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RESIDUOS RADIACTIVOS. GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS. Los residuos radiactivos son consecuencia inevitable de actividades de medicina, investigación, industria y, particularmente, generación de energía nucleoeléctrica.

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Presentation Transcript
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GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS

Los residuos radiactivos son consecuencia inevitable de actividades de medicina, investigación, industria y, particularmente, generación de energía nucleoeléctrica.

El término Residuo Radiactivo (RR) se utiliza para referirse genéricamente a materiales conteniendo, o contaminados con, sustancias radiactivas en niveles tales de actividad que las dosis asociadas con su eliminación superen los criterios de exención establecidos por la Autoridad Regulatoria, y para el cual no se prevé ningún uso futuro.

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Residuos exentos

Son aquellos tales que por el muy bajo nivel de actividad que poseen, no se justifica mantenerlos dentro del sistema de regulación y control. Estos se generan en prácticas exentas o en prácticas reguladas. Para estas situaciones se aplican los criterios de exención y desregulación o dispensa. Los residuos que se ajustan a estos criterios podrán eliminarse directamente en el medio ambiente como residuos convencionales (inmediatamente después de su generación o luego de un período de almacenamiento que permita ajustarse a los niveles requeridos).

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Gestión de Residuos Radiactivos cont.

La gestión de Residuos Radiactivos engloba todas las tareas que involucran el manejo, tratamiento, acondicionamiento, almacenamiento, transporte, o eliminación de RR.

Efluentes radiactivos (ER): Son corrientes gaseosas o acuosas que se descargan de las instalaciones nucleares o radiactivas directamente al medio ambiente, y que contienen pequeñas cantidades de material radiactivo. El nivel de actividad de este tipo de corrientes debe ser compatible con los límites derivados de descarga establecidos por la Autoridad Regulatoria.

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Residuos radiactivos (RR): Son aquellos materiales para los cuales no se prevé ningún uso futuro, y que contienen sustancias radiactivas en niveles tales de actividad que no pueden descargarse al ambiente tal cual se encuentran y deben ser sometidos a tratamientos ya sea para su acondicionamiento (si son sólidos) ó, para separar las sustancias radiactivas de la corriente gaseosa o líquida que los contiene. Estos materiales separados, concentrados en actividad, son RR y requieren tratamientos subsiguientes de concentración, acondicionamiento y/o inmovilización a fin de garantizar su aislación del medio ambiente en sistemas apropiados por un período tal que decaiga gran parte de la actividad que contienen.

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LIMITACIÓN DE EFLUENTES RADIACTIVOS EN

REACTORES NUCLEARES DE INVESTIGACIÓN

Deben optimizarse los sistemas de limitación de las descargas de efluentes radiactivos teniendo en cuenta el costo correspondiente a cada alternativa factible y la dosis colectiva total resultante de la liberación de efluentes radiactivos durante toda la vida de la instalación.

Debe preverse como mínimo suficiente retención de modo tal que se cumplan las siguientes

restricciones de dosis:

a) La dosis efectiva anual en el grupo crítico debida a la liberación de efluentes radiactivos no exceda de 0,3 mSv.

b) La dosis efectiva colectiva por unidad de energía térmica generada no exceda de 5 mSv hombre por MW año.

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NORMA 3.1.2. LIMITACIÓN DE EFLUENTES RADIACTIVOS EN REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA

NORMA AR 4.1.2. LIMITACIÓN DE EFLUENTES RADIACTIVOS EN REACTORES NUCLEARES DE INVESTIGACIÓN

GESTIÓN DE RESIDUOS

RADIACTIVOS NORMA AR 10.12.1

http://200.0.198.11/normas/index.htm

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OBJETIVOS DE LA GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS

Generales

Garantizar la protección radiológica de los seres humanos y del medio ambiente, por períodos adecuados a cada tipo de residuo, en conformidad con los principios vigentes de protección radiológica internacionalmente acordados.

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OBJETIVOS DE LA GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS cont.

Particulares

Aislar los residuos radiactivos en sistemas específicamente licenciados para esa finalidad (repositorios) y adecuados a cada tipo de desecho, durante períodos apropiados, sin transmitir a generaciones futuras la responsabilidad de mantener la integridad de ese sistema, ni imponerles condicionamientos significativos debido a la existencia del repositorio.

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OBJETIVOS DE LA GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS cont.

Particulares cont.

