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publicaciones técnicas
Plan de investigación,
desarrollo tecnológico
y demostración
para la gestión
de residuos radiactivos
2004-2008
enresa
publicación técnica 01/2004

Plan de investigación,
desarrollo tecnológico
y demostración
para la gestión
de residuos radiactivos
2004-2008

ENRESA
Dirección de Ciencia y Tecnología
Emilio Vargas nº 7
28043 Madrid - España
Tfno.: 915 668 100
Fax: 915 668 169
www.enresa.es
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Imprime: GRAFISTAFF, S.L.
ISSN: 1134-380X
D.L.: M-21821-2004
Enero de 2004

Índice
Índice

Índice

ABSTRACT .....................................................1
PRESENTACIÓN ..................................................5
PARTE A ......................................................9
1. PRINCIPIOS BÁSICOS Y SISTEMAS DE GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS. ..................11
Índice
1.1. Residuos radiactivos: clasificación, producción y características .................... 13
1.2. La gestión de los residuos radiactivos ............................... 14
1.2.1. General ......................................... 14
1.2.2. Desarrollo secuencial “Paso a Paso” como sistema de gestión ................ 18
1.2.3. Opciones de gestión ................................... 20
1.2.4. La gestión de ENRESA .................................. 21
1.3. La I+D en la gestión de residuos ................................. 23
1.3.1. General ......................................... 23
1.3.2. Evolución de la I+D en ENRESA .............................. 25
2. OBJETIVOS Y CRITERIOS DE SELECCIÓN DE ACTIVIDADES ............................31
Introducción ............................................. 33
2.1. Objetivos estratégicos ...................................... 33
2.2. Objetivos tecnológicos, científicos, metodológicos y operativos .................... 35
2.3. Objetivos en el contexto internacional ............................... 36
2.4. Criterios de selección de actividades ................................ 38
3. ESTRUCTURA Y CONTENIDO TÉCNICO. PROGRAMAS Y LÍNEAS DE INVESTIGACIÓN PARA EL PERIODO 2004-2008 . . 41
Introducción ............................................. 43
3.1. Estructura general ........................................ 43
3.2. Estructura detallada del Plan 2004-2008 ............................. 44
III

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
IV
4. COSTES Y FINANCIACIÓN DEL PLAN ......................................49
Introducción ............................................. 51
4.1. Evolución de los costes de la I+D ................................. 51
4.2. Presupuesto para el periodo 2004-2008. ............................. 51
4.3. Financiación .......................................... 51
5. GESTIÓN DEL PLAN 2004-2008 ........................................55
Introducción ............................................. 57
5.1. Organización de actividades ................................... 57
5.2. Limitación de actividades. .................................... 58
5.3. Aplicación de Tecnología-Informática. ............................... 58
5.4. Participación de grupos de I+D en la gestión ............................ 59
5.5. Secretaría Técnica ........................................ 59
6. LÍNEAS, OBJETIVOS Y ACTIVIDADES ......................................61
PARTE B. CAPACIDADES CIENTÍFICO-TECNOLÓGICAS Y DESCRIPCIÓN DETALLADA DE LAS ACTIVIDADES
DEL PLAN 2004-2008 ..............................................71
INTRODUCCIÓN ..................................................73
1. TECNOLOGÍA DEL RESIDUO ..........................................77
1.1. Físico-química de actínidos y productos de fisión .......................... 79
Experiencia alcanzada y desarrollos científicos y tecnológicos. .................... 79
Bases de datos Termodinámicos ................................. 80
Mecanismos de Sorción ..................................... 80
Actividades Futuras ....................................... 83
1.2. Caracterización y comportamiento del combustile irradiado. ..................... 83
Experiencia e Infraestructura alcanzada .............................. 83
Desarrollo científico ....................................... 84
Desarrollos tecnológicos ..................................... 84
Demostración .......................................... 84
Actividades futuras. ....................................... 84
1.3. Almacenamiento temporal .................................... 86
1.4. Separación y transmutación ................................... 88
1.4.1. Introducción ....................................... 88
1.4.2. Separación de actínidos y productos de fisión de vida larga .................. 89
Experiencia e infraestructura alcanzada ........................... 89
Desarrollo científico. ................................... 89
Desarrollo tecnológico y demostración ........................... 89
Actividades futuras .................................... 91

Índice
1.4.3. Transmutación ...................................... 91
Experiencia e infraestructura. ............................... 91
Desarrollo científico. ................................... 91
2. ALMACENAMIENTO DEFINITIVO ........................................93
2.1. Introducción y condiciones de contorno .............................. 95
2.1.1. Condiciones de contorno de la I+D en almacenamiento definitivo ............... 96
2.2. Barreras de ingeniería ...................................... 96
2.2.1.Materialesmetálicosparacápsulas............................. 96
Requisitos funcionales y papel principal ........................... 96
Experiencia e infraestructura alcanzada ........................... 96
Desarrollo Científico ................................... 97
Desarrollo tecnológico .................................. 98
Actividades futuras 2004-2008 .............................. 98
2.2.2. Barreras de arcilla .................................... 99
Desarrollo científico ................................... 101
Desarrollo Tecnológico. ................................. 102
Demostración. ..................................... 102
Actividades Futuras ................................... 103
2.2.3. Ingeniería del repositorio y compatibilidad de componentes ................. 106
Introducción ...................................... 106
Desarrollo Científico y Tecnológico Alcanzado y Actos Futuros ................ 106
2.3. Barrera geológica ....................................... 107
2.3.1 Introducción ...................................... 107
2.3.2. Caracterización del funcionamiento de los medios graníticos como barrera geológica ......114
Desarrollo Científico-Tecnológico ............................. 114
Ensayos hidrogeoquímicos (Testificación hidroquímica) ................... 116
Instrumentación de sondeos ............................... 116
Modelización ...................................... 117
Modelización Geoquímica ................................ 117
Efecto del repositorio en la barrera geológica. ....................... 117
EDZ.......................................... 117
Funcionamiento hidrogeológico de la galería. ....................... 119
Demostración de tecnologías ............................... 119
Actividades futuras ................................... 119
2.3.3. Caracterización del funcionamiento de un medio arcilloso .................. 120
Desarrollo Científico ................................... 121
Desarrollo Tecnológico. ................................. 123
Actividades de Demostración ............................... 123
Actividades futuras ................................... 124
V

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
VI
2.3.4. Migración de radionucleidos en la geosfera ........................ 127
Desarrollo Científico ................................... 128
Desarrollo Tecnológico. ................................. 129
Desarrollo futuro .................................... 130
2.3.5. Infraestructura y análogos naturales. ........................... 131
2.4. Biosfera. ........................................... 131
2.4.1. Introducción ...................................... 131
2.4.2. Infraestructura Básica .................................. 132
Desarrollo Científico y Metodológico. ........................... 134
Actividades Futuras ................................... 134
3. EVALUACIÓN DE LA SEGURIDAD .......................................141
Desarrollo Científico y Tecnológico. .................................. 145
Actividades futuras ......................................... 148
4. APOYO A INSTALACIONES ..........................................149
4.1. I+D asociado a la gestión de RBMA ............................... 151
4.1.1. Situación Tecnológica .................................. 151
Mejora del conocimiento de barreras de ingeniería ..................... 151
Mejora de la capacidad del almacenamiento. ....................... 151
Mejora de la caracterización e inventario de bultos a almacenar ............... 151
Tratamiento y acondicionamiento de residuos ....................... 151
Desarrollo Científico y Tecnológico ............................ 152
Actividades Futuras ................................... 153
4.2. I+D de apoyo al desmantelamiento de instalaciones nucleares ................... 153
Situación Tecnológica. ..................................... 153
Desarrollo Científico y Tecnológico ................................ 155
Actividades Futuras. ...................................... 157
4.3. Protección radiológica y restauración ambiental .......................... 158
Actividades futuras ....................................... 159
4.4. I+D asociado al emplazamiento de instalaciones ......................... 161
Desarrollo Científico y Tecnológico ................................ 161
Actividades Futuras. ...................................... 162
ANEXO. RELACIÓN DE PROYECTOS DEL PLAN 1999-2003 .............................163

Abstract
Abstract

Abstract

The management of radioactive wastes requires the
scientific and technological support that may be
provided by R&D.
R&D is a key activity as regards both the optimisation
and improvement of the solutions implemented
for the management of low and intermediate level
wastes (LILW), the dismantling of nuclear facilities
and environmental restoration and for the selection
and support of options for the long-term management
of high level wastes (HLW).
Since its creation in 1986, Enresa has been carrying
out R&D through five-year plans, the most recent of
which (4th) covers the period 1999-2003. This new
plan, for the period 2004-2008, arises as a continuation
of those activities, on the basis both of the
technological level achieved and strategic management
needs for this period, as expressed in the General
Radioactive Waste Plan, and scientific and industrial
development at international level.
The document, which is organised in two parts – A
and B –, aims to be self-explanatory such that no
other ENRESA document need to be consulted for it
to be understood.
Part A describes in simple terms the characteristics of
radioactive wastes and the basic principles applied in
their management, as well as the R&D activities performed
to date. These are used as a basis for the
establishment of objectives for the period 2004-
2008 (strategic, technological and international)
and of the criteria included in the plan for the selection
and prioritisation of activities. Briefly described,
in keeping with the objectives and criteria, are the
areas and lines of research for the period 2004-
2008, this being complemented by descriptive tables
referring to the objectives and activities associated
with these lines.
Part A also includes chapters dealing with financing
and management methodologies for development
and tracking of the Plan.
Continuing with the structure of Areas and Lines of
research described in Part A, Part B deals in greater
depth with the scientific and technological situation
arrived at in each case, as a justification and support
for the establishment of objectives and activities
for the period 2004-2008.
Together, Parts A and B provide a clear view of
what has been achieved and what remains to be
done, including a justification thereof.
The objectives of this new Plan have been established
on the basis of strategic needs (implications
of R&D for definitive waste management), needs of
a scientific, technological, methodological and operational
nature (development and verification of
management capacities) and the need for international
collaboration (bringing into harmony of strategies,
technologies and methodologies).
Accordingly, the Plan includes the following subject
areas:
AREA 1: WASTE TECHNOLOGY
Physical and Chemical characteristics of
Actinides and Fission Products
Characterisation and behaviour of fuel
Temporary storage
Separation of long-lived radionuclides
Transmutation of long-lived radionuclides
AREA 2: DEFINITIVE DISPOSAL
Engineered barriers (Capsules, clay barriers,
compatibility of components and engineering
of the repository).
Geological barrier (Operation of crystalline
media, operation of clay media, radionuclide
migration and long-term evolution of the
geosphere).
Biosphere (Behaviour of radionuclides, models
and tools and natural analogues).
AREA 3: SAFETY ASSESSMENT
Development of methodologies for identification
and grouping of processes.
Specific numerical developments.
Methodological applications and modelling.
AREA 4: SUPPORT FOR FACILITIES
Abstract
Support for the management of low and intermediate
level wastes (Durability of concrete,
characterisation of radioactive isotopes,
volume reduction, conditioning of nonconventional
waste streams).
Dismantling of facilities (Decontamination
techniques, declassification techniques, characterisation
and treatment of contaminated
soils).
Radiological Protection and environmental
restoration (Support of criteria, operational
dosimetry).
Siting of operational installations (Hydrogeology
and hydrogeochemistry).
3

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
The aforementioned technical areas are coordinated
via an additional area dealing with the coordination,
integration and management of the products and
technological assets generated. This area is undertaken
by a Technical R&D Plan Secretariat in charge
of facilitating the launching, tracking, management,
distribution and organisation of R&D results.
The financing of R&D activities for the period 2004-
2008 will involved a cost of approximately 6 M€/
year, distributed as follows for the entire period:
Waste technology: 8 M€
Definitive Disposal: 14 M€
Safety Assessment: 1 M€
Support for Facilities: 5 M€
Coordination: 2 M€
The aim is for the development of this plan to be
accomplished via larger projects than in previous
plans, in order to achieve better integration and
easier management, in a manner similar to that established
by the European Union for the 6 PM.
4
This will imply a more active participation by the research
organisations in management of the Plan.
The table beside is a tentative list of the projects in
which R&D activities will be performed.
International participation continues to be a key
area within R&D. The objective for the period
2004-2008 is to maintain the presence of Enresa
and Spanish organisations in the main European
projects relating to radioactive waste management.
Thus, there will be continued active participation in
the 6th Framework Programme, which at present includes
participation in the integrated projects
NF-PRO, ESDRED, REDIMPAC and EUROPART. The
aim is also to continue to participate in the main European
laboratories in granite and clay formations,
mainly at ÄSPÖ (Sweden- granite), GRIMSEL (Switzerland-granites.
Associated with Febex), Mt. TERRI
(Switzerland-compacted clays) and BURE (Francecompacted
clays). Collaboration with the IAEA and
the NEA in R&D techniques will be maintained as in
previous Plans.
Provisional List of R&D Projects Abbreviation
1. Separation of long-lived radionuclides (SEPARATION)
2. Transmutation of long-lived radionuclides (TRANSMUTATION)
3. Fuel technology (FUEL)
4. Metallic capsules (CAPSULES)
5. Temporary storage (TS)
6. Engineered barriers (BARRIERS)
7. Compatibility of materials and gas generation (COMPATIBILITY)
8. Radionuclide migration (MIGRATION)
9. Granite technologies (GRANITE)
10. Clay technology (CLAYS)
11. Natural analogues (ANALOGUES)
12. Biosphere (BIORAD)
13. Safety assessment (PA)
14. Support for LILW (LILW)
15. Support for dismantling (DISMANTLING)
16. Radiological Protection and environmental restoration (RPER)
17. Siting of operational installations (SITING)

Presentación
Presentación

Presentación

Dentro de las actividades de gestión de residuos radiactivos
que Enresa viene desarrollando desde
1986 se incluyen las de I+D. Su estructuración a
través de Planes quinquenales y su ejecución de forma
organizada y sistemática, ha generado desde
entonces, una sólida infraestructura científica y tecnológica,
en sintonía con el estado del conocimiento
y el desarrollo industrial a nivel internacional.
Esta infraestructura constituye un soporte fundamental
para las actividades actuales y futuras que
ENRESA tiene encomendadas
El presente documento describe las actividades de
I+D previstas por Enresa para su realización durante
el periodo 2004-2008 en consonancia con lo indicado
en el Plan General de Residuos Radiactivos
en lo referente a actividades de I+D. El documento,
organizado en dos partes, A y B, pretende ser autojustificativo,
de forma que su comprensión no requiera
la consulta de otros documentos de ENRESA.
En la parte A, se describen de forma sencilla las
características de los residuos radiactivos, los principios
básicos de su gestión, y una descripción jus-
Presentación
tificativa de la I+D realizada hasta el momento. Sobre
estas bases se establecen los objetivos para el
periodo 2004- 2008 en sus distintas facetas (estratégicas,
tecnológica e internacional) así como los
criterios del plan para seleccionar y priorizar las
actividades. En consecuencia con los objetivos y
criterios, se describen de forma somera las áreas y líneas
de investigación para el periodo 2004-2008,
complementándose con tablas descriptivas referentes
a objetivos y actividades asociados a dichas líneas.
Se incluyen también, en la Parte A, los capítulos dedicados
a la financiación y a las metodologías de
gestión para el desarrollo y seguimiento del Plan.
En la Parte B, siguiendo la estructura de Areas y Líneas
de investigación descritas en la Parte A, se
profundiza en la situación científico-tecnológica alcanzada
en cada una de ellas, como justificación y
soporte para el establecimiento de los objetivos y
actividades para el periodo 2004-2008.
En su conjunto, Parte A y Parte B, permiten obtener
una clara visión de qué es lo que se ha hecho y qué
es lo que queda por hacer, así como su justificación.
7

