residuos acondicionados en contenedores de acero o de hormigón.
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| Figura 64: Instalación para el almacenamiento interino de bultos de residuos radiactivos |
La vida útil de estas instalaciones comprende tres etapas. La primera, de operación, durante la cual la instalación recibe los residuos acondicionados hasta colmar su capacidad. La segunda de control institucional, lapso requerido de vigilancia mientras los residuos allí dispuestos puedan presentar riesgo radiológico, que para instalaciones de disposición de Residuos de Baja Actividad es de aproximadamente 50 años y para Repositorios de Media Actividad de 300 años. La última etapa, de banalización, comienza cuando el emplazamiento puede ser empleado sin restricciones de orden radiológico para cualquier uso, es decir, cuando el impacto radiológico al individuo más expuesto sea inferior al fondo natural, sea cual fuera el uso del terreno.
En Argentina sólo se han dispuesto hasta la fecha, residuos acondicionados de Baja Actividad en Sistemas de Semicontención que se encuentran emplazados en el Centro Atómico Ezeiza. Mientras que los residuos de Media Actividad se encuentran almacenados a espera de su acondicionamiento y posterior disposición en un futuro Repositorio de Media Actividad.
En Argentina sólo se han dispuesto hasta la fecha, residuos acondicionados de Baja Actividad en Sistemas de Semicontención que se encuentran emplazados en el Centro Atómico Ezeiza. Mientras que los residuos de Media Actividad se encuentran almacenados a espera de su acondicionamiento y posterior disposición en un futuro Repositorio de Media Actividad.
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Figura 65: Verificación de la calidad de bultos de Residuos radiactivos acondicionados
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En cuanto a la gestión del elemento combustible gastado, una vez que los mismos son descargados del reactor, se introducen en las piletas de enfriamiento de las centrales nucleares para permitir la disipación del calor residual que generan.
Dependiendo de la estrategia que el país adopte al respecto para la gestión de estos elementos combustibles, variarán las tecnologías a emplear para su posterior tratamiento según se haya optado por el Ciclo Abierto o Cerrado.
En el caso de Ciclo Abierto y dependiendo de la capacidad de estas piletas, se hará necesario disponer de un almacenamiento temporal para almacenar el excedente de combustibles gastado, permitiendo descongestionar las piletas de enfriamiento de las centrales nucleares y el decaimiento de la radiactividad y por lo tanto del calor residual que los mismos generan, hasta alcanzar niveles aceptables para la disposición definitiva.
Las tecnologías utilizadas para este almacenamiento temporal pueden dividirse en dos grandes grupos: Almacenamiento en agua en piscinas de hormigón recubierto con materiales especiales o Almacenamiento en seco en silos o bóvedas de hormigón ya sea en superficie o enterrados o en contenedores multipropósito de almacenamiento y transporte. Cualquiera sea el tipo de almacenamiento temporal empleado, las características de las instalaciones y/o sistemas estarán condicionados por la alta actividad de los materiales a manejar, la emisión de calor y la posibilidad de formar un conjunto crítico. Estos aspectos básicos, conjuntamente con los factores económicos de la tecnología a utilizar, serán tenidos en cuenta en el momento de elegir uno u otro tipo de almacenamiento temporal.
Dependiendo de la estrategia que el país adopte al respecto para la gestión de estos elementos combustibles, variarán las tecnologías a emplear para su posterior tratamiento según se haya optado por el Ciclo Abierto o Cerrado.
En el caso de Ciclo Abierto y dependiendo de la capacidad de estas piletas, se hará necesario disponer de un almacenamiento temporal para almacenar el excedente de combustibles gastado, permitiendo descongestionar las piletas de enfriamiento de las centrales nucleares y el decaimiento de la radiactividad y por lo tanto del calor residual que los mismos generan, hasta alcanzar niveles aceptables para la disposición definitiva.
Las tecnologías utilizadas para este almacenamiento temporal pueden dividirse en dos grandes grupos: Almacenamiento en agua en piscinas de hormigón recubierto con materiales especiales o Almacenamiento en seco en silos o bóvedas de hormigón ya sea en superficie o enterrados o en contenedores multipropósito de almacenamiento y transporte. Cualquiera sea el tipo de almacenamiento temporal empleado, las características de las instalaciones y/o sistemas estarán condicionados por la alta actividad de los materiales a manejar, la emisión de calor y la posibilidad de formar un conjunto crítico. Estos aspectos básicos, conjuntamente con los factores económicos de la tecnología a utilizar, serán tenidos en cuenta en el momento de elegir uno u otro tipo de almacenamiento temporal.