Garantizar la seguridad del repositorio durante el período posterior a su cierre definitivo de forma tal que no dependa de vigilancia radiológica y vigilancia física, ni de otros controles institucionales o medidas correctoras.

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OBJETIVOS DE LA GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS cont.

Particulares cont.

Asegurar el grado de aislamiento de los residuos radiactivos de forma tal que no existan riesgos futuros previsibles para la salud humana, ni efectos sobre el medio ambiente que no sean aceptables actualmente.

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ALTERNATIVAS EN LA GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS

Las alternativas de manejo se basan fundamentalmente en las características de los residuos:

Los nucleidos contenidos (tanto por naturaleza como por cantidad) y el volumen generado;

Influyen también los aspectos químicos y físicos.

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OPCIONES DE MANEJO DE RESIDUOS RADIACTIVOS EN INSTALACIONES NUCLEARES Y RADIACTIVAS

Los fundamentos de estas opciones se encuentran en el objetivo de mantenerlos aislados por períodos apropiados a cada tipo de RR. Para implementar este objetivo, la forma física de los RR, su actividad y los nucleidos presentes definirán si es apropiado utilizar sistemas de decaimiento o purificación.

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SISTEMAS DE TRATAMIENTO POR DECAIMIENTO

En los sistemas de decaimiento se utiliza esta propiedad física para disminuir la actividad, y dependiendo del nucleido presente se definen los períodos de aislación requeridos. Consisten de dispositivos que admiten el almacenamiento ya sea de líquidos, gases o sólidos, por períodos tales que por decaimiento se obtienen efluentes o residuos exentos que pueden descargarse al medio ambiente.

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SISTEMAS DE TRATAMIENTO POR DECAIMIENTO Cont.

Este tipo de tratamiento se utiliza cuando los nucleidos presentes tienen períodos de semidesintegración cortos (I131, etc.) y la actividad remanente se ajusta a los límites de descarga autorizados o los niveles de exención o desregulación recomendados.

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SISTEMAS DE TRATAMIENTO POR PURIFICACIÓN

Se fundan en la disminución de la actividad presente en corrientes líquidas o gaseosas mediante la remoción de los agentes contaminantes. Se utilizan cuando no es posible aplicar los sistemas por decaimiento ya sea por la magnitud de la actividad, por el tipo de nucleidos presentes, o por el volumen a tratar.

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SISTEMAS DE TRATAMIENTO POR PURIFICACIÓN Cont.

En el caso de las corrientes gaseosas, si ésta arrastra vapores (o gases solubles en agua) o aerosoles, el tratamiento se debe adecuar a estas características; para la primer situación se utilizan sistemas lavadores de gases, mientras que en el segundo, sistemas de filtros (absolutos, mecánicos, de adsorción, etc.).

En el caso de las corrientes líquidas, las alternativas cubren un amplio espectro de operaciones unitarias y procesos químicos: concentración por evaporación, precipitación, sedimentación, pasaje por resinas de intercambio iónico, centrifugación, etc.

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SISTEMAS DE TRATAMIENTO POR PURIFICACIÓN cont.

Ambas situaciones (corrientes gaseosas o líquidas) generan como mínimo dos corrientes resultantes: una

purificada, que por lo general puede descargarse directamente al ambiente, y otra concentrada en radionucleidos, y que debe ser tratada como RR (dispuesta con o sin acondicionamiento previo en recipientes e instalaciones adecuadas).

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OPCIONES EN EL AISLAMIENTO RESIDUOS RADIACTIVOS

Los tiempos requeridos para el aislamiento de RR definen las necesidades que deben cubrir los sistemas destinados a tal fin.

ALMACENAJE VS. ELIMINACIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS

Almacenaje: Conservación transitoria de los residuos en sistemas que admiten su recuperación, y por lo tanto implica que requieren vigilancia y mantenimiento

operativos que involucran la exposición operacional del personal asignado a esas tareas, con el consiguiente riesgo de liberaciones accidentales y el incremento en los costos operativos.

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ALMACENAJE VS. ELIMINACIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS cont.

Eliminación:Implica el emplazamiento de los desechos en sistemas diseñados y licenciados para la contención de los mismos por periodos prolongados sin el requisito de mantenimiento operativo y con sólo (en algunos casos) la vigilancia radiológica habitual en toda instalación nuclear, hasta la finalización del control institucional del sitio, liberándola al uso público una vez concluida esta etapa.

Ambos conceptos difieren en el grado de recuperación de los nucleidos contenidos y en la duración de la contención.