PARTE A

PARTE A

1. Principios básicos y sistemas de gestión de residuos radiactivos
1. Principios básicos
y sistemas de gestión
de residuos radiactivos

1. Principios básicos y sistemas de gestión
de residuos radiactivos

1.1. Residuos radiactivos:
clasificación, producción
y características
La producción eléctrica de origen nuclear y, en menor
grado, la industria, la investigación y la medicina,
generan residuos que contienen isótopos radiactivos
y que, por tanto, deben ser gestionados de
forma que no produzcan un impacto no admisible
ni al ser humano ni al medio ambiente.
El potencial impacto de estos residuos dependerá
de la cantidad y características radiotóxicas de los
isótopos radiactivos que contengan. Es por ello que
tanto el Organismo Internacional de Energía Atómica
de Viena (OIEA), como la Comisión Europea,
han establecido una clasificación de los residuos radiactivos
que condiciona el sistema de gestión que
debe aplicarse a cada uno de ellos.
ENRESA, siguiendo dicha clasificación, ha establecido
para la gestión dos grandes grupos de residuos:
Alta Actividad (RAA) y Baja y Media Actividad
(RBMA). Para cada grupo deben implantarse soluciones
específicas, acordes con la actividad total y
vida media de los isótopos contenidos y cuyo grado
de desarrollo industrial varía. Es por ello que la
I+D de ENRESA tiene unas características que están
en función del tipo de residuos al que debe aplicarse.
Así, en el caso de la gestión de RBMA, donde ya
existen soluciones industriales e instalaciones propias
en operación o en desarrollo, la I+D debe profundizar
en el conocimiento de los elementos de seguridad
y optimizar donde sea posible las actividades
y/o metodologías. El caso de los residuos de alta actividad
es muy distinto, y la I+D debe suministrar conocimientos
y tecnologías para proponer y demostrar
soluciones viables que aseguren el aislamiento y
confinamiento para dichos residuos como es el caso
del Almacenamiento Geológico Profundo (AGP).
Otras actividades como el desmantelamiento de instalaciones
nucleares, la restauración ambiental de
emplazamientos nucleares y la protección radiológica
asociada a la gestión de residuos radiactivos
también requieren actuaciones específicas de I+D.
La producción de residuos radiactivos es extraordinariamente
pequeña si se compara con la de otros
tipos de residuos (urbanos, tóxicos, peligrosos, etc.).
Sin embargo, debido a su radiotoxicidad, a la capacidad
de emitir radiaciones ionizantes durante
períodos largos de tiempo y a la alta sensibilidad
de la sociedad en los temas relacionados con la ra-
1. Principios básicos y sistemas de gestión de residuos radiactivos
diactividad y lo nuclear, su gestión es muy compleja
y se realiza de forma separada del resto de residuos.
Esta gestión se ve facilitada por el hecho de
que la producción de residuos radiactivos está, en
general, perfectamente controlada e identificada y
su financiación establecida.
Para una mejor comprensión del Plan de I+D, es
necesario recordar, de forma muy resumida, las características
de cada uno de los residuos a gestionar,
sobre los que incidirá la I+D. Así, los RBMA están
constituidos básicamente por materiales que contienen
isótopos radiactivos con periodos de semidesintegración
inferiores a 30 años. Eso significa que en
300 años, 10 veces el periodo de semidesintegración,
la actividad habrá decrecido hasta ser casi insignificante.
Los sistemas de gestión deben contemplar
por tanto ese horizonte de 300 años para el
aislamiento y confinamiento de este tipo de residuos.
El Plan General de Residuos Radiactivos (PGRR), documento
estratégico que establece las estrategias de
gestión de los residuos radiactivos en España, estima
una producción de residuos de baja y media
actividad de 176.842 m 3 . El 23 % tendrá su origen
en la operación de las Centrales Nucleares, el 70
% en su desmantelamiento y el resto, el 7 %, en las
aplicaciones industriales, médicas y científicas de isótopos
radiactivos, así como en el desmantelamiento
de otras instalaciones.
A estos residuos hay que añadir los que pudieran
producirse de forma accidental en instalaciones industriales
(acerías). Para la gestión de estos residuos,
ENRESA ha desarrollado, construido y opera la instalación
de El Cabril (Córdoba), que actualmente se
está complementando con un área específica para
almacenar separadamente los residuos de muy baja
actividad. En la tabla 1 se indica el inventario radiológico
total autorizado de los residuos a almacenar
en la instalación de El Cabril (Córdoba).
Los residuos de alta actividad están constituidos,
mayoritariamente, por el combustible irradiado procedente
de las centrales nucleares. A estos residuos
hay que añadir los procedentes del reprocesado total
o parcial del combustible irradiado de algunas
centrales nucleares (Vandellós I y Garoña), en forma
de residuos vitrificados (RAA) y de otros residuos
de media actividad (RBMA) que no puedan ser almacenados
en El Cabril.
Los principales isótopos contenidos en los residuos
de alta actividad corresponden a elementos actínidos:
neptunio, plutonio, americio y curio además del
uranio generados, por captura neutrónica, durante
13

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
el quemado del combustible, y a otros isótopos de
vida larga, de elementos tales como: estroncio, cesio,
etc, que son productos de fisión generados en
dicho proceso de quemado. Los procesos de activación
neutrónica completan la producción del inventario
radiactivo del combustible irradiado. En el
combustible irradiado pueden aparecer isótopos radiactivos,
con mayor o menor contenido, de la mayoría
de los elementos de la tabla periódica.
Los isótopos radiactivos contenidos en el combustible
irradiado le confieren una capacidad de emisión
de calor y radiación durante largo tiempo, así
como una radiotoxicidad alta (figura 1).
El volumen y características de los RAA dependerán
de la vida operativa de las centrales nucleares, del
grado de quemado del combustible y de los ciclos
operacionales utilizados. En las figuras 2 y 3 se dan
algunas estimaciones referentes a la composición química
del combustible irradiado. Considerando una
vida operativa de de las centrales nucleares 40 años,
la producción de residuos de alta actividad dará lugar
aproximadamente a 20.343 elementos combustibles,
equivalentes a 6.984 t de uranio irradiado con volumen
aproximado de 19.871 m 3 . (Tabla 2)
El desmantelamiento de instalaciones nucleares, la
restauración ambiental y la protección radiológica
14
Tabla 1
Inventario autorizado de referencia de los residuos a almacenar en la instalación de El Cabril.
Radionucleido Actividad (TBq) Actividad (Ci)
H-3 2,00 E+02 5.400
C-14 2,00 E+01 540
Ni-59 2,00 E+02 5.400
Ni-63 2,00 E+03 54.000
Co-60 2,00 E+04 540.000
Sr-90 2,00 E+03 54000
Nb-94 1,00 E+00 27
Tc-99 3,20 E+00 86,5
I-129 1,0 E+10 -1
Cs-137 3,70E+03 100.000
Pu-241 1,15E+02 3100
Total Alfa a los 300 años 2,70E+01 730
asociada a la gestión de residuos, también han requerido
actividades de I+D.
Las actividades de desmantelamiento de la Antigua
Fábrica de Andújar, la restauración de antiguas minas
de uranio y el desmantelamiento de la C.N. de
Vandellós 1, han llevado asociadas actividades de
I+D en los Planes anteriores.
Sus resultados junto con la experiencia operacional
adquirida permiten una focalización muy precisa de
las necesidades de I+D en estos campos de actividad,
asignadas a Enresa, además de la propia gestión
de residuos radiactivos.
1.2. La gestión de los residuos
radiactivos
1.2.1. General
La gestión de los residuos radiactivos puede definirse
como el conjunto de actividades que es necesario
realizar para conseguir que estos materiales,
una vez generados, no den lugar a un impacto no
admisible para el ser humano y el medio ambiente,
ni ahora ni en el futuro.
4

2 Helio
1 Hidrógeno
He
NUM ERO ATOMICO
NOMBRE
H
2,2
4,003
95 Americio
5 Boro 6 Carbono 7
CANTIDAD TOTAL
(GRAMOS/TONELADA URANIO)
CANTIDAD
(GRAMOS/TONELADA URANIO)
Am
SIMBOLO
1,008 3,8
3 1,23E+01 0,07
Flúor 10 Neón
Nitrógeno 8 Oxígeno
284,3
PESO ATOMICO
9
N
C
B
205,7
1,8
76,8
(243)
241 4,322E+02
242 1,520E+02
243 7,380E+03
Berilio
3 Litio 4
Ne
F
O
ISOTOPOS RADIACTIVOS
12,011 152,1 14,007
14 5,73E+03 0,4
10,811
PERIODO
DE SEMIDESINTEGRACION (AÑOS)
Be
Li
20,180
10,7
18,998
134.800,0
15,999
90,8
9,012
1,1
6,941
Argón
Cloro 18
17
Fósforo 16 Azufre
15
13 Aluminio 14 Silicio
Magnesio
11 Sodio 12
Ar
Cl
S
P
Si
Al
Mg
Na
32,070
30,974
94,8 28,086 252,70
39,948
5,3
35,453
17,2
44,7
26,981
2,0
24,305
15,0
22,990
Bromo 36 Criptón
35
34 Selenio
Arsénico
24 Cromo 25 Manganeso 26 Hierro 27 Cobalto 28 Niquel 29 Cobre 30 Zinc 31 Galio 32 Germanio 33
Titanio 23 Vanadio
22
Calcio 21 Escandio
19 Potasio 20
Kr
Br
Se
As
Ge
Ga
Zn
Cu
Ni
V Cr Mn Fe Co
Ca Sc Ti
K
83,80 375,6
85 1,07E+01 19,7
79,904
78,96 57,2
79 6,50E+04 5,9
74,922
72,61
69,723
19,0 65,39 40,3
101,9 50,941 17,6 51,996 6.727,0 54,938 452,6 55,847 17.700,0 58,933 72,7 58,69 8.160,0 63,546
55 2,70E+00 1,4 60 5,27E+00 6,8 59 7,50E+04 41,5
63 9,60E+01 8,3
40,078 2,0 44,956
47,88
22,0
39,098
Iodo 54 Xenón
53
52 Teluro
Antimonio
Estaño 51
Paladio 47 Plata 48 Cadmio 49 Indio 50
Niobio 42 Molibdeno 43 Tecnecio 44 Rutenio 45 Rodio 46
Circonio 41
Estroncio 39 Itrio 40
37 Rubidio 38
Xe
I
Te
Sb
Sn
In
Cd
Ag
Pd
Ru Rh
Tc
Nb Mo
Zr
Y
Sr
Rb
5.202,0
131,29
126,904 227,9
129 1,57E+07 175,3
469,7
91,224 278.833,0 92,906 695,2 95,94 3.856,2 (97) 783,2 101,07 2.156,0 102,906 455,9 106,42 1.288,0 107,868 69,7 112,41 122,6 114,82 2,4 118,71 4582,7 121,75 25,7 127,60
93 1,53E+06 858,1 94 2,03E+04 6,4
99 2,13E+05 783,2 106 1,01E+00 16,5
107 6,50E+06 199,0
126 1,00E+05 25,9 125 2,77E+00 5,7
474,1
85,468 358,4 87,62 874,1 88,906
87 4,70E+10 252,7 90 2,91E+01 510,9
Astato 86 Radón
85
84 Polonio
Bismuto
82 Plomo 83
Tántalo 74 Wolframio 75 Renio 76 Osmio 77 Iridio 78 Platino 79 Oro 80 Mercurio 81 Talio
Hafnio 73
72
Bario
At
Po
Bi
Pb 1,0
Tl
Hg
Au
Pt
Ir
Os
Re
W
Ta
Hf
*
55 Cesio 56
Rn
Ba
Cs
(222)
(210)
(209)
207,2 208,980
204,383
200,59
196,967
195,08
192,22
190,2
186,207
7,0
183,85
180,948
21,6
178,49
1.553,0
132,905 2.695,0
134 2,06E+00 40,3 137,327
135 2,30E+06 411,7
137 3,00E+01 1.105,0
Rutherfordio 105 Dubrio 106 Seaborgio 107 Bohrio 108 Hassio 109 Meitnerio 110
104
Radio
Uun
Bh Hs Mt
Db Sg
Ra Rf
**
87 Francio 88
Fr
262 263 264 265
266
Los datos de esta tabla están referidos a una tonelada de uranio irradiado con
un grado de quemado de 33.000 MWd/tU y un periodo de enfriamiento de 3 años
261
(223) (226)
Lutecio
71
Iterbio
70
Tulio
Cerio 59 Praseodimio 60 Neodimio 61 Promecio 62 Samario 63 Europio 64 Gadolinio 65 Terbio 66 Disprosio 67 Holmio 68 Erbio 69
57 Lantano 58
Lu
Yb
Tm
Gd Tb Dy Ho Er
Eu
Sm
Pm
Nd
Pr
*Lantánidos
La Ce
1.228
2.390,0
174,967
173,04
168,934
140,115
140,908 1.148,0 144,24 4.054,0 (145) 63,0 150,36 809,5 151,965 148,6 157,25 87,7 158,925 2,4 162,50 1,3 164,930
167,26
144 7,79E-01 20,18 20,2
147 2,62E+00 63,01 151 9,00E+01 13,9 154 8,80E+00 24,7
155 4,96E+00 7,7
2.390,00
138,906
Mendelevio 102 Nobelio 103 Laurencio
95 Americio 96 Curio 97 Berquelio 98 Californio 99 Einstenio 100 Fermio 101
94 Plutonio
Torio 91 Protoactinio 92 Uranio 93 Neptunio
89 Actinio 90
Lw
No
Md
Fm
Es
Cf
Bk
Pu
238,029 956.312,3
(244) 8.750,4 (243) 284,3
234 2,45E+05 186,3 (237) 477,1 238 8,77E+01 143,6 241 4,32E+02 205,7 (247) 19,7 (249)
235 7,04E+08 9.066,0
239 2,41E+04 5.151,0
237 2,14E+06 477,1 240 6,54E+03 2.005,0 242 1,52E+02 1,8
236 2,34E+07 4.260,0
241 1,44E+01 1.039,0
244 1,81E+01 18,5
238 4,47E+09 942.800,0
243 7,38E+03 76,8
242 3,76E+05 411,8
Cm
Am
Np
U
Pa
Th
Ac
(260)
(259)
(258)
(257)
(254)
(251)
(231)
232,038
**Actínidos
(227)
1. Principios básicos y sistemas de gestión de residuos radiactivos
BAJA CONCENTRACION DE ISOTOPOS ESTABLES
ALTA O MEDIA CONCENTRACION DE ISOTOPOS ESTABLES
MEDIA O BAJA RADIACTIVIDAD Y RADIOTOXICIDAD
ALTA RADIACTIVIDAD Y RADIOTOXICIDAD
Potencia Térmica Actividad Radiotoxicidad
Figura 1. Características de un RAA de Referencia y Evolución de la Potencia Térmica. Actividad y Radiotoxicidad con el tiempo.
15

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
Dichas actividades son de carácter multidisciplinar e
incluyen aspectos de tipo científico-tecnológico, socio-político,
económicos, jurídicos, etc., cuya envergadura
está determinada por el horizonte temporal
en el que es necesario ofrecer un nivel adecuado
de seguridad. En el caso de la gestión de RBMA y
RBBA, el horizonte de 300 años está dentro de las
expectativas de viabilidad y seguridad de una obra
civil, por lo que su gestión, aunque compleja y difícil,
puede abordarse en el contexto de los proyectos
habituales de la ingeniería (figura 4).
16
Varios
(Zr, Mo, Tc)
18%
Productos de activación
y de fisión
3,7%
Lantánidos e itrio
(Y, La, Ce, Pm, Pr, Sm, Nd, Eu, Gd, Tr, Ds)
24%
Masa de UO2
95%
Actínidos
y descendientes
0,96%
Figura 2. Porcentaje másico en una pastilla de combustible gastado con un quemado de 40.000 MWd/tU.
Metales nobles y otros
(Ag, Cd, Sn, Sb, Pd, In, Ru, Rh)
10%
Alcalinotérreos
(Sr, Ba)
6%
Grupo del azufre
(Se, Te)
1%
Alcalinos
(H, Rb, Cs)
7%
Halógenos
(Br,I)
1%
Gases nobles
(Xe, Kr)
13%
Neptunio
1%
Americio
1%
Plutonio
18%
Figura 3. Combustible irradiado. Distribución de productos de fisión y elementos transuránicos (excluido el uranio).
Los residuos de alta actividad, requieren sistemas
de gestión que garanticen condiciones de aislamiento
y confinamiento durante periodos muy largos
de tiempo.
Conseguir poner a punto, desarrollar y verificar estos
sistemas, requiere largos periodos de experimentación
y monitorización, por lo que la gestión de este
tipo de residuos se dilatará mucho en el tiempo, requiriendo
unas aproximaciones que van más allá de
lo habitual en los proyectos de ingeniería.