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Figura 66: Transporte de residuos radiactivos acondicionados y contenedor de hormigón para transporte.
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En Argentina actualmente los elementos combustibles gastados de la CNAI, se encuentran almacenados en las piscinas que dicha central posee para ese fin. La C.N.E. también descarga los elementos combustibles en las piscinas de enfriamiento y luego los traslada a un almacenamiento temporal seco en silos de hormigón emplazados en el mismo predio de la Central.
Si se optare por el Ciclo Abierto, una vez transcurrido el período de almacenamiento temporal, que también habrá permitido la finalización de los trabajos de Investigación y Desarrollo, la selección y caracterización del emplazamiento y la optimización de los sistemas para la construcción del repositorio definitivo, el combustible gastado será sometido a un encapsulamiento, constituido por materiales especiales con buenas características de estabilidad frente a la corrosión, transmisión de calor y compatible con las diferentes barreras ingenieriles y el medio geológico en el que va a estar ubicado el repositorio.
Para el caso de Ciclo Cerrado, los elementos combustibles gastados procesados, generarán residuos líquidos de alta actividad, que contendrán la mayor parte de los productos de fisión y transuránicos, también residuos de media y baja actividad.
Estos residuos líquidos de Alta Actividad suelen concentrarse por evaporación, antes de su almacenamiento temporal en tanques de acero inoxidable, encamisados y refrigerados, colocados dentro de celdas de hormigón. Una vez transcurrido el almacenamiento temporal y decaída la radiactividad hasta niveles aceptables para su manejo, estos residuos líquidos serán inmovilizados en una matriz vítrea de características especiales que garantice una integridad duradera. Una vez formado el vidrio conteniendo los residuos de alta actividad, se introduce en contenedores metálicos herméticos, resistentes a la corrosión y con buena capacidad de transmisión de calor, generalmente son de acero inoxidable revestido de plomo y luego de titanio. Posteriormente estos contenedores son almacenados durante un período no inferior a 30 años para permitir la disipación del calor que generan, antes de su disposición definitiva.
Si se optare por el Ciclo Abierto, una vez transcurrido el período de almacenamiento temporal, que también habrá permitido la finalización de los trabajos de Investigación y Desarrollo, la selección y caracterización del emplazamiento y la optimización de los sistemas para la construcción del repositorio definitivo, el combustible gastado será sometido a un encapsulamiento, constituido por materiales especiales con buenas características de estabilidad frente a la corrosión, transmisión de calor y compatible con las diferentes barreras ingenieriles y el medio geológico en el que va a estar ubicado el repositorio.
Para el caso de Ciclo Cerrado, los elementos combustibles gastados procesados, generarán residuos líquidos de alta actividad, que contendrán la mayor parte de los productos de fisión y transuránicos, también residuos de media y baja actividad.
Estos residuos líquidos de Alta Actividad suelen concentrarse por evaporación, antes de su almacenamiento temporal en tanques de acero inoxidable, encamisados y refrigerados, colocados dentro de celdas de hormigón. Una vez transcurrido el almacenamiento temporal y decaída la radiactividad hasta niveles aceptables para su manejo, estos residuos líquidos serán inmovilizados en una matriz vítrea de características especiales que garantice una integridad duradera. Una vez formado el vidrio conteniendo los residuos de alta actividad, se introduce en contenedores metálicos herméticos, resistentes a la corrosión y con buena capacidad de transmisión de calor, generalmente son de acero inoxidable revestido de plomo y luego de titanio. Posteriormente estos contenedores son almacenados durante un período no inferior a 30 años para permitir la disipación del calor que generan, antes de su disposición definitiva.
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Figura 67: Sistema de semicontención para la disposición de residuos radiactivos sólidos de baja actividad
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Tanto en el caso de Ciclo Abierto como en el de Ciclo Cerrado, los almacenamientos temporales durante décadas, convergen a la disposición definitiva, en el primer caso de los elementos combustibles gastados encapsulados y en el otro, de los contenedores conteniendo los productos radiactivos vitrificados. Para el traslado seguro de éstos, en contenedores especialmente diseñados y certificados bajo normas internacionales de calidad, deberán cumplirse estrictas reglamentaciones de transporte.