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SISTEMAS DE ELIMINACIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS

Sistemas de eliminación próximos a la superficie simples o Trincheras: Los desechos se eliminan tal cual o en recipientes en excavaciones superficiales.

En esta categoría pueden incluirse los sistemas de semicontención para residuos líquidos (trincheras para líquidos).

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SISTEMAS DE ELIMINACIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS Cont.

Sistemas de eliminación próximos a la superficie con barreras de ingeniería: Son en general, construcciones bajo superficie terrestre, en donde el acondicionamiento de los residuos, la integridad de las estructuras construidas y las características geoquímicas del sitio de depósito pueden inmovilizar y aislar los radionucleidos del residuo por un tiempo considerable.

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Sistema de disposición final para residuos sólidos de baja actividad.

Corte de la Trinchera 2 (AGE)

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SISTEMAS DE ELIMINACIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS cont.

Sistemas de eliminación en formaciones geológicas profundas: Provee largos períodos de aislamiento si la permeabilidad al agua del medio geológico es muy baja, o‚ si los flujos de agua son sumamente lentos. Actualmente están en estudio en diversos países distintas formaciones como zonas potenciales: domos de sal, granitos, arcillas, y rocas volcánicas.

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SISTEMAS DE ELIMINACIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS cont.

Disposición en formaciones geológicas debajo del lecho marino: Involucra consideraciones similares al depósito en formaciones geológicas profundas, con el beneficio adicional del aislamiento marino. Actualmente está en estudio y presenta inconvenientes económico-técnicos y jurídicos (por la utilización de aguas internacionales).

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SISTEMAS DE ELIMINACIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS cont.

La trasmutación de radionucleidos de vida media larga en otros de vida media más corta podría reducir teóricamente los riesgos a largos plazos.

Esta opción implica nuevas instalaciones de procesos y separaciones, que disminuyen notoriamente la cantidad de residuos de alta actividad a eliminar, pero generarían más residuos secundarios, con la consiguiente exposición operacional.

Actualmente está en etapa de investigación, y se considera que involucra un mayor riesgo operativo que las otras opciones.

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Acondicionamiento de Residuos de baja y media actividad

Tiene como objeto confinar y aislar al mismo, convirtiéndolo en un producto que cumpla con los requerimientos de aceptación establecidos para su manipulación, almacenamiento interino, transporte y disposición final en un repositorio.

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Acondicionamiento de residuos de baja y media actividad cont.

Las fases principales del acondicionamiento de los residuos de baja y media actividad son:

Pretratamiento, en el cual los residuos se segregan de acuerdo con su estado físico y su nivel de actividad total. Incluye además otras operaciones

que facilitan el proceso de tratamiento posterior.

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Las fases de acondicionamiento cont.

Tratamiento principal, en el cual se concentra la actividad contenida en el residuo en un volumen lo más reducido posible. También es necesario neutralizar aquellos residuos que, al ser agresivos químicos, puedan tener un efecto destructor sobre los sistemas de confinamiento.

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Las fases de acondicionamiento cont.

Inmovilización y envasado, cuyo objetivo es evitar la dispersión de los radionucleidos, dejando los residuos en una forma sólida y estable, mediante un revestimiento o inclusión en un material aglomerante (cemento, asfalto, etc.) y su posterior confinamiento en un contenedor.

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PRINCIPIOS DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA

APLICADOS A LA GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS

La gestión y disposición de RR son pasos necesarios en el uso de la energía nuclear y los materiales radiactivos y por lo tanto no se requiere su justificación en forma

separada, aunque sus implicancias radiológicas deben considerarse en la justificación de la práctica en su totalidad. El requerimiento de optimización es utilizado frecuentemente como un medio de selección entre diferentes cursos de acción u opciones en la gestión y disposición de RR y en la decisión si cambios futuros en el diseño de los sistemas conducirán a una reducción (o no) de las dosis.

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PRINCIPIOS DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA

APLICADOS A LA GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS Cont.

El tercer principio de protección radiológica requiere la limitación de las dosis incurridas por individuos, ya sea en el curso de su vida normal como miembros del público o como resultado de su ocupación, los cuales no deben exceder los límites de dosis recomendados por la ICRP. El caso de la limitación de la dosis del público debido a la eliminación de RR en formaciones

geológicas merece un análisis particular.