Tabla 2
Residuos de alta y media actividad a gestionar en España (a almacenar en AGP).
Elementos Combustibles PWR (1)
Elementos Combustibles BWR (1)
En la actualidad no existen sistemas industriales implantados
en su totalidad, ni una regulación específica
internacionalmente aplicable, pero hay consen-
1. Principios básicos y sistemas de gestión de residuos radiactivos
Nº t u m 3
11.587 5.285 8.382
8.756 1.609 2.108
TOTAL ELEMENTOS COMBUSTIBLES 20.343 6.894 10.490
Vitrificados reproceso CG Vandellós (1)
Residuos de media actividad del reproceso de CG Vandellós I (2)
Desmantelamiento de centrales nucleares (2)
Otros (Bidones 220 l) 850
so internacional acerca de que el Almacenamiento
Geológico Profundo (AGP) es la mejor opción existente
en la actualidad (figura 5).
81
3.250
5.230
TOTAL 19.781
(1) Volumen equivalente supuesta una cápsula de 2,89 m 3 con capacidad para 4 elementos PWR, 12 BWR y 3 vidrios.
(2) Volumen equivalente supuesto contenedores 9 m3 de volumen exterior.
Figura 4. Vista de la instalación de almacenamiento de El Cabril (Córdoba)
17

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
1.2.2. Desarrollo secuencial
“Paso a Paso” como sistema
de gestión
La gestión de los residuos radiactivos es una actividad
que se empezó a desarrollar hace varias décadas,
si bien las principales fases operativas de actuación
para los residuos de alta actividad todavía
no se han acometido para los residuos procedentes
de instalaciones comerciales. (Existe una instalación
en operación, “WIPP” en EE.UU., para almacenar residuos
radiactivos de alta actividad procedentes del
programa militar americano). Sin embargo, se han
desarrollado importantes programas de I+D que
tienen en cuenta que el almacenamiento final es un
proyecto muy complejo, que no se ha realizado
previamente, a excepción del WIPP (Waste Isolation
Pilot Plant), que debe confinar materiales radiotóxicos
a muy largo plazo y que debe utilizar sistemas de
seguridad pasiva que actúen durante miles de años.
Un análisis de las actividades realizadas en la gestión
de los residuos de alta actividad y la I+D asociada
a nivel internacional en los últimos 20 años
indica que, genéricamente, la tecnología para diseñar,
caracterizar un emplazamiento, construir un repositorio
y operarlo, está a punto. Sin embargo, es
necesario en cada país pasar del nivel genérico al
específico adaptando conocimientos y tecnologías
al tipo de residuos, a las características geológicas
del emplazamiento, al diseño y características de
las barreras de ingeniería seleccionadas en el concepto,
etc. Este tránsito de lo genérico a lo específi-
18
Detalle del almacén
1- Cápsula de almacenamiento
2- Tubo guía
3- Bentonita
4- Roca alojante
INSTALACIONES DE SUPERFICIE
Escombrera
Planta de encapsulado
INSTALACIONES SUBTERRÁNEAS
Pozos
Áreas
centrales
Galerías de
almacenamiento
Figura 5. Esquema de un almacén geológico profundo.
co, requerirá un largo periodo de demostración sobre
todo de cara a las autoridades reguladoras y a
la sociedad.
El Organismo Internacional de la Energía Atómica
(OIEA), con sede en Viena, ha establecido una serie
de principios generales que deben seguirse en la
gestión de residuos radiactivos y que se explicitan en
la tabla 3. Estos principios han sido recogidos en la
“Convención Conjunta sobre Seguridad” en la gestión
del combustible gastado y sobre seguridad en
la gestión de residuos radiactivos de Viena (1997).
Las metodologías de gestión de residuos radiactivos
deben conducir al planteamiento de soluciones
y formas de hacer y progresar que, sobre la
base de su idoneidad científico-tecnológica, sean
socialmente aceptables y en consecuencia políticamente
asumibles. Bajo estas premisas, lo más adecuado
es la aplicación de una gestión secuencial,
paso a paso que internacionalmente se denomina
“Step wise Approach”. En esta metodología participan
todos los agentes involucrados en la gestión
(técnicos, políticos, público, reguladores...etc.) y las
distintas acciones a ejecutar son el resultado del
análisis y consenso alcanzado en otros previamente
realizados.
Los criterios para el desarrollo de esta metodología
de gestión se fundamentan en la seguridad, la flexibilidad
y la transparencia. Su descripción se indica
en la tabla 4.
Seguridad, flexibilidad y transparencia deben implantarse
dentro de un marco de eficiencia en la utiliza-

1. Principios básicos y sistemas de gestión de residuos radiactivos
Tabla 3
Principios fundamentales de gestión de residuos radiactivos (OIEA: Programa Radwass y Convención conjunta sobre la Seguridad
en la Gestión del Combustible Gastado y los Residuos Radiactivos).
Principios fundamentales de gestión de residuos
1 PROTECCIÓN A LA SALUD
Los residuos radiactivos deben gestionarse de modo que se asegure un nivel aceptable de protección a la salud.
2 PROTECCIÓN AL MEDIO AMBIENTE
Los residuos radiactivos deben gestionarse de modo que se asegure un nivel aceptable de protección al medio ambiente.
3 PROTECCIÓN MÁS ALLÁ DE LAS FRONTERAS NACIONALES
Los residuos radiactivos deben gestionarse de modo que se asegure que se han tenido en cuenta los posibles efectos a la salud y al
medio ambiente más allá de las fronteras nacionales.
4 PROTECCIÓN A LAS GENERACIONES FUTURAS
Los residuos radiactivos deben gestionarse de modo que los impactos predecibles a la salud de las generaciones futuras no sean
superiores a los niveles de impacto aceptables en la actualidad.
5 RIESGOS SOBRE LAS GENERACIONES FUTURAS
Los residuos radiactivos deben gestionarse de modo que no se impongan riesgos indebidos a las futuras generaciones.
6 MARCO LEGISLATIVO NACIONAL
Los residuos radiactivos deben gestionarse en un marco legislativo nacional que incluya una clara distribución de responsabilidades y
estipulaciones para la independencia de las funciones de regulación.
7 CONTROL DE LA GENERACIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS
La generación de residuos debe mantenerse en el mínimo alcanzable.
8 INTERDEPENDENCIAS ENTRE LA GENERACIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS Y SU GESTIÓN
Deben tenerse en cuenta en todas las etapas, las interdependencias entre la generación de residuos radiactivos y su gestión.
9 SEGURIDAD DE LAS INSTALACIONES
Debe asegurarse durante toda su vida útil, la seguridad de las instalaciones de gestión de los residuos radiactivos.
Tabla 4
Criterios Fundamentales de la gestión “paso a paso”.
La seguridad es el factor que prima siempre en cualquier actividad en la gestión de los residuos radiactivos. La protección al hombre y al
medio ambiente es el objetivo final de la gestión y por ello deberán ponerse a punto, verificarse y aplicarse soluciones en las que este
principio de seguridad pueda demostrarse. Toda acción de gestión debe estar científicamente justificada y tecnológicamente probada. En este
sentido los programas de I+D asociados a la gestión de residuos son una realidad, a nivel internacional, desde hace más de 20 años.
La flexibilidad es otro aspecto crítico ligado a las incertidumbres que pueden producirse en un proceso de gestión tan largo como el que
hay que aplicar a los residuos radiactivos. La producción y tipo de residuos es algo que puede variar con el tiempo (variación en el grado
de quemado, residuos procedentes de nuevos sistemas de generación energética, transmutación, fusión, etc.). También puede variar el
desarrollo tecnológico y científico dando lugar a avances que mejoren la seguridad de los sistemas aplicados. Ambas premisas deben
considerarse en la gestión, de forma que los procesos y mecanismos puedan adaptarse a los nuevos horizontes en la producción, al
mismo tiempo que puedan incorporar, de manera natural, los nuevos desarrollos científicos. La propia gestión generará conocimientos
críticos para su mejora que deberán reflejarse en los futuros programas de I+D.
La transparencia: la gestión no implica solo la búsqueda, demostración y aplicación de soluciones, sino que debe ir acompañada de la
aceptación social de dichas soluciones. Las soluciones propuestas, tanto para residuos de baja y media actividad como de alta actividad,
aunque complejas, son analizables y evaluables en un ámbito científico tecnológico, pero tienen dificultades de compresión para otros
niveles de la sociedad. La gestión deberá promover actividades para acercar y hacer entendibles las soluciones por todos los estamentos
de la sociedad, y lo que es más importante, dichos estamentos deben estar involucrados en el proceso de gestión de forma que cada
acción, consecuencia del correspondiente análisis, esté consensuada por las distintas partes. Es en ese sentido en el que debe ser
entendida la transparencia de la gestión de los residuos. La I+D debe jugar un papel clave en ese proceso de transparencia,
suministrando y facilitando todos los resultados y tecnologías que se vayan produciendo.
19

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
ción de los recursos disponibles, es decir, de una forma
optimizada que debe aplicarse también a la I+D.
Siguiendo esta metodología de gestión, los programas
integran no sólo las actividades técnicas, sino
también las socio-económicas. En cada punto de
análisis, hito o punto de decisión, se reconsidera de
forma sistemática la continuación de las actividades
en base al consenso en el logro de objetivos. Actividades
e hitos son flexibles mientras que el proceso
formal de toma de decisiones está claramente reglamentado.
1.2.3. Opciones de gestión
Hasta el momento se ha descrito la gestión en una
forma genérica y conceptual enfatizando sus principios
y requerimientos; sin embargo, para poder entender
y justificar la I+D asociada a la gestión es
necesario conocer qué opciones hay, o lo que es lo
mismo, qué puede y está justificado hacer con los
residuos radiactivos.
Así, para la gestión de los residuos radiactivos de
baja y media actividad, existen distintas opciones ya
aplicadas industrialmente y que van desde el confinamiento
en superficie, una vez acondicionados y
estabilizados los residuos, hasta su almacenamiento
20
ETAPA 1:
Programa Inicial
de Actividades
CARACTERÍSTICAS DE LA ESTRATEGIA
Aprendizaje sistemático
Flexible
Reversible
Auditable
Integro
Generador de respuesta
Dividir en capas
EJECUCIÓN
DE ACTIVIDADES
CARACTERÍSTICAS DEL PROCESO FORMAL DE ANÁLISIS,
REVISIÓN Y TOMA DE DECISIONES
Sistematiza, sintetiza, evalúa y aplica la información externa.
Desarrolla opciones para la siguiente etapa, incluyendo la posibilidad de retroceder a la anterior.
Examina y actualiza las evaluaciones de seguridad de las instalaciones de almacenamiento.
Posibilita los resultados al público de forma transparente.
Establece el diálogo con los agentes implicados.
Decide cuál será la siguiente fase después de considerar todo lo anterior.
Distribuye entre las partes las responsabilidades inherentes a cada uno de acuerdo
con las decisiones tomadas.
ANÁLISIS, REVISIÓN
Y TOMA DE DECISIONES
ETAPA II
SEGUIMIENTO
Nuevo Programa
de actividades
ETAPA FINAL
Conclusión
de los objetivos finales
Figura 6. Esquema del desarrollo de la estrategia de gestión “Paso a Paso”.
en instalaciones subterráneas de baja profundidad. En
España se almacenan en superficie en celdas de hormigón,
dónde se ubican los contenedores con los
bultos de residuos debidamente acondicionados. Una
vez rellenas las celdas, se cierran y posteriormente se
recubrirán con capas de cobertura para recuperar la
topografía inicial del terreno y asegurar unas condiciones
de infiltración (permeabilidad) y durabilidad.
Para los residuos de alta actividad, después de 20
años de investigación, se considera que las únicas
opciones realistas son: el almacenamiento temporal
prolongado, y el almacenamiento definitivo a gran
profundidad en una formación geológica adecuada.
Las actividades de reproceso, separación y
transmutación, son opciones de tratamiento que no
proporcionan una solución final.
El almacenamiento temporal prolongado es una
opción para guardar el combustible durante periodos
entre 100 y 300 años, y a la que en gran medida
aplicaría la experiencia tecnológica e industrial
adquirida hasta el momento en los almacenes temporales
centralizados de combustible gastado. Esta
opción no resuelve el problema de modo definitivo
sino que lo conserva y lo transmite a generaciones
futuras. No es por tanto una opción de gestión final
si no temporal.