El concepto de confinamiento para residuos vitrificados o para el combustible gastado encapsulado, contemplado en la estrategia internacional, consiste en disponerlos de manera definitiva, en formaciones geológicas profundas, entre 500 y 1000 metros, que una vez completado el depósito, las instalaciones serán selladas sin intención de remover los residuos allí dispuestos. Tras un corto período, posterior a la clausura de la instalación, la estrategia no prevé ningún tipo de control institucional ni técnico ni ambiental. Por ello grandes esfuerzos de Investigación y Desarrollo se vienen realizando con el fin de demostrar ciertos aspectos relativos al comportamiento futuro de este tipo de repositorio, que deberán albergar a los residuos radiactivos de alta actividad en perfecto aislamiento por miles de años, de manera de satisfacer los criterios de seguridad a largo plazo que serán impuestos.
Bajo estas condiciones, los trabajos de Investigación y Desarrollo contemplan demostraciones directas e indirectas del comportamiento futuro. Las demostraciones directas consisten en probar que el repositorio puede ser construido, operado, cerrado y sellado en forma segura y con un costo aceptable. Para ello, la comunidad científica internacional viene trabajando en instalaciones experimentales construidas exclusivamente para ese fin. Las demostraciones indirectas tienen como objetivo elaborar las evaluaciones del comportamiento y seguridad a largo plazo del sistema, fundamentadas en modelos matemáticos convincentes, en parte confirmados por los resultados de los trabajos experimentales y en parte por la comparación con ciertos análogos naturales, tales como el de Morro do Ferro, en Brasil o el de Oklo en Gabón.
La necesidad de dar una solución definitiva a esta clase de residuos, ha llevado también a investigar nuevas tecnologías entre las que se puede citar la Transmutación. Este concepto persigue como objetivo la transformación de los radionucleidos de largo período de semidesintegración (transuránicos) en otros de período corto, reduciendo así considerablemente el tiempo requerido para su aislamiento. Cabe destacar que entre las líneas de Investigación y Desarrollo que se vienen desarrollando en Argentina sobre la gestión de los residuos de Alta Actividad, también se ha contemplado la investigación sobre esta última tecnología.
El concepto de confinamiento para residuos vitrificados o para el combustible gastado encapsulado, contemplado en la estrategia internacional, consiste en disponerlos de manera definitiva, en formaciones geológicas profundas, entre 500 y 1000 metros, que una vez completado el depósito, las instalaciones serán selladas sin intención de remover los residuos allí dispuestos. Tras un corto período, posterior a la clausura de la instalación, la estrategia no prevé ningún tipo de control institucional ni técnico ni ambiental. Por ello grandes esfuerzos de Investigación y Desarrollo se vienen realizando con el fin de demostrar ciertos aspectos relativos al comportamiento futuro de este tipo de repositorio, que deberán albergar a los residuos radiactivos de alta actividad en perfecto aislamiento por miles de años, de manera de satisfacer los criterios de seguridad a largo plazo que serán impuestos.
Bajo estas condiciones, los trabajos de Investigación y Desarrollo contemplan demostraciones directas e indirectas del comportamiento futuro. Las demostraciones directas consisten en probar que el repositorio puede ser construido, operado, cerrado y sellado en forma segura y con un costo aceptable. Para ello, la comunidad científica internacional viene trabajando en instalaciones experimentales construidas exclusivamente para ese fin. Las demostraciones indirectas tienen como objetivo elaborar las evaluaciones del comportamiento y seguridad a largo plazo del sistema, fundamentadas en modelos matemáticos convincentes, en parte confirmados por los resultados de los trabajos experimentales y en parte por la comparación con ciertos análogos naturales, tales como el de Morro do Ferro, en Brasil o el de Oklo en Gabón.
La necesidad de dar una solución definitiva a esta clase de residuos, ha llevado también a investigar nuevas tecnologías entre las que se puede citar la Transmutación. Este concepto persigue como objetivo la transformación de los radionucleidos de largo período de semidesintegración (transuránicos) en otros de período corto, reduciendo así considerablemente el tiempo requerido para su aislamiento. Cabe destacar que entre las líneas de Investigación y Desarrollo que se vienen desarrollando en Argentina sobre la gestión de los residuos de Alta Actividad, también se ha contemplado la investigación sobre esta última tecnología.
Fuente: CNEA
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