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LIMITACIONES INDIVIDUALES DURANTE PERÍODOS DE AISLACIÓN

  • Restricciones de dosis individuales:
  • Estas restricciones son equivalentes a los aplicados a otros tipos de instalaciones. Deben considerarse dos requerimientos básicos:
  • El grupo crítico debe ser identificado, éste puede comprender personas existentes o un grupo hipotético. Este grupo recibiría mayor dosis que la población en general. Cuando no puede definirse un grupo actual, se define uno hipotético o individuos representativos.
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LIMITACIONES INDIVIDUALES DURANTE PERÍODOS DE AISLACIÓN cont.

  • La definición de los hábitos y características de este grupo deben basarse en el conocimiento actual, y con suposiciones prudentes y razonables.
  • El diseño y operación del repositorio debe asegurar que la dosis al grupo crítico no supere los límites de dosis, considerando otras fuentes posibles (presentes y futuras), excluyendo las exposiciones médicas y naturales. La consideración de otras fuentes se efectúa fijando una restricción de dosis a la fuente individual, la cual es una fracción del límite de dosis recomendado.
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LIMITACIONES INDIVIDUALES DURANTE PERÍODOS DE AISLACIÓN cont.

En nuestro país la Autoridad Regulatoria ha fijado (para propósitos de planificación) la restricción de dosis máxima resultante en un grupo crítico hipotético, debido a la eliminación de RR en un dado emplazamiento, en 0,1 mSv integrado en un año, en base a metodologías de cálculo preestablecidos.

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Restricciones de riesgo individual:

Dado que es factible se produzcan dosis significativas debido a eventos que alteren el comportamiento normal de un repositorio, cuyas probabilidades supuestas de ocurrencia, en un dado tiempo son inferiores a uno, es necesario agregar un requerimiento de limitación de riesgos individuales a fin de lograr el objetivo de protección individual debido a todos los eventos de exposición asociados con repositorios. El criterio aplicado por la Autoridad Regulatoria Argentina, con fines de planificación, es una restricción de riesgo anual máximo aceptable de 10-6.

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BARRERAS MÚLTIPLES PARA AISLAMIENTO DE RESIDUOS RADIACTIVOS

Los criterios de seguridad radiológica requieren que la confinación de los RR en sistemas diseñados para su eliminación (repositorios) sea efectiva mientras los radionucleidos contenidos decaen a niveles aceptables para su ingreso al medio ambiente accesible al hombre. La implementación de estos criterios de seguridad radiológica a la aislación de RR requiere del uso del concepto de barreras múltiples.

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Concepto de barreras múltiples

Barreras interpuestas entre los RR y el ambiente ocupado por el hombre, estas son, geológicas y de ingeniería, independientes y redundantes de manera que la falla de alguna de ellas no comprometa la seguridad del sistema.

Se consideran barreras naturales a las formaciones geológicas en las cuales se sitúan los repositorios y el medio geológico que los circunda. Estas proveen la aislación física necesaria y la retención de los radionucleidos.

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Las barreras de ingeniería son las provistas por el hombre para aumentar la confinación:

  • Matriz que incluye a los RR.
  • Contenedores.
  • Barreras adicionales: materiales de sellado, relleno, retardadores geoquímicos, etc.

Mediante la combinación adecuada de estos tipos de barreras, en función del tipo de RR del cual se trate, se podrá limitar o demorar la liberación de material radiactivo.

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Las matrices más utilizadas son:

  • Cementos hidráulicos y materiales basados en cemento
  • Bitúmenes
  • Polímeros
  • Deben verificar las siguientes propiedades:
  • Compatibilidad con el residuo
  • Homogeneidad
  • Integridad
  • Baja solubilidad
  • Baja permeabilidad
  • Resistencia mecánica
  • Resistencia química
  • Resistencia a la radiación
  • Resistencia a la biodegradación
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El efecto de la demora en el impacto resultante puede observarse genérica y cualitativamente en la siguiente gráfica

Comparación cualitativa del efecto de la eliminación de RR con y sin barreras para el confinamiento

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Requisitos fundamentales de un repositorio de RR subterráneo

El diseño apropiado de las instalaciones y su ubicación en un medio geológico estable, con características hidrogeológicas favorables, donde eventos disruptivos naturales o humanos son extremadamente improbables en las escalas de tiempo requeridas.

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CLASIFICACIÓN CONCEPTUAL DE RESIDUOS RADIACTIVOS EN BASE A LOS TIEMPOS DE AISLACIÓN NECESARIOS

RESIDUOS DE BAJA ACTIVIDAD (RRBA)

Requieren un tiempo de aislación del mismo orden o menor que el de la vida útil de las instalaciones que las generan (de algunas decenas de años). En esta categoría se encuentran la mayoría de los residuos sólidos que se producen durante la operación de instalaciones nucleares y por usuarios de radioisótopos (por ejemplo, materiales descartables: papeles, plásticos, telas, etc.).