El almacenamiento geológico profundo es una opción
que podría ser definitiva una vez demostrada
su idoneidad para periodos de tiempos suficientemente
largos, al menos o similares a los considerados
para el almacenamiento temporal prolongado
y si en el proceso de gestión se sigue una aproximación
secuencial. En la figura 7 se indican las opciones
de gestión.
1.2.4. La gestión de ENRESA
La gestión de los residuos radiactivos generados en
España fue asignada a ENRESA en 1984 a través
del Real Decreto 1522/1984 y posteriormente reordenada
mediante el Real Decreto 1349/2003. En
la figura 8 se indica el marco institucional en la
gestión de residuos radiactivos.
España cuenta con una estructura administrativa, un
marco reglamentario, una asignación de responsabilidades
y un sistema de financiación que garantiza
Almacén superficial
Almacenamiento
indefinido, controlado
y recuperable
Almacén subterráneo
CI CI
RAA
CI
RAA
Central nuclear
CI
Almacen temporal
Planta de reproceso
RAA
Intalaciones
de separación
y transmutación
CIyRAA
1. Principios básicos y sistemas de gestión de residuos radiactivos
que la gestión de residuos radiactivos se realiza en
condiciones de seguridad, si bien la gestión final o
a largo plazo del combustible no está establecida ni
a nivel reglamentario específico, ni a nivel específico
de programas de actuación.
La I+D está íntimamente ligada con la planificación
española en este campo (PGRR) y con las líneas estratégicas
y objetivos contemplados que incluyen:
Recogida, transporte, tratamiento, acondicionamiento
y caracterización de residuos radiactivos.
Almacenamiento de RMBA en El Cabril (Córdoba).
Construcción e inicio de la operación en 2006
de una instalación complementaria en El Cabril
para almacenamiento de RBBA.
Almacenamiento temporal de combustible de
la central nuclear de Trillo (Guadalajara).
Construcción de un alamacenamiento temporal
individualizado para la central nuclear José
Cabrera (Guadalajara).
RAA
RAA
Almacén
geológico profundo
Figura 7. Opciones de gestión del combustible gastado.
21

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
Construcción de un almacenamiento temporal
centralizado en 2010.
Decisión sobre la gestión final del combustible
gastado en 2010.
Desmantelamiento nivel 3 de CN.
A efectos de planificación en el PGRR se establecen
escenarios de planificación sobre la base del mantenimiento
del parque nuclear actual, 40 años de
vida, ciclo abierto (no reproceso), operación de un
AGP en 2035.
Como desarrollo de lo indicado en el PGRR ENRESA
está desarrollando para la gestión de los residuos
de alta actividad, una serie de programas (Diseño
de instalaciones, Evaluación de la Seguridad y Planes
de I+D), que asegure la disponibilidad de tecnologías,
conocimientos y metodologías para llevar
a cabo, una vez se establezca y se apruebe por todas
las partes implicadas, la correspondiente estrategia
de gestión paso a paso.
Las estrategias y acciones a desarrollar para la gestión
de residuos radiactivos se indican en el Plan
General de Residuos Radiactivos que ENRESA elabora
y que aprueba el Gobierno.
Como ya se ha mencionado, los residuos de muy
baja y de baja y media actividad son almacenados
en la instalación de El Cabril (Córdoba).
22
PARLAMENTO GOBIERNO
CONTROL
CONSEJO
DE SEGURIDAD
NUCLEAR
REGULACIÓN
Y LICENCIAMIENTO
MINISTERIO
DE ECONOMÍA
(MINECO)
D. G. DE POLÍTICA
ENERGÉTICA
Y MINAS
MINISTERIO
DE MEDIO AMBIENTE
(MIMA)
DIRECTRICES + CONTROL ECONÓMICO
(PGRR)
MINISTERIO
DE HACIENDA
(MINA)
SOCIEDAD ESTATAL
DE PARTICIPACIONES
INDUSTRIALES
(SEPI)
20 % 80 %
enresa
MINISTERIO
DE CIENCIA
Y TECNOLOGÍA
(MCYT)
CENTRO DE INVEST.
ENERGÉTICAS
MEDIOAMBIENTALES
Y TECNOLÓGICAS
(CIEMAT
PRODUCTORES
DE RESIDUOS
Figura 8. Marco institucional en la gestión de residuos radiactivos.
La gestión temporal del combustible ha implicado,
por un lado la redistribución de elementos combustibles
en las piscinas de las centrales nucleares, y
por otro el licenciamiento y construcción de contenedores
de almacenamiento y transporte para resolver
el problema del almacenamiento temporal
operacional de alguna central nuclear.
Actualmente se desarrolla una estrategia para la
gestión del combustible después de la parada final
del reactor, considerando las posibilidades de almacenamientos
centralizados, individuales y distintas
tecnologías de almacenamiento (bóvedas, piscinas,
contenedores, etc.).
Para los residuos de alta actividad se han preseleccionado,
como referencia, dos tipos de formaciones
geológicas, granitos y arcillas, de amplia representación
en el país y con un alto potencial de disponibilidad
de emplazamientos en estas litologías. Se
han realizado diseños genéricos de AGP para ambas
formaciones y se han realizado estudios de su
seguridad a largo plazo, contando para ello con
toda la información generada en los planes de I+D
y que incluyen desde datos básicos de las propiedades
de los radionucleidos, a las características y
comportamiento a largo plazo de los componentes
del repositorio y su modelización (figura 9).
Los resultados genéricos indican la idoneidad del
AGP, tanto en granito como arcilla.

DISEÑO DE UN REPOSITORIO EN GRANITO
RAMPA DE
ACCESO
ÁREAS ALMACEN
DISEÑO DE UN REPOSITORIO EN ARCILLA
Otras actividades de Enresa son el desmantelamiento
de instalaciones nucleares, así como la restauración
ambiental y recuperación de terrenos,
para lo que cuenta con la experiencia de haber
desmantelado parcialmente una central nuclear
(Vandellós I), la restauración de las antiguas minas
de uranio y la planta de tratamiento de minerales
de uranio de Andújar.
Dentro de la gestión y específicamente asociado
con la I+D, habría que incluir la gestión del conocimiento
y tecnología generados y su difusión que
en muchos casos es de aplicación en otros ámbitos
y que es una referencia de las tecnologías más innovadoras
con que cuenta el país. La política de
publicaciones técnicas y jornadas de I+D es clave
en ese punto y en el contacto con la sociedad.
POZOS
540
ÁREA ALMACEN
DE RAA
1. Principios básicos y sistemas de gestión de residuos radiactivos
PLANTA DE
ENCAPSULADO
ÁREA CENTRAL
700
(Unidades en metros)
1.3. La I+D en la gestión
de residuos
1.3.1. General
ÁREA
CENTRAL
ÁREA ALMACEN
DE RMA
Las actividades de I+D son imprescindibles debido a:
500
Figura 9. Diseños de AGP en granito y arcilla.
La necesidad de disponer de bases científicas y
tecnológicas para proponer acciones específicas
de gestión.
La necesidad de verificar, a escalas espaciales
y temporales adecuadas, que las acciones de
gestión propuestas son seguras, técnicamente
viables y económicamente abordables.
La necesidad de adquirir experiencia operativa
en las distintas instalaciones de gestión, tanto
23

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
para las ya existentes, como para mejorar y
optimizar ampliaciones o nuevas instalaciones.
La necesidad de disponer de herramientas numéricas
y metodológicas para evaluar la seguridad
a largo plazo de las instalaciones de gestión.
La necesidad de disminuir las incertidumbres en
el funcionamiento a largo plazo de las instalaciones
de gestión, y mejorar o contribuir a la
aceptación social de las soluciones (figura 10).
Con distintos objetivos, la I+D será necesaria en todas
las fases de la gestión. Inicialmente para propo-
24
PLAN DE I+D:
AGP
Separación y transmutación
DISEÑO REPOSITORIO
Granito
Arcilla
Sal
GEOLOGÍA EMPLAZAMIENTOS
EVALUACIÓN DE LA SEGURIDAD
DIRECTRICES
(PGRR)
- Condiciones de contorno
- Capacidades
- Situación internacional
Estrategia gestión ENRESA
INFORMACIÓN
DEFINICIÓN
NECESIDADES
APOYO CIENTÍFICO Y TECNOLÓGICO EXTERNO
ner soluciones y suministrar experiencia de ejecución,
durante la caracterización/construcción de instalaciones
para demostrar previamente la seguridad, idoneidad
y viabilidad, durante su operación y clausura
para optimizar y mejorar, si cabe su seguridad.
En este contexto ENRESA viene realizando I+D asociado
tanto a las actividades de gestión de residuos
radiactivos (RBMA y RAA) como a otras que tiene
asignadas tales como el desmantelamiento de instalaciones
nucleares, restauración ambiental y protección
radiológica asociada.
PROGRAMA DE ACTIVIDADES PRODUCTOS NECESARIOS
TOMA DE DECISIONES
DECISIÓN 2010
DIALOGO CSN
DIALOGO/DEBATE POLÍTICO
PROGRAMA DE ACTIVIDADES
AGP básico granito
AGP básico arcilla
GEOSÍNTESIS
Granito
Arcilla
OPCIONES DE GESTIÓN RAA
ACTIVOS TECNOLÓGICOS
(Capacidades científicas/tecnológicas)
METODOLOGÍA Y HERRAMIENTAS
Figura 10. Estrategia de gestión de residuos de alta actividad e I+D en ENRESA.

Una de las principales incertidumbres de la gestión de
los residuos radiactivos en España es cuándo y cómo
se realizará la gestión final del combustible irradiado y
el desmantelamiento de las centrales nucleares.
El establecimiento del cuándo no es potestad de
ENRESA, pese a que en el PGRR se plantean hipótesis
razonables a efectos de planificación. Sin embargo,
sí lo es el disponer y mantener en forma
operativa y actualizada las capacidades necesarias
para abordar las distintas fases de la gestión. Este
mantenimiento es responsabilidad, en gran medida,
de la I+D.
En relación con el cómo, la I+D debe suministrar
en cada momento y de forma sistemática el estado
del conocimiento en la materia, necesario para
proponer la solución más adecuada y poder llevarla
a cabo.
En principio toda acción de gestión debe estar científicamente
justificada y tecnológicamente probada,
siendo la I+D la principal herramienta para conseguirlo
(figura 10).
En el largo horizonte temporal necesario para desarrollar
la gestión de los residuos de alta actividad,
es seguro que se van a producir avances tecnológicos
y del conocimiento, fruto de la I+D. Estos avances
deberán trasladarse a la gestión, para reducir
incertidumbres, optimizar la tecnología y mejorar la
seguridad.
DESARROLLAR I+D
Espiral
de avance
del conocimiento
y su aceptación
Ámbito
Científico
CONVENCER
Organismo
Regulador
1. Principios básicos y sistemas de gestión de residuos radiactivos
La integración entre los conocimientos técnicos, lo
que en este caso serán las opciones técnicas de
gestión y la aceptación social va a requerir una interlocución
y un conjunto de actuaciones en las que
la disponibilidad de un programa de I+D suministra
un foro adecuado de discusión, integración y consenso
(figura 11).
1.3.2. Evolución de la I+D en ENRESA
La I+D ha sido una actividad relevante en la gestión
de los residuos radiactivos, que ha desarrollado
ENRESA. Esto se ha plasmado en la elaboración y
ejecución de sucesivos planes de I+D desde 1986.
El presente plan es el quinto y cubrirá el periodo
2004-2008. Estas actividades de I+D se han visto
refrendadas por el Real Decreto 1349/2003 sobre
la ordenación de las actividades de la Empresa Nacional
de Residuos Radiactivos (ENRESA) y su financiación,
y en él se establece, entre otras cosas, la
capacidad de la empresa para el desarrollo de planes
de I+D para soportar y/o desarrollar sus actividades
de gestión.
Los objetivos y actividades contenidos en los distintos
planes han ido variando de un plan a otro, de
acuerdo con:
La evolución de estrategia general de gestión
de ENRESA.
RBBA
RBMA
Desmantelamiento
Protección radiológica
Sociedad
APLICAR
RAA
Emplazamientos
Figura 11. Objetos generales de la I+D.
25

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
La mejora y disponibilidad de las capacidades
científicas y tecnológicas alcanzadas.
Las relaciones internacionales de cooperación
establecidas.
En los primeros planes de I+D, la estrategia de
gestión de los residuos de alta actividad estaba establecida
de una manera precisa, con hitos bien
definidos en el tiempo y sin ninguna consideración
de revisión frente a hipotéticas dificultades.
Dicha estrategia estableció un Plan de Búsqueda de
Emplazamientos (PBE) que permitiría seleccionar varios
emplazamientos candidatos en el año 2000,
que serían caracterizados de forma detallada hasta
el 2015 en que comenzaría la construcción del
AGP y en 2025 su operación.
La I+D estaba orientada para la obtención, en el
entorno del año 2000, de un conjunto de tecnologías
y metodologías que permitieran la caracterización
detallada de emplazamientos, así como el diseño,
construcción y verificación del funcionamiento
de las barreras de ingeniería (cápsulas metálicas y
barreras de arcilla compactada).
Esta estrategia puesta en operación en el año 1986
se modificó en el año 1996/1997, al constatarse la
imposibilidad de cumplir los objetivos previstos, fundamentalmente
por la oposición social. Como consecuencia
en el PGRR de 1999 se plantea una nueva
estrategia que, para los residuos de alta
actividad, establece un periodo, hasta el año 2010,
de generación de conocimientos, estudio de opciones
y puesta a punto de tecnologías que incluya,
además del AGP, la separación y la transmutación.
Internacionalmente, la gestión de los residuos de
alta actividad está cada vez más fuertemente vinculada
al AGP, por lo que es probable que la estrategia
de ENRESA deba focalizarse a esta solución,
como eje principal de actuación, lo que no implica
el no poder cubrir o analizar otras opciones.
Lógicamente, las diferentes estrategias han tenido
sus repercusiones en el desarrollo de la I+D, que,
no obstante, dada su flexibilidad, ha podido reorientarse
de acuerdo con las necesidades específicas
de cada momento.
Un análisis de la I+D desarrollada por ENRESA
permite establecer las siguientes fases (figura 12):
Fase I: 1 er Plan de I+D (1986-1991): Creación
de infraestructura básica
El objetivo planteado fue la creación de infraestructura
básica para poder desarrollar la I+D necesaria
26
en la gestión de residuos radiactivos. Esto incluyó la
creación de grupos de investigadores, adquisición y
puesta a punto de equipos y laboratorios, y la potenciación
y dotación adecuada a los grupos ya
existentes.
En esta fase se empezaron a poner a punto las técnicas
básicas de caracterización de emplazamientos,
se iniciaron los trabajos en el campo de los
materiales arcillosos para barreras de ingeniería y
se comienza el desarrollo de códigos numéricos.
También en esta fase se mejoran las técnicas de
análisis del control radioquímico de bultos a almacenar
en El Cabril por métodos destructivos y no
destructivos. Se inicia la participación en los Programas
Marco de la Unión Europea.
Fase II: 2º Plan de I+D (1991-1995): Verificación
básica de tecnología de emplazamiento.
Inicio de tecnología de barreras de ingeniería
Se aborda la verificación de las tecnologías de caracterización
de emplazamientos en medios graníticos
a través del proyecto Berrocal.
Se inician ensayos in situ para la construcción y caracterización
de barreras de ingeniería de arcilla compactada
en colaboración con el CEA (Francia) y en el
comportamiento de la sal como medio de almacenamiento
en colaboración con GRS y GSF (Alemania),
en el laboratorio subterráneo de ASSE. Se comienza
con la aplicación de los códigos numéricos en desarrollo,
aprovechando las primeras participaciones
en los laboratorios subterráneos europeos.
Se abordan actividades de I+D en desmantelamiento
aplicado a las líneas de tecnologías de corte
de materiales metálicos.
Se lanza el programa de I+D de durabilidad de
hormigones, que se mantendrá como una actividad
sistemática de los sucesivos planes, al igual que la
I+D orientada al soporte científico para el establecimiento
de criterios de protección radiológica en
gestión de residuos.
Se inician los proyectos de caracterización y comportamiento
del combustible gastado en las condiciones
de un AGP y de selección estudio de cápsulas
para el almacenamiento definitivo.
Fase III: 3 er Plan de I+D (1995-1999): Integración
en laboratorios subterráneos y programas de la UE
Como consecuencia de los dos planes previos, se
cuenta ya en estas fechas, con un núcleo de infraestructura
básica de gran calidad que, unido al

NIVEL TECNOLÓGICO/CIENTÍFICO PARA ACOMETER EL PROGRAMA AGP
PLAN DE I+D 2004-2008
- Verificación, optimización y mantenimiento
operativo de tecnologías clave.
- Disminuir incertidumbres procesos clave de la seguridad.
- Inicio tecnologías repositorio.
- Soporte documentos.
- Estrategias Enresa: Diseño AGP y PA.
E
1,E-04
1,E-05
1,E-06
1,E-07
1,E-08
1,E-09
1,E-10
1,E-11
1.000 10.000 100.000 1.000.000
Tiempo (años)
Valor de Referencia: 1E-04 Sv/año
TOTAL
I129
C14
Cl36
Dosis anual media (Sv/año)
Se79
Cs135
Serie 4n+2
Sn126
PLAN DE I+D 1999-2003
- Verificación tecnológica de caracterización
componentes repositorio en laboratorios subterráneos.
- Caracterización procesos claves seguridad a largo plazo.
- Modelos numéricos con alto grado de madurez.
- Disponibilidad de tecnologías genéricas
E
D
Optimización
y Mantenimiento
de Capacidades de Medidas
de la Seguridad
D
PLAN DE I+D 1995-1999
- Verificación de diseños.
- Primeras tecnologías en formaciones arcillosas
- Verificación de códigos numéricos en laboratorios
subterráneos
C
Verificación Tecnológica
Granito en Laboratorio
Subterráneo
C
PLAN DE I+D 1991-1995
- Verificación de tecnologías de caracterización.
- Desarrollo básico tecnológicos de barreras
- Aplicaciones códigos numéricos
- Primeros experimentos en laboratorios subterráneos
B
1. Principios básicos y sistemas de gestión de residuos radiactivos
Integración en Laboratorios
Subterráneos y Programa UE
B
PLAN DE I+D 1986-1991
- Adquisición de Tecnologías básicas de
caracterización y comienzo de la tecnología
de barreras y modelos numéricos
- Identificación de carencias y creación grupos
A
Verificación
tecnología emplazamiento
DESARROLLO CIENTÍFICO Y TECNOLÓGICO
Creación
de Infraestructura Básica
A
1991 1995 1999 2003 2008
Figura 12. Evolución de los Planes de I+D y del conocimiento cientíifico
27

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
establecimiento de unos buenos acuerdos de colaboración
con el resto de agencias europeas, permiten
una intensa participación en el programa europeo
del Euratom y, específicamente, el ligado a los
laboratorios subterráneos. En este contexto se plantea
y lidera el proyecto FEBEX, el más importante
realizado a nivel mundial en el campo de las barreras
de ingeniería.
Se aborda dentro de la I+D la verificación de los
componentes esenciales incluidos en el diseño de
repositorio de ENRESA y se comienzan a verificar en
los laboratorios subterráneos los desarrollos numéricos
realizados. El estudio de la biosfera sufre un
notable empuje a través de los proyectos internacionales
BIOMOVS y BIOMASS.
Se comienza en esta fase con la puesta a punto de
la tecnología necesaria para el almacenamiento en
rocas arcillosas, a través de la participación en el
laboratorio subterráneo de Mt. Terri (Suiza).
Se comienzan actividades de I+D en el campo del
desmantelamiento de instalaciones nucleares de
gran envergadura.
Fase IV: 4º Plan de I+D (1999-2003): Verificación
de tecnología de granitos en laboratorios
subterráneos e inicio de tecnologías de arcillas.
Verificación de comportamiento a largo plazo
de barreras de ingeniería
Supone el desarrollo de I+D habiendo alcanzado
un elevado nivel científico y tecnológico.
La restauración de antiguas minas de uranio permite
abordar la caracterización del funcionamiento integral
de un medio granítico en sus aspectos litológicos,
estructurales, geoquímicos e hidrogeológicos,
aportando una experiencia fundamental para
la caracterización de granito y hasta una profundidad
de 500 metros.
El desarrollo de proyectos de envergadura en el laboratorio
subterráneo de Mt. Terri en los ámbitos
de barreras de ingeniería, barrera geológica y migración
de radionucleidos, ha supuesto un avance
muy importante en las técnicas de caracterización
de este tipo de medios. Se ha transferido la tecnología
FEBEX al medio arcilloso.
Se comienza en esta fase con la obtención de datos
sistemáticos de los procesos y parámetros clave
para la seguridad a largo plazo de un repositorio,
en los aspectos de durabilidad, hidrogeología, hidrogeoquímica
y geomecánica, así como de transporte
y migración de radionucleidos.
28
Los resultados de las evaluaciones del comportamiento
realizadas se ven reflejadas en las actividades
de I+D, de las que cada vez se demanda información
mas precisa y con menor incertidumbre.
Se observa la necesidad de optimizar los modelos
numéricos que, no obstante, han alcanzado un elevado
grado de madurez. La disponibilidad de tecnologías
genéricas de caracterización es elevada y
se ha comenzado a colaborar en proyectos relacionados
con la construcción y monitorización del repositorio.
El proyecto FEBEX continúa siendo una
importante fuente de resultados, en el que se desmantela
en 2002 el primer calentador y la barrera
de arcilla asociada, instalándose nuevos sensores
que permiten continuar con el proyecto operativo
varios años más.
Se establecen las gestiones necesarias para participar
activamente en el laboratorio subterráneo de
Bure (Francia). Las dificultades en la construcción
de este laboratorio han retrasado su construcción y
alterado su programa de I+D, que casi con seguridad
no podrá realizarse, con participación internacional,
hasta el año 2006.
Se participa en el laboratorio subterráneo de Äspö
de forma muy activa en los proyectos de caracterización
del funcionamiento hidrogeológico y geoquímico
de un medio cristalino (TRUE BLOCK SCALE), así
como en los ensayos de demostración del relleno y
sellado de galerías (Propotype, buffer and Plug Test).
Los resultados de la I+D se están transfiriendo de
forma adecuada a otras actividades de ENRESA y
están soportando los ejercicios de evaluaciones de
la seguridad ENRESA 2000 (Granito) y ENRESA
2003 (Arcilla).
La I+D en Europa
Gran parte de la I+D realizada por ENRESA ha
sido en proyectos internacionales, multinacionales o
dentro del Programa Marco de la Unión Europea.
Eso significa que los desarrollos citados anteriormente
(tablas 5 y 6) son también objetivos de otras
organizaciones europeas, similares a ENRESA.
Sin embargo, hay que indicar que el hecho de que
la mayoría de los países europeos con centrales nucleares
(Suecia, Finlandia, Alemania, Francia, Suiza
y Bélgica) cuenten con laboratorios subterráneos
propios, les permite el desarrollo de una I+D mucho
más específica que la nuestra en lo referente a
diseños y litologías, así como una optimización de
costes y lo que es más importante: un contacto di-

ecto con la sociedad a través del escaparate tecnológico
que supone un laboratorio subterráneo.
Los aspectos relacionados con la construcción y
operación del repositorio están muy avanzados en
algunos de estos países, siendo esa la principal diferencia.
ENRESA no ha acometido todavía el desa-
Tabla 5
Participación de ENRESA en el 5º Programa Marco.
Proyecto Tecnologías básicas
SFS Comportamiento del Combustible
ACTAF Físico-química de actínidos
BORIS Migración de radionucleidos
BIOCLIM Evolución de la biosfera
PADAMOT Evolución de la geosfera y biosfera
BIOMOSA Modelización predictiva de la biosfera
1. Principios básicos y sistemas de gestión de residuos radiactivos
rrollo de una I+D en aspectos constructivos y operativos,
dado que ni el diseño está optimizado, ni
tampoco seleccionada la litología. No obstante, y
aunque sea a nivel genérico deberá abordarse a
corto–medio plazo para aprovechar la sinergia de
la colaboración establecida con otras organizaciones
similares.
Separación y Transmutación
PYROREP Separación pirometalúrgica de radionucleidos de vida larga
CALIXPART Calixarenos como extractantes de actínidos y productos de fisión
PARTNEW Separación de actínidos y productos de fisión mediante malonamidas
N-TOF-ADS Mejora de datos nucleares básicos
PDS-XADS Diseño pre-industrial de un transmutador
MUSE Análisis de la reactividad en un transmutador
ADOPT Red europea de separación y transmutación
Corrosión Pb-B Estudio de procesos de corrosión del sistema plomo-bismuto
Barreras de Ingeniería
Corrosión Container Corrosión de Contenedores de almacenamiento RAA
FEBEX II Comportamiento THMC de las barreras de arcilla en un AGP en granito
HE Comportamiento THMC de la barrera de arcilla en un almacenamiento en arcilla
CROP Análisis comparativo de los sistemas de barreras de ingeniería en los distintos conceptos de AGP
PROTOTYPE Comportamiento THMC a largo plazo de las barreras de arcilla según el concepto KBS-3
EB Análisis de la viabilidad de utilización de bentonita compactada y granulada como barrera de arcilla
ECOCLAY II Compatibilidad Cemento-Bentonita
GASNET Efecto de la generación de gas en el repositorio
29

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
30
Tabla 5
Participación de ENRESA en el 5º Programa Marco (continuación).
Barrera geológica
VE Efecto de la ventilación en la interfase barreras de ingeniería-geosfera de un repositorio en arcillas
BENCHPAR Comparación de códigos numéricos de comportamiento THM de la barrera geológica
RETROCK Análisis de los procesos de migración
NANET Base de datos de análogos naturales
Evaluación de la seguridad
BENIPA Comparación de los modelos de comportamiento de las barreras de arcilla en los ejercicios de evaluación
SPIN Selección de indicadores complementarios para el análisis de la seguridad a largo plazo
COMPAS Comparación de estrategias de gestión a largo plazo de residuos de alta actividad
TN-MONITORING Análisis de opciones de monitorización del repositorio
Protección radiológica
FASSET Efecto de las radiaciones ionizantes en el medio ambiente
RMBA y desmantelamiento
DACAPO Automatización de sistemas analíticos de caracterización de bultos
INTERLAB-ANALISIS Intercomparación de laboratorios de caracterización de bultos RBMA
TND Elaboración de bases de datos de desmantelamiento de instalaciones
Tabla 6
Parcipación de ENRESA en proyectos internacionales en laboratorios subterráneos (1999-2003).
ÄSPÖ (Suecia/Granitos)
GRIMSEL (Suiza/Granitos)
Mt. Terri (Suiza/Arcillas Compactadas)
BURE (Francia/Arcilla Compactada)
PROTOTYPE REPOSITORY
BUFFER AND PLUG TEST
TBT
TRUE BLOCK SCALE
FEBEX II
GMT
GAM
CRR
VE
HE
EB
DI-B
DI-A
PC
EDB
GM
MODEX-REP
E-DIR
THM Barreras
Gas y barreras
Migración de gases en fracturas
Migración coloides
Ventilation test
Heater Test
Emplacement Barriers
Difussion experiment
Difussion fracture experimental
Geochemical evolution
EDZ and excavation methods
Modelización Geoquímica
Efecto de la excavación en las propiedades hidro-mecánicas
Diseño de ensayos de difusión
MOL (Bélgica/Arcilla Plástica) CLIPEX Efecto de la excavación en las propiedad HM

2. Objetivos y criterios de selección de actividades
2. Objetivos y criterios
de selección
de actividades

2. Objetivos y criterios de selección
de actividades

Introducción
El establecimiento de los objetivos del Plan de I+D
debe tener en cuenta los siguientes aspectos:
La estrategia general de ENRESA, indicada en
el PGRR.
El nivel científico-tecnológico adquirido y su
mantenimiento.
Las condiciones de contorno existentes (situación
de la I+D a nivel internacional, política
europea en este campo, situación socio-política
y posiciones frente a la gestión de residuos
del gobierno y oposición, etc.).
La adecuación de recursos económicos al
marco temporal de desarrollo.
Disponibilidad de recursos humanos adecuados.
Así, considerando la estrategia de ENRESA, el nivel
científico-tecnológico adquirido, las condiciones de
contorno y la disponibilidad económica, se han establecido
en este capítulo los “objetivos genéricos” de
la I+D, que son complementados en la parte B de
este Plan con los objetivos específicos en cada una
de las áreas y líneas en las que se ha estructurado.
2.1. Objetivos estratégicos
En lo referente a la estrategia de ENRESA hay que
resaltar que:
Se mantiene la fecha del 2010 para la toma
de decisiones sobre la gestión final del combustible
irradiado.
La posibilidad de emisión de directivas por
parte de la UE en lo referente a la gestión final
de los residuos de alta actividad que podría influir
en la toma de decisiones y la orientación
de las mismas.
El AGP es la solución considerada a nivel internacional
con un mayor grado de consenso y
cuya viabilidad cuenta con un respaldo internacional
cada vez mayor, y por lo tanto debe
focalizar en gran medida los desarrollos del
programa.
La participación en el seguimiento y desarrollo
de los proyectos relacionados con la Separación
y Transmutación debe estar orientada al
análisis de las posibilidades de reducir el término
fuente y por lo tanto se considera complementaria
al AGP.
Las instalaciones operativas de Enresa deberán
ser acordes en todo momento con los avances
científico-técnológico que se produzcan (incorporación
de nuevos avances y desarrollos).
Esto significa que en el ámbito de la I+D, la fecha
del 2010 debe mantenerse como un hito previamente
al cual habrá que generar conocimientos y
tecnologías para soportar la presentación de opciones,
específicas y debidamente evaluadas, para la
gestión final de los RAA.
El programa de I+D deberá focalizarse en los residuos
de alta, incluyendo las evaluaciones de seguridad
y la optimización de los diseños de los repositorios
al igual que están haciendo el resto de países
europeos. Sin embargo debe incluir también las actividades
relacionadas con la separación y transmutación
así como con la gestión de RBMA y el resto
de actividades encomendadas a ENRESA (desmantelamiento
y restauración ambiental).
El desarrollo de la I+D debe enmarcarse dentro del
desarrollo de una metodología secuencial de gestión
de los residuos radiactivos.
Los objetivos, a cubrir, acordes con esta estrategia
son:
Gestión de residuos de alta actividad
Obtener información, conocimientos y tecnologías
que den soporte a la elaboración de los
documentos estratégicos, necesarios para apoyar
las propuestas de ENRESA en la gestión final
de los RAA (integración de conocimientos,
tecnologías y metodologías).
Disponer de tecnologías, capacidades operativas
y conocimientos probados, para el desarrollo
secuencial de las etapas de gestión final
de los RAA propuestas por ENRESA.
Mantenimiento y optimización de capacidades,
conocimientos y equipos. Asimilación de transferencias
y avances externos.
Ajuste de contenidos y costes a las necesidades
reales de la estrategia de ENRESA.
En la figura 13 y en la tabla 7 se indican algunas
premisas de carácter general relacionadas con la
estrategia de ENRESA en residuos de alta actividad.
Otras actividades de ENRESA
2. Objetivos y criterios de selección de actividades
Mantener y optimizar las capacidades en las líneas
de caracterización de residuos, extendidas
a todo tipo de matrices conteniendo residuos.
33