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RESIDUOS DE BAJA ACTIVIDAD (RRBA) cont.

Las barreras consideradas adecuadas para su aislación son:

  • Acondicionamiento en bolsas plásticas dentro de tambores metálicos.
  • Disposición en trincheras de escasa profundidad, ubicadas en formaciones geológicas adecuadas, recubriéndolas con barreras múltiples apropiadas.
  • Barrera física que impide el acceso del público a la zona de eliminación durante el período de control institucional.
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RESIDUOS DE MEDIA ACTIVIDAD (RRAI)

Requieren tiempos de aislación superiores que los de la vida útil de las instalaciones que los producen, pero no mayor que la vida útil de ciertos materiales, tales como el hormigón o compuestos orgánicos, fácilmente utilizables como barreras de ingeniería. Dentro de esta categoría se incluyen las resinas, barros y filtros del circuito primario de centrales nucleares y las fuentes de uso médico e industrial en general.

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RESIDUOS DE MEDIA ACTIVIDAD (RRAI) cont.

Las barreras consideradas adecuadas para este

tipo de residuos son:

  • Inclusión en una matriz estable (por ej, cemento, polímeros, etc.).
  • Disposición en sistemas de disposición final con barreras de ingeniería apropiados (por ej. hormigón) superficiales o de escasa profundidad, a fin de garantizar su integridad e impermeabilidad por 100-200 años.
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RESIDUOS DE MEDIA ACTIVIDAD (RRAI) cont.

  • Relleno de los sistemas de depósito con cemento.
  • Emplazamiento de los sistemas de depósito en formaciones geológicas que aseguren una demora en la liberación de los materiales radiactivos superior a la centena de años.
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RESIDUOS DE ALTA ACTIVIDAD (RRAA)

Requieren un tiempo de aislación superior a algunas centenas de años. Residuos de esta categoría son los que provienen de la primera etapa de extracción del reprocesamiento de los elementos combustibles irradiados o incluso, estos mismos elementos dispuestos en contenedores apropiados (en los países que escogieron la estrategia del ciclo abierto del

combustible nuclear).

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RESIDUOS DE ALTA ACTIVIDAD (RRAA) cont.

Se consideran como adecuadas las siguientes barreras:

  • Inclusión de los residuos en una matriz estable de muy baja tasa de disolución, alta tasa de disipación térmica, resistente a las radiaciones y a lo impactos térmicos y mecánicos. Por ej.el vidrio borosilicato; otras alternativas en desarrollo son materiales cerámicos, esferas de vidrio dispersos en matriz metálica (Vitro-met), roca sintética (SYNROC), En el caso de disposición directa de elementos combustibles irradiados el óxido de uranio formaría una matriz adecuada para la contención de los productos de fisión.
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RESIDUOS DE ALTA ACTIVIDAD (RRAA) cont.

Barreras de contención cont.

  • Contenedor, que garantice la aislación absoluta de los residuos durante los primeros 1000 años de depósito, para lo cual se utilizan contenedores compuestos por más de un material, actuando alguno de ellos como blindaje contra las radiaciones.
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RESIDUOS DE ALTA ACTIVIDAD (RRAA) cont.

Disposición en una formación geológica continental estable, en profundidad. Una de las características más importantes que debe reunir, a fin de garantizar la aislación segura, es que su conductividad hidráulica debe ser muy baja (en el orden 10-9 m.s-1 o menor).

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CRITERIOS OPERATIVOS

PARA LA GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS

Garantizan una gestión adecuada.

Procedimientos recomendados:

  • Minimizar la generación de RR (se reducen así los costos de gestión).
  • Segregar los RR en la fase de generación, evitando además, mezclarlos con residuos convencionales.
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CRITERIOS OPERATIVOS

PARA LA GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS cont.