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
34
I + D 2004-2008
Condiciones de Contorno
AGP:
hipótesis principal como solución a largo plazo.
Separación y Transmutación:
actividades complementarias.
Efecto en el repositorio, caso de viabilidad industrial.
Situación Socio-Política: un acuerdo político podría ser difícil si
no es requerido por instituciones supranacionales (EU, IAEA).
Estrategia de ENRESA
Promover diálogo con autoridades políticas, científicas
y el organismo regulador.
Poner a punto soluciones para el almacenamiento temporal.
Proponer al gobierno opciones justificadas de gestión a largo
plazo del combustible gastado.
Tabla 7
Premisas generales para el desarrollo del Plan.
Los progresos del conocimiento y la tecnología deben trasladarse a la gestión para la reducción de incertidumbres y optimización de la
tecnología.
Las capacidades obtenidas en el desarrollo de los programas de I+D deben ser base de la propuesta de opción final.
El desarrollo de un programa continuado de I+D permite una aproximación muy racional a la opción final más adecuada. Además,
suministra el tiempo necesario para la conjunción de intereses entre todos aquellos que tienen que tomar decisiones y ayuda a mejorar
la percepción social de las soluciones finales.
La I+D es necesaria, pero no es suficiente por sí sola. Debe ser parte de un conjunto coordinado de acciones orientadas a resolver la
gestión final. El desarrollo aislado de un programa de I+D no puede mantenerse por sí solo alcanzado un determinado grado de
madurez (conocimientos y tecnologías).
Progresar en la implantación industrial de técnicas
de reducción de la generación de residuos
y de optimización de la capacidad de almacenamiento
de El Cabril.
Mejora en el conocimiento de procesos asociados
al funcionamiento a largo plazo de los
sistemas de confinamiento tipo hormigón-ce-
Desarrollo de la I + D
Mantenimiento activos de capacidades científicas y tecnológicas
Optimizar tecnologías.
Verificar, completar y simplificar códigos numéricos.
Caracterizar procesos clave de seguridad en AGP granito/arcilla.
Seguimiento de tecnologías o programas.
Participación en laboratorios subterráneos y programas
internacionales (EU, NEA-OCDE).
Soporte de propuestas de gestión a largo plazo del combustible
Desarrollo de los AGP básicos para granito y arcillas
(diseño, evaluación de la seguridad y funcionamiento
de componentes a largo plazo).
Viabilidad de disponibilidad de emplazamiento.
Disponibilidad de técnicas, verificar y experiencia
en el desarrollo de programas de gestión final.
Figura 13. Objetivos estratégicos I+D 2004-2008.
mento, así como del acondicionamiento de
corrientes no convencionales de residuos.
Contribuir a la mejora del establecimiento y aplicación
de los criterios de seguridad y protección
radiológica en las actividades de Enresa.
Optimización y mejora en las técnicas de desmantelamiento,
descontaminación y desclasificación.

2.2. Objetivos tecnológicos,
científicos, metodológicos
y operativos
El establecimiento de estos objetivos tiene su origen
en el nivel de conocimientos y tecnologías alcanzado
y las carencias detectadas en la utilización de dichos
conocimientos/tecnologías, en los diseños,
evaluaciones de seguridad, procesos de caracterización
de emplazamientos y funcionamiento de instalaciones
de Europa.
Las bases de partida para el Plan 2004-2008 son
los siguientes:
ENRESA dispone de tecnologías y capacidades
genéricas para gran parte de las actividades
de gestión.
Dichas capacidades han sido aplicadas/verificadas
en programas y proyectos de estudio de
sistemas naturales, análogos naturales, laboratorios
subterráneos, laboratorios convencionales
e instalaciones operativas de gestión de residuos
radiactivos.
En el análisis del estado del conocimiento y de
la tecnología a nivel internacional y en las actividades
de evaluación de la seguridad realizadas
en ENRESA, se ha detectado que:
La caracterización de procesos relevantes en
la seguridad puede mejorarse (desarrollo
instrumental) al igual que los modelos numéricos
que representan su funcionamiento
y evolución (desarrollos numéricos).
El funcionamiento acoplado de procesos
requiere estudios de detalle a las escalas
adecuadas.
La demostración de la seguridad a largo plazo
requiere un desarrollo adicional y verificación.
ENRESA dispone de un conjunto de acuerdos
bilaterales que le posibilita el trabajar en cualquier
laboratorio subterráneo o centro de investigación
nuclear europeo.
El funcionamiento de las instalaciones de almacenamiento
de RBMA y el desmantelamiento
de instalaciones nucleares son una realidad
en las actividades de ENRESA que continuarán
en el marco temporal de este plan y que requiere
la incorporación de las mejoras y desarrollos
que la I+D genere.
A partir de estas bases de partida, se han establecido
los siguientes objetivos:
Residuos de alta actividad
Focalizar la I+D en la reducción de incertidumbre
asociada a procesos, modelos y escalas,
identificada, tanto en los ejercicios de la
evaluación de la seguridad, como en la reconsideración
de los diseños y en el propio desarrollo
de algunos de los proyectos de I+D
acometidos (mejorar el conocimiento de los
procesos y parámetros). Esto implica:
Mantener los experimentos de gran envergadura
(in situ y maqueta FEBEX) así como
aquellos generadores de conocimientos fundamentales
para las barreras de ingeniería,
el diseño y la operación del repositorio.
Mejorar las tecnologías de caracterización
de los parámetros que intervienen en los
procesos clave, tanto en lo referente a la variación
espacial como temporal (soporte del
PA y de caracterización de componentes).
Mejorar el conocimiento relativo a los mecanismos
de liberación de los radionucleidos
de la matriz, así como en sus propiedades
físico-químicas y termodinámicas.
Mantener activas las líneas relacionadas con
la caracterización de los propios residuos y
de las matrices que contienen y su funcionamiento
a largo plazo.
Refinar los modelos numéricos y potenciar
su facilidad de uso sistemático en el entorno
de la gestión de residuos radiactivos.
(Modelización).
Desarrollar actividades integradas de caracterización
desde la superficie del emplazamiento y
del funcionamiento del campo próximo mediante
laboratorios subterráneos y estudios in
situ (integración).
Inicio de la I+D básica en ingeniería del repositorio
en los aspectos genéricos: sostenimiento,
sellado, monitorización, transporte, etc.
Integrar conocimientos, datos y tecnologías,
así como su organización y acceso (gestión de
activos tecnológicos).
Apoyo a instalaciones
2. Objetivos y criterios de selección de actividades
Mejora de las tecnologías de control radiológico
de bultos.
Mejora del conocimiento de los procesos que
controlan la durabilidad del hormigón y de otros
35

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
materiales de barreras y la difusión de radionucleidos
en estos materiales y su modelización.
Mejorar tratamientos para reducción de volumen
(aplicación industrial de la tecnología de plasma).
Desarrollo del Centro Tecnológico Mestral para
realizar I+D en el ámbito del desmantelamiento
de instalaciones nucleares.
Tecnologías de desmantelamiento/descontaminación.
Tecnologías de desclasificación.
Tecnologías de gestión de materiales.
Recuperación de suelos contaminados.
Continuación de las actividades para un mejor
conocimiento del comportamiento de los radionucleidos
en el medio ambiente.
Soporte de la definición y aplicación de los criterios
de seguridad y protección radiológica en
las actividades de Enresa.
Optimización y mejora de las técnicas de control
hidrogeológico e hidrogeoquímico de emplazamientos.
Para la consecución de los objetivos planteados,
deberán desarrollarse en paralelo al menos dos tipos
de actividades:
36
a) Desarrollo y verificación de herramientas y conocimientos.
Esto posibilitará:
Poder medir (cualificación y cuantificación
de parámetros que intervienen en los procesos
clave).
Poder modelizar (analizar) las interrrelaciones
entre procesos, estableciendo los modelos
conceptuales de comportamiento, pudiendo
extrapolar el funcionamiento de los
procesos a otras condiciones y escalas dimensionales
y temporales.
Poder evaluar (cualificar) el funcionamiento
del sistema, a distintas escalas y de
acuerdo con los parámetros medidos, los
procesos modelizados y el modelo integrado
conceptualizado.
b) Desarrollo y verificación de los metodologías
a aplicar en las distintas fases de la gestión:
bases para asegurar la implantación de un
programa de gestión final. Esto implica:
Disponer de experiencia en la implantación
de metodologías de caracterización de emplazamientos
y de funcionamiento de los componentes
del sistema de almacenamiento.
Disponer de experiencia en la implantación
de metodologías para construir el almacenamiento
(excavar, analizar la respuesta,
asegurar la estabilidad, construir los componentes,
demostrar la idoneidad del almacenamiento,
etc.)
Disponer de métodos para operar el repositorio
(acondicionar, encapsular, transportar,
colocar, sellar y monitorizar).
Disponer de métodos para clausurar y vigilar
el repositorio de acuerdo con las condiciones
de diseño.
El estado de avance del programa establecerá el
desarrollo de ambos tipos de actividades. En las figuras
10 y 14 se indica el papel de la I+D y la relación
entre los distintos tipos de actividades.
2.3. Objetivos en el contexto
internacional
Uno de los criterios básicos seguidos por ENRESA
para el desarrollo de la I+D, ha sido potenciar la
colaboración internacional, tanto a través de acuerdos
bilaterales o multilaterales como de la participación
directa o indirecta en los programas marco
de la UE.
Como consecuencia de la aplicación de este criterio,
ENRESA ha obtenido unos resultados muy positivos,
tanto en el ámbito de los Programas Marco
de la Unión Europea, como de la cooperación. Así
las principales consecuencias de dicha participación
han sido:
Aceptación internacional de desarrollos instrumentales,
metodológicos y numéricos de EN-
RESA en los programas AGP de otros países.
Presencia muy activa de los investigadores españoles
en los foros internacionales de la gestión
de residuos radiactivos.
Verificación internacional de desarrollos propios.
Posibilidad de desarrollar el programa de I+D
español en laboratorios subterráneos de otros
países europeos, dada la inexistencia de estas
instalaciones en España.
Transferencia de tecnología en todos los ámbitos
del AGP.
Reducción de costes al desarrollar proyectos
de costes compartidos dentro del programa de
la UE, del que se han obtenido importantes retornos.

I+D
Desarrollo y verificación
de herramientas y conocimientos
MEDIR
MODELIZAR
INTEGRAR
EVALUAR
Desarrollo de una política de colaboración en
la gestión de residuos radiactivos.
Hay que resaltar que sin la posibilidad de desarrollar
proyectos de ENRESA en los laboratorios subterráneos
de GRIMSEL (Suiza), ÄSPÖ (Suecia) y Mt.
Terri (Suiza), habría sido muy difícil continuar con la
I+D y alcanzar el nivel de capacidades ahora disponibles.
El análisis de la situación de la gestión de residuos
radiactivos en los países del entorno europeo, EE.UU
y Canadá, permite establecer que:
En este momento, los programas de gestión de
los RAA evolucionan favorablemente.
Los planes específicos de EE.UU., Finlandia y
Suecia avalan la toma de decisiones realizadas.
Existen, para el ámbito temporal del próximo
Plan de I+D, laboratorios subterráneos en los
que se pueden desarrollar actividades, si bien
la facilidad y disponibilidad para desarrollar el
programa de ENRESA no es la misma en todas
ellas, debido a los programas propios que
cada laboratorio plantea y desarrolla.
Los programas internacionales son cada vez
más específicos, focalizándose más en el área
de ingeniería del repositorio o en el estudio de
procesos clave mediante ensayos a muy largo
plazo.
Francia, Suecia, Finlandia y EE.UU. tienen limitaciones
estrictas de tiempo debido a que
Desarrollo y verificación
de metodologías de actuación
CARACTERIZAR
CONSTRUIR
OPERAR
MONITORIZAR
CLAUSURAR
2. Objetivos y criterios de selección de actividades
Figura 14. Tipos de actividades de I+D.
cuentan con un programa bien establecido
para la gestión final. España, Alemania o Suiza,
no tienen aprobado el desarrollo de su estrategia
de gestión final y están en una fase de
estudio y justificación de opciones.
Considerando estas premisas, los objetivos del Plan
de I+D 2004-2008 en el ámbito de la colaboración
internacional son:
Mantener la colaboración internacional como
eje principal del desarrollo de los proyectos de
I+D.
Mantener una participación activa en el 6º
Programa Marco de la Unión Europea, acorde
con las capacidades reales de gestión de proyectos
de ENRESA dedicado a I+D (potenciando
progresivamente una mayor presencia de
los contratistas nacionales).
Concentrar actividades en los laboratorios subterráneos
(uno para granitos y otro para arcillas).
Utilizar los proyectos internacionales y los laboratorios
subterráneos como elemento activo
de mantenimiento de capacidades.
La incorporación a los programas de los laboratorios
subterráneos, puede ser cada vez más
difícil, debido a su focalización en problemas
muy específicos de difícil aprovechamiento en
el caso español.
Participar en proyectos internacionales cuyos
resultados sean transferibles al caso español.
37

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
2.4. Criterios de selección
de actividades
El establecimiento de las prioridades en un Plan de
I+D es un proceso complejo, difícil de estandarizar,
dado que hay que combinar criterios de muy distinta
índole, en los que las condiciones de contorno
pueden ser decisivas en un determinado momento y
donde las primeras dificultades provienen de que
no todos los objetivos de los planes de I+D tienen
el mismo interés.
Esto, que se plantea al nivel de los planes de I+D específicos
de cada país, también se extiende a la e
Unión Europea, cuando debe establecer las prioridades
de los Programas Marco, en el que es fácil identificar
las áreas y las líneas, pero donde ser más específico
es realmente difícil. Tanto es así que ENRESA,
junto con el resto de agencias europeas de gestión
de residuos radiactivos (Andra por Francia, SKB por
Suecia, Posiva por Finlandia, GRS por Alemania,
Ondraf por Bélgica, Nagra por Suiza y Nirex por el
Reino Unido), están desarrollando, a petición de la
Comisión de la UE, un proyecto en el ámbito del 5º
PM sobre cómo establecer las prioridades en la I+D
en gestión de residuos radiactivos (Proyecto Net-
Excel). En este caso la dificultad aumenta porque lo
que es prioridad para un país puede no serlo para
otro, en función sobre todo del grado de desarrollo
de los programas de gestión final del combustible
gastado y de los calendarios específicos.
El análisis de los factores tenidos en cuenta para establecer
las prioridades se agrupan en tres grandes
categorías:
38
A) Factores derivados de las características geológicas,
de infraestructura tecnológica y política
del país (factores estratégicos).
En este caso las prioridades son establecidas
en base a:
La situación en el cronograma de actividades
del programa de gestión final, de acuerdo
con una aproximación paso a paso.
La relevancia para el país de la selección
específica de un concepto de repositorio y
de una litología.
La percepción de seguridad y aceptación,
por parte de los que tienen que tomar las
decisiones y por la sociedad, de la opción
y actividades que se plantean.
B) Factores derivados de la evaluación de la seguridad
o de los estándares de la práctica de
la ingeniería y la optimización de procedimientos
(factores tecnológico-científico).
En este caso el establecimiento de prioridades
puede ponderarse mediante análisis de sensibilidad.
Importancia de la actividad planteada en
la viabilidad constructiva del repositorio
para conseguir un nivel aceptable de seguridad.
Actividad asociada con la necesidad de
reducción de incertidumbre, cuantificación
de condiciones de contorno y evaluación
de simplificaciones.
Actividad asociada con la necesidad de un
sistema flexible que permita ajustarse a
nuevos desarrollos o tecnologías.
Efecto en los recursos, costes, optimización,
etc.
Disponibilidad de resultados.
C) Factores de difícil cuantificación basados en:
Evaluaciones cualitativas y subjetivas derivadas
de las ventajas/beneficios que genera
el proyecto.
Beneficios en caso de un desarrollo favorable.
Recursos necesarios para alcanzar con éxito
el objetivo.
El riesgo de fallo y de no consecución del
objetivo. Consecuencias.
La disponibilidad de equipos y experiencia
para cumplir el objetivo.
La necesidad de desarrollar y mantener
unas capacidades físicas suficientes para
cubrir las necesidades futuras.
Los criterios de ENRESA para priorizar sus actividades
tienen en cuenta los objetivos del Plan, el tipo
de actividades para cumplir los objetivos y los criterios
generales de desarrollo de la I+D (tabla 8).
Considerando todo esto, se han establecido los siguientes
criterios:
Criterio 1: Contribución a la seguridad
Se consideran de alta prioridad las actividades
cuyo objetivo es la mejora de la seguridad en
la gestión. Esto aplica al desarrollo de conocimientos
y metodologías aplicadas a la evaluación
de la seguridad (componentes del repositorio)
al programa de caracterización del resi-

Tabla 8
Bases de Priorización de Actividades de I+D.
Objetivos genéricos
Tipos de actividades
Criterios genéricos de desarrollo
de la I+D
duo y del emplazamiento, y al apoyo a instalaciones.
En este criterio se incluyen las actividades
orientadas a la reducción de incertidumbres en
procesos, mejora de la resolución de los modelos,
variación espacial y temporal de parámetros,
etc. derivados de los ejercicios de evaluación
de la seguridad realizados, mejora del
conocimiento del término fuente y del funcionamiento
a largo plazo de los sistemas de
confinamiento.
Las actividades relacionadas con las tecnologías
de separación y transmutación se justificarían
por este criterio, en lo que se supone podrían
aportar, caso de llegar a ser viables.
Criterio 2: Estrategia de Gestión
La optimización y mantenimiento activo de los
grupos tecnológicos y de investigación críticos
para el desarrollo del programa de gestión.
Criterio 3: Optimización
La optimización de costes, tiempos, tecnologías
y metodologías de ejercicios del programa
de gestión, sin disminución del nivel de seguridad.
Criterio 4: Percepción Pública
Actividades orientadas a contribuir mediante
los resultados de la I+D a una actitud más positiva
de la opinión pública en lo referente a la
gestión final de los residuos radiactivos.
Criterio 5: Riesgo
Elevada probabilidad de conseguir los objetivos
planteados sin que falle el proyecto.
Criterio 6: Oportunidad
2. Objetivos y criterios de selección de actividades
Suministrar el soporte científico y tecnológico para el análisis de opciones de gestión y sus
conceptos específicos asociados.
Demostrar la seguridad de los conceptos seleccionados.
Demostrar su viabilidad con respecto a su construcción y operación.
Optimizar los conceptos y su comportamiento.
Optimizar los métodos y tecnologías de gestión de RBMA, desmantelamiento y restauración
ambiental.
Identificación y cuantificación de los parámetros fundamentales de los procesos clave de seguridad
a largo plazo del repositorio.
Desarrollo de herramientas analíticas, numéricas y metodológicas para su aplicación en la
caracterización del comportamiento a largo plazo de los componentes del repositorio.
Ensayos a escala de demostración del funcionamiento de componentes.
Dedicación adecuada de recursos, moduladores en el tiempo de acuerdo con el cronograma de
gestión final.
Coordinación con los programas de la EU y la NEA-OCDE.
Refuerzo de las comunicaciones hacia los colectivos científicos y sociales españoles con posible
implicación en la futura gestión.
Desarrollo de actividades que sin ser prioritaria
su ejecución, genera beneficios en términos de
transferencia de tecnología y costes.
39

3. Estructura y contenido técnico. Programas y líneas de investigación para el periodo 2004-2008
3. Estructura
y contenido técnico.
Programas y líneas
de investigación
para el periodo
2004-2008

3. Estructura y contenido técnico. Programas
y líneas de investigación para el periodo
2004-2008

Introducción
El Plan 2004-2008 debe representar el asentamiento
en la madurez científico-tecnológica necesaria
para la gestión final de los residuos radiactivos.
Puede afirmarse que ENRESA tiene, en el momento
actual, capacidades para abordar dicha gestión final,
en la misma forma que lo están haciendo otros
países del entorno. Sin embargo, eso no significa
que no sea necesario seguir progresando en la mejora
de las opciones de gestión y su tecnología asociada,
dado que el camino que queda por recorrer
es, todavía, muy largo, tanto en lo referente a la
aceptación social, como al progreso científico y tecnológico.
El desarrollo sistemático de una estrategia
de gestión para los RAA, a través de laboratorios
subterráneos de tipo metodológico y posiblemente
de caracterización, fabricación de prototipos, demostración
de la viabilidad constructiva y operativa,
etc. con objetivos más ambiciosos y concretos en
cada etapa requerirá en España una intensa actividad
en el futuro, sin olvidar que la gestión de otros
residuos (RBMA y RBBA) y otras actividades de Enresa
demandarán, mientras estén operativas, un apoyo
sistemático de la I+D.
Durante el periodo que cubrirá el presente Plan,
pueden producirse una serie de hechos que afectarán
a su desarrollo y que por ello se ha tenido en
cuenta en su estructura. Dichos hechos son:
ENRESA debe preparar documentos técnicos
estratégicos donde plantee las opciones a seguir,
debidamente analizadas, justificadas y
evaluadas. La I+D jugará en este sentido un
papel fundamental como fuente de conocimientos.
ENRESA pondrá en funcionamiento el Centro
Tecnológico Mestral, con sede en Vandellós,
que aglutinará las actividades de I+D relacionadas
con el desmantelamiento. Las necesidades
tecnológicas derivadas de los nuevos desmantelamientos
de instalaciones nucleares que
deba realizar ENRESA, se apoyará en los desarrollos
del Centro Tecnológico Mestral. En ese
sentido, está previsto dentro del marco temporal
de este Plan el inicio de las actividades de
desmantelamiento de la Central Nuclear José
Cabrera (Zorita-Guadalajara).
Es posible que la Unión Europea establezca directrices
específicas para la gestión final del
combustible gastado y residuos radiactivos. En
este caso también la I+D será una fuente prin-
3. Estructura y contenido técnico. Programas y líneas de investigación para el periodo 2004-2008
cipal para la elaboración de la estrategia española.
Construcción de una nueva instalación de almacenamiento
de residuos de muy baja actividad,
en la que es previsible que se apliquen
desarrollos de I+D del área de apoyo a instalaciones.
A estas premisas hay que añadir que deberá
aprovecharse la sinergia que en este periodo
ofrecerá la escena internacional, donde se producirán
avances y decisiones de importancia
estratégica en muchos países (EEUU, Finlandia,
Suecia y Francia)
Todas estas premisas hacen que durante el presente
plan de I+D, sea prioritario tanto el propio desarrollo
tecnológico y metodológico como la propia gestión
y organización de los activos tecnológicos y de
conocimiento que la I+D ha generado.
Durante el desarrollo de este Plan, ENRESA alcanzará
los 20 años de I+D de forma continuada, lo
que constituye un hito importante y que demuestra
que la combinación de una adecuada organización,
con una continuidad en el tiempo y unos fondos
adecuados, garantizan el éxito en la I+D.
3.1. Estructura general
El Plan 2004-2008, incluye las siguientes áreas técnicas:
Tecnología del residuo
Almacenamiento definitivo
Evaluación de la seguridad
Apoyo a instalaciones
Aunque todas las áreas indicadas son fundamentales
para un progreso armónico de la gestión, es evidente
que el área que requiere un mayor esfuerzo es todavía
la referida al almacenamiento definitivo.
Estas cuatro áreas son el “núcleo productivo” del
Plan de I+D. Sin embargo, en la I+D aunque la
producción es necesaria e imprescindible su eficiencia
solo se asegura con una adecuada transferencia
y gestión de sus resultados hacia los usuarios finales
de la I+D.
En el caso de ENRESA, los usuarios finales de la
I+D son, por un lado, las propias actividades de
ENRESA en las áreas de:
Diseño de Instalaciones
43

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
44
Evaluación de la seguridad de las instalaciones
Análisis y comparación de opciones de gestión
Propuestas estratégicas de ENRESA
Operación de instalaciones (Almacenamiento,
desmantelamiento, restauración).
Comunicación científica y hacia la sociedad.
Por otro lado, serán también usuarios finales, tanto
los responsables del establecimiento de las estrategias
de gestión en su más alto nivel (Gobierno, a
través de los respectivos ministerios), como el organismo
responsable de la seguridad nuclear (Consejo
de Seguridad Nuclear), además la sociedad en
su conjunto.
Durante el próximo periodo, la demanda de información,
tecnologías, y actuaciones de la I+D hacia
estas áreas puede ser muy importante. Es por ello,
que en el presente plan se confiere una especial
atención a la forma en que los resultados de la I+D
serán:
Obtenidos
Integrados
Organizados y clasificados
Transferidos
Publicados y/o difundidos.
Para ello, se ha creado dentro del Plan un área adicional
Coordinación y Gestión de los activos de la
I+D que abordará todas estas actividades.
3.2. Estructura detallada
del Plan 2004-2008
La estructura de áreas y líneas del Plan es la siguiente:
1. Tecnología del residuo
Incluye todas las actividades de I+D relacionadas
con los aspectos fundamentales de la
física y la química de los radionucleidos contenidos
en los residuos, así como los aspectos
del comportamiento de las matrices que los
contienen (combustible gastado y vidrios), su
comportamiento en condiciones de almacenamiento
temporal y definitivo, su tratamiento
para separar los radionucleidos del grupo de
los actínidos y productos de fisión de vida larga,
y la reducción de su radiotoxicidad por la
vía de la transmutación. De acuerdo con esto
las líneas incluidas en esta área son:
Físico-Química de actínidos y productos
de fisión
Caracterización y comportamiento del
combustible irradiado
Almacenamiento temporal
Separación de radionucleidos de vida larga
Transmutación de radionucleidos de vida
larga.
En relación con el Plan 1999-2003, este área
de tecnología del residuo incluye las áreas de
tecnologías básicas y de Separación y Transmutación.
2. Almacenamiento Definitivo
Incluye todas las actividades de I+D relacionadas
con el estudio del comportamiento, diseño,
construcción, operación y clausura, del
almacenamiento definitivo centrado en el
concepto multibarrera del AGP como opción
presente.
De acuerdo con el concepto AGP, la I+D se
orienta a los distintos componentes del repositorio
agrupados en: barreras de ingeniería (cápsulas,
barreras de arcilla y compatibilidad), barrera
geológica, biosfera e infraestructura.
Las líneas de actividad establecidas son:
Barreras de Ingeniería
Cápsulas
Barreras de arcilla
Ingeniería del repositorio. Compatibilidad
de componentes
Barrera Geológica
Funcionamiento de medios cristalinos
Funcionamiento de medios arcillosos
Migración de radionucleidos
Biosfera
Comportamiento de radionucleidos
Modelos y aplicaciones
Análogos naturales e infraestructura.
3. Evaluación de la Seguridad
La evaluación de la seguridad es uno de los
principales destinatarios de los resultados de
la I+D. Debe analizar y cuantificar si un sistema
de almacenamiento basado en un diseño,
con unos componentes, cuyo funcionamiento

acoplado y a largo plazo se establece en base
a la I+D, cumple con los requisitos de seguridad
establecidos.
La evaluación de la seguridad debe integrar
toda la información existente y es aplicable,
en su concepto, a cualquier instalación. Las
necesidades de I+D derivan tanto de cómo
asegurar que todos los procesos relevantes
que pueden tener lugar se han tenido en consideración,
como de la modelización integrada
de su funcionamiento.
En base a esto y sobre la experiencia de las últimas
evaluaciones realizadas (ENRESA 2000
Granito y ENRESA 2003 Arcilla) se plantean
las siguientes líneas:
Desarrollo de metodologías de identificación
y agrupación de procesos y parámetros.
Desarrollo numérico específico
Aplicaciones metodológicas y modelización.
4. Apoyo a Instalaciones
Al igual que en el Plan anterior se ha considerado
fundamental mantener la I+D ligada a
las instalaciones operativas de ENRESA.
Como se ha dicho a lo largo del Plan, la I+D
no sólo debe suministrar los conocimientos y
las tecnologías para poner a punto soluciones,
en aquellas áreas en que éstas no existen
todavía, sino que debe incidir sobre soluciones
o aplicaciones industriales ya existentes,
optimizando su ejecución, mejorando costes
y, en base a un conocimiento más detallado
del funcionamiento de los componentes del
sistema, mejorar su seguridad.
Esto se aplica tanto a la instalación en operación
de El Cabril, como a la instalación en
construcción, para la gestión de residuos de
muy baja actividad. Las líneas clásicas de caracterización
del residuo, durabilidad y reducción
de volumen se mantendrán operativas.
Una de las principales novedades de este
Plan, es la creación del Centro Tecnológico
Mestral, ubicado en las instalaciones remanentes
de la antigua central nuclear Vandellós
I y cuyo objetivo fundamental es el desarrollo
de actividades de I+D, y de formación relacionadas
con el desmantelamiento de centrales
nucleares.
Los objetivos de este Centro Tecnológico son:
3. Estructura y contenido técnico. Programas y líneas de investigación para el periodo 2004-2008
Investigación: llevar a cabo actividades de
investigación que permitan la puesta a
punto de equipos y técnicas útiles para actividades
de desmantelamiento y gestión
de residuos asociados.
Formación: servir de foco de intercambio
de experiencia entre instituciones y profesionales
involucrados en actividades relacionadas
con el desmantelamiento. Proporcionar
formación en desmantelamiento
y gestión de residuos radiactivos.
La protección radiológica, en lo referente a
soporte de criterios y medidas de operación
se mantendrá la I+D al igual que la relacionada
con el funcionamiento hidrogeológico
e hidrogeoquímico del emplazamiento de “El
Cabril”, como medio de baja permeabilidad.
Las líneas incluidas en apoyo tecnológico son:
Apoyo al almacenamiento de residuos de
baja y media actividad:
Durabilidad de hormigón
Técnicas de caracterización de isótopos
radiactivos
Reducción de volumen
Acondicionamiento de corrientes de residuos
no convencionales
Desmantelamiento de Instalaciones (Centro
Tecnológico Mestral)
Técnicas de descontaminación
Técnicas de desclasificación
Caracterización y tratamiento de suelos
contaminados
Protección Radiológica
Soporte sobre aplicación de criterios de
PR
Dosimetría Operacional
Emplazamiento de instalaciones
Hidrogeología
Hidrogeoquímica
5. Coordinación, Integración y Gestión de actividades
de la I+D
La línea de coordinación, integración y gestión
de actividades de I+D tiene por objeto
tanto asegurar la adecuada coordinación de
los proyectos, como la integración de los resultados
y su transferencia a los destinatarios,
45