  • Almacenar en forma segura y totalmente identificable los RR a la espera de su destino final.
  • Reducir el volumen de los residuos (se incrementa así la capacidad de almacenamiento o disposición final).
  • Solidificar aquellos residuos que no pueden ser descargados al medio ambiente.
  • Efectuar el control de inventario de los desechos eliminados y de los efluentes descargados al medio ambiente.
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El Plan Estratégico en Argentina, ha previsto tres tipos de sistemas tecnológicos de disposición final:

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Instalaciones de gestión del combustible gastado

Las instalaciones de gestión de CG existentes hasta la fecha son las siguientes:

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RESIDUOS DE BAJA ACTIVIDAD GENERADOS EN

LAS CENTRALES NUCLEARES

Son procesados en las mismas centrales

ATUCHA-1

Sólidos compactables: Compactados en tambores de 200 litros

Líquidos: Concentrados por evaporación y cementados en tambores de 200 litros

Disposición final de los tambores: Enviados al Área de Gestión Ezeiza

EMBALSE

Sólidos compactables: Compactados en tambores de 200 litros

Almacenamiento interino: En una instalación especial de la central

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RESIDUOS DE MEDIA ACTIVIDAD

♦ Generados en las centrales nucleares:

Resinas de intercambio iónico agotadas, filtros del circuito primario

componentes estructurales de recambio, etc.

Se almacenan interinamente en instalaciones de las centrales.

♦ Generados en la producción y aplicaciones de radioisótopos:

Fuentes agotadas, resinas del Reactor RA-3, líquidos de la producción de Mo-99

Almacenadas interinamente en instalaciones especiales del Área de Gestión Ezeiza

Residuos estructurales de la producción de Co-60:

Almacenados interinamente en las piletas de decaimiento de la Central Embalse

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COMBUSTIBLES GASTADOS

Reactor RA-3, RA1,

Se almacenan interinamente en una instalación especial del Área de Gestión Ezeiza.

Central Atucha-1

Se almacenan interinamente en las piletas de decaimiento de la central.

Central Embalse

Se almacenan en la pileta de decaimiento de la central durante 6 a 8 años, luego son transferidos a almacenamiento interino en seco, en silos de hormigón situados en el predio de la central.

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REPOSITORIO PARA RESIDUOS DE MEDIA ACTIVIDAD

  • Del tipo monolítico de hormigón, subsuperficial (cercano a la superficie). Con barreras de Ingeniería
  • Se han realizado estudios preliminares para su emplazamiento
  • Aún no se ha determinado el lugar
  • Se está analizando la posibilidad de utilizar el mismo

emplazamiento para disposición final de residuos de baja actividad el que se prevé estará operativo en 2015 y que reemplazará al sistema emplazado en el AGE.

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REPOSITORIO PARA RESIDUOS DE ALTA ACTIVIDAD

♦ Del tipo geológico profundo (AGP)

♦ Debería estar operativo en el año 2050

♦ Aún no se ha determinado el lugar

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En la década de los 80 la CNEA realizó estudios de factibilidad y anteproyecto de ingeniería para el emplazamiento en una formación granítica cercana a la localidad de Gastre, en la Provincia de Chubut.

Este proyecto debió ser cancelado por presiones de la opinión pública.

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Situación actual en el mundo

EE.UU. Para el almacenamiento geológico profundo de residuos de alta actividad de origen civil se está estudiando la instalación de Yucca Mountain, en el Estado de Nevada (puedes ver más información en  www.nei.org/ )

Finlandia. El finlandés es el programa europeo actualmente más avanzado junto con el sueco. En 1999 finalizó su programa de selección y propuesta al Gobierno de un emplazamiento, cuyo estudio de impacto ambiental se realizó entre 1997 y 1999. En mayo de 2001 el parlamento ha aprobado el programa de almacenamiento geológico profundo en la localidad de Olkiluoto, que se espera poder operar a partir de 2020.

Suecia. El programa de almacenamiento geológico sueco se ha desarrollado por un lado construyendo y operando laboratorios subterráneos (Stripa y Äspö) para poner a punto las tecnologías y los conocimientos científicos necesarios. En paralelo han desarrollado un plan de selección de emplazamientos. En su primera fase de estudios de viabilidad han considerado 8 áreas de las que finalmente han seleccionado dos: Oskarshamm y Osthammar.

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Situación actual en el mundo cont.

En la actualidad solo existe un AGP en el mundo, en Nuevo México (WIPP), pero solo se utiliza para almacenar los residuos militares de los Estados Unidos.

Se están estudiando en casi todos los países del mundo localizaciones donde construirlos, siendo los terrenos más favorables para ello los salinos, arcillosos o graníticos, debido a sus condiciones geológicas, físicas y químicas.

Por el momento es la única alternativa de gestión de parte de los residuos producidos en las centrales nucleares de fisión.