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
46
Comunicación
Publicaciones técnicas, jornadas, seminarios
Organizaciones Distribución a usuarios internos
Gestión de activos tecnológicos
Apoyo a instalaciones
1. Residuos de baja y media actividad
Durabilidad
Caracterización
Reducción de volumen
Seguimiento técnico de
proyectos internacionales / proyectos nacionales Seguimiento administrativo
Coordinación e integración
Proyectos nacionales
Proyectos internacionales
Evaluación seguridad
2. Desmantelamiento
y restauración ambiental
Técnicas de descontaminación
Técnicas de desclasificación
Caracterización y tratamiento
de suelos contaminados
3. Protección radiológica
Criterios
Dosimetría
4. Emplazamiento instalaciones
Funcionamiento hidrogeológico
Funcionamiento hidrogeoquímico
1. Metodologías de evaluación
Criterios
Incertidumbre
Bases de datos
Escenarios
2. Selección de procesos y parámetros
Residuos
Barreras de ingeniería
Barreras geológicas
Biosfera
Transferencia tecnológica de resultados y gestión del conocimiento
Grupos de integración
2. Barrera geológica
Caracterización medios graníticos
Geofísica y perforación
Hidrogeología
Hidrogeoquímica
Modelización
Integración
Caracterización medios arcillosos
Caracterización en campo
Excavación, modelos
Caracterización desde
superficie:
Tecnología perforación
Hidráulica
THM-Laboratorios
Almacenamiento definitivo
3. Modelización
Probabilística
Determinística
Componentes
Subsistemas
Globales
1. Físico-química de actínidos
1.Barreras de ingeniería
Termodinámica, cinética.
Cápsulas
Mecanismos de movilización/retención
Corrosión
2. Tecnología-Combustible
Pasivación
Caracterización
Fabricación/Soldadura
Liberación/precipitación
Productos 2º
Modelización/evolución
Generación de gas
3. Tecnología almacenamiento temporal
Barreras de arcilla
Evolución combustible
Evolución THM
Evolución sistemas confinamiento
Transporte radionucleídos
Fabricación contenedores
Funcionamiento/Saturación
Transitorio
4. Separación radionucleidos
Modelización
vida larga
Hidrometalurgia
Compatibilidad
Pirometalurgia
Interacción cemento-bentonita
Modelización
5. Transmutación radionucleidos
Generación de gas
vida larga
Principios básicos
Sellado
Prototipos
Diseño y construcción
Incidencia en la gestión
Verificación-estanquidad
3. Biosfera
Comportamiento radionucleidos
Modelos y aplicaciones
4. Análogos naturales e infraestructura
Análogos naturales
Infraestructura: hidráulica, mecánica, geoquímica
Tecnología del residuo
Migración radionucleidos
Medios cristalinos
Medios arcillosos plásticos
Medios arcillosos compactados
Grupos de I+D, bases de datos, metodologías, desarrollos instrumentales, desarrollos numéricos y laboratorios
Producción científica, tecnológica e industrial
Figura 15. Estructura del Plan de I+D 2004-2008.

promoviendo al mismo tiempo la difusión y
comunicación científica. Estas actividades deben
suponer una ayuda interna para el desarrollo
y complemento de los objetivos de la
I+D.
Las líneas de actividades serán:
Coordinación e integración
3. Estructura y contenido técnico. Programas y líneas de investigación para el periodo 2004-2008
Gestión de activos tecnológicos
Difusión científico-tecnológica
De acuerdo con todo lo anterior, la figura 15, describe
la estructura y el contenido resumido del Plan
2004-2008 en lo referente a líneas y áreas principales,
así como en lo referente a la gestión de sus
resultados.
47

4. Costes y financiación del Plan
4. Costes y financiación
del Plan

4. Costes y financiación del Plan

Introducción
Uno de los aspectos fundamentales para establecer
actividades y prioridades es la disponibilidad de
fondos para su aplicación a la I+D.
De acuerdo con lo establecido en el 5º Plan General
de Residuos Radiactivos, las inversiones en I+D
asociadas a la gestión final del combustible gastado
deben modularse dado que la toma de decisiones
se ha trasladado al año 2010, el resto de actividades
puede desarrollarse tal y como se venía
haciendo.
En cumplimiento de esta premisa y considerando
que la I+D, a nivel genérico, está bastante avanzada
y que no tiene sentido en estas condiciones acometer
proyectos de gran envergadura, los presupuestos
para el Plan 2004-2008 se han ajustado
perfectamente a lo que ya se adelantó en el Plan
1999-2003. La modulación en las inversiones de
I+D no tendrá implicaciones negativas en el desarrollo
o mantenimiento de las capacidades estratégicas
de ENRESA para la gestión de residuos.
4.1. Evolución de los costes
de la I+D
Los presupuestos de los sucesivos planes han ido
variando de acuerdo con los objetivos planteados.
Así los costes de los planes anteriores han sido los
siguientes:
1 er Plan de I+D (1986-1991): 9’62 M€
2º Plan de I+D (1991-1995): 37’24 M€
3 er Plan de I+D (1995-1999): 42’098 M€
Plan de I+D (1999-2003): 29’384 M€
TOTAL 118,342 M€
La distribución de las inversiones ajustadas a las
áreas del Plan 1999-2003 (Tecnologías Básicas, Separación
y Transmutación, Almacenamiento Definitivo,
Evaluaciones de la Seguridad, Apoyo a Instalaciones
y Coordinación) se indican en la figura 16.
Se deduce de dicha tabla el elevado peso de la
I+D en almacenamiento definitivo con el 62 % del
total de la I+D. En el Plan que aquí se describe, tal
y como se verá más adelante, la contribución al almacenamiento
definitivo se reduce al 44% de las
inversiones en I+D.
La distribución de los costes de I+D entre las distintas
organizaciones se indica en la figura 17. Se observa
como las OPI’s son los principales destinatarios
de las inversiones de I+D, con CIEMAT en
primer lugar. A continuación se sitúan las universidades,
encabezadas por la UPC. Dentro de las empresas
privadas es AITEMIN la principal de ellas.
En la figura 18, se indica la distribución por Comunidades
Autónomas, siendo Madrid y Cataluña los
principales destinatarios de las inversiones.
4.2. Presupuesto para el periodo
2004-2008
El Plan 1999-2003 incluye proyectos cuyo horizonte
temporal llega hasta 2005 incluido.
El criterio del nuevo Plan de I+D es que el coste total
en I+D se aproxime a los 6 M€/año, considerando
tanto el remanente del Plan anterior como el nuevo.
Sobre estas bases el presupuesto del Plan es el que
se incluye en la tabla 9 y supondrá un total próximo
a los 30 M€ para el periodo 2004-2008 (5 años),
siendo el gasto promedio anual de 5’98 M€.
El área de Tecnología del residuo consume 7,69 M€
(25,4%), la de Almacenamiento Definitivo 13,31 M€
(44,1%), evaluación de la seguridad 1,2 M€ (3,9%),
apoyo a instalaciones 4,1 M€ (13,6%) y coordinación
1,8 M€ (5,9%)
4.3. Financiación
4. Costes y financiación del Plan
ENRESA correrá a cargo de los gastos en I+D excepto
en aquellos casos en los que la organización
investigadora consiga financiación adicional de terceras
partes para el proyecto. Dicha financiación procederá
en la mayoría de los casos de la Unión Europea
o de las propias instituciones de investigación.
En el momento actual están en fase de contratación
con la Unión Europea los proyectos NF-PRO, ESDRED
y RED IMPACT que supondrán retornos a ENRESA y
a otras organizaciones españolas.
En la tabla 1 se indica el coste total y retornos esperados
para estos proyectos y el área dónde se han
presupuestado los fondos necesarios para cubrir lo
no financiado por la UE.
Es previsible que en la 2ª llamada se obtengan
unos retornos inferiores a los de la 1ª llamada. La
situación real de participación en el 6º PM podrá
51

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
52
73.870.858
62%
22.313.898
16%
3.391.651
3%
14.865.564
13%
1.- TECNOLOGÍAS BÁSICAS
- Físico-química de actínidos
- Combustible
- Biosfera
4.- EVALUACIÓN DE LA SEGURIDAD
2.490.080
18%
3.295.493
2%
19.481.299
14%
1.076.382
1%
2.- SEPARACIÓN Y TRANSMUTACIÓN
5.- APOYO A INSTALACIONES
-RBMA
- Desmantelamiento
- Protección radiológica
- Restauración ambiental
- Monitorización emplazamientos
19.433.160
16%
5.704.706
5%
3.- ALMACENAMIENTO DEFINITIVO
- Barreras de ingeniería
- Barrera geológica
6.- COORDINACIÓN
Figura 16. Distribución de la inversión total de I+D por áreas. (Unidades = euros).
13.183.845
9%
57.577.707
41%
OPI's UNIVERSIDADES EMPRESAS PÚBLICAS EMPRESAS PRIVADAS OTRAS PRIVADAS EXTRANJEROS
1%
10%
Figura 17. Distribución de la inversión total de I+D por organizaciones. (Unidades = euros).
2% 1% 2% 2% 2% 1% 2% 2% 3%
MADRID ANDALUCIA CATALUÑA
PAIS VASCO COM. VALENCIANA COMUN. AUT. INVERSIÓN

Tabla 9
Presupuesto del Plan de I+D 2004-2008.
plasmarse en la 1ª revisión del Plan de I+D
2004-2008 que se realizará al final de 2004. Puede
estimarse un valor de 4 M€ como retornos totales
más probables del 6º PM al Plan de I+D de
ENRESA.
Presupuesto 2004-2008
4. Costes y financiación del Plan
Areas/líneas 2004 2005 2006 2007 2008 Total
1. Tecnología del residuos 1.320.000 1.585.000 1.620.000 1.585.000 1.585.000 7.695.000
2. Almacenamiento definitivo 1.928.925 2.690.275 2.844.705 3.009.695 2.846.000 13.319.600
3. Evaluación de la seguridad 240.000 240.000 240.000 240.000 240.000 1.200.000
4. Apoyo instalaciones 1.057.000 1.077.000 831.000 596.500 559.000 4.120.500
5. Coordinación e integración 360.000 360.000 360.000 360.000 360.000 1.800.000
TOTAL 4.905.925 5.952.275 5.895.705 5.791.195 5.590.000 28.135.100
Presupuesto remanentes
Plan 1999-2003
1.747.223 242.344 42.514 0 0 2.032.081
TOTAL I+D 6.653.148 6.194.619 5.938.219 5.791.195 5.590.000 30.167.181
Tabla 10
Participación en el 6º Programa Marco de la Unión Europea.
Proyecto
Coste Total
Participación Española
NF-PRO 3.216.000 1.608.000 1.195.500
ESDRED 1.824.000 785.455 749.100
Financiación UE Financiación ENRESA* Plan 2004-2008
Almacenamiento definitivo
Evaluación de la seguridad
Almacenamiento definitivo
Evaluación de la seguridad
RED-IMPACT 419.211 213.071 83.241 Tecnología del residuo. Transmutación
TOTAL 5.459.211 2.606.526 2.027.841
*Esta financiación excluye el coste de ENRESA.
En estos proyectos ENRESA es participante directo
en los mismos. En los proyectos Europart y Eurotrans,
así como en la “Red de Excelencia” Actinet,
en la que están involucrados grupos españoles,
ENRESA no participa.
53

5. Gestión del Plan 2004-2008
5. Gestión del Plan
2004-2008

5. Gestión del Plan 2004-2008

Introducción
De acuerdo con los objetivos descritos anteriormente,
este Plan debe dar un apoyo sistemático a la elaboración
de los documentos estratégicos de ENRESA,
siendo necesario que todos los productos de la I+D
estén organizados y accesibles en todo momento,
sin menoscabo del progreso en las actividades técnicas
y la colaboración internacional.
Esto significa que el personal de ENRESA, que habitualmente
gestiona los proyectos de I+D contará
con una dedicación adicional importante para la
elaboración de los documentos citados.
Bajoestaspremisasesimprescindiblemejorarla
eficiencia en la gestión del Plan a través de:
Organización de las actividades en un menor
número de proyectos que en anteriores planes
que aglutinen en la medida de lo posible todos
los trabajos de una línea de investigación,
con un único responsable.
Desarrollo de las actividades acordes a los recursos
humanos disponibles.
Aplicación creciente de herramientas informáticas,
utilizando de forma sistemática para la
gestión del Plan las capacidades de trabajo colaborativo
(e-groups) de la plataforma “ENRESA
VIRTUAL”.
Incremento de la participación en la gestión de
los grupos externos que habitualmente ejecutan
la I+D. Grupos de gestión/integración.
Creación de una Secretaría Técnico-Administrativa
para ayudar tanto a los responsables internos
de la I+D como a la propia coordinación
del Plan.
5.1. Organización de actividades
Las actividades de este plan se organizarán de forma
que todas ellas se aglutinen en torno a un número
reducido de proyectos.
Una relación tentativa de los proyectos del plan es
la que se indica en el cuadro 1.
Cada uno de estos proyectos tiene objetivos específicos
y una dotación económica asignada, contando
con un único responsable interno, si bien es previsible
que otros técnicos participen en el proyecto,
de acuerdo con la organización matricial, por disciplinas
de la I+D en ENRESA.
Cuadro 1
5. Gestión del Plan 2004-2008
Relación Provisional de Proyectos I+D Acrónimo
1. Separación de radionucleidos de vida larga (SEPARACIÓN)
2. Transmutación de radionucleidos
de vida larga
(TRANSMUTACIÓN)
3. Tecnología del combustible (COMBUSTIBLE)
4. Cápsulas metálicas (CÁPSULAS)
5. Almacenamiento temporal (AT)
6. Barreras de ingeniería (BARRERAS)
7. Compatibilidad de materiales
y generación de gas
(COMPATIBILIDAD)
8. Migración de radionucleidos (MIGRACIÓN)
9. Tecnología granitos (GRANITO)
10. Tecnología arcillas (ARCILLAS)
11. Análogos naturales (ANÁLOGOS)
12. Biosfera (BIORAD)
13. Evaluación seguridad (PA)
14. Apoyo RBMA (RBMA)
15. Apoyo desmantelamiento (DESMANTELAMIENTO)
16. Protección radiológica
y restauración ambiental
(PRA)
17. Emplazamiento infraestructura instalaciones (EMPLAZAMIENTO)
Cada uno de estos proyectos, constituye una unidad
de trabajo, tanto para su desarrollo como para
su seguimiento, debiendo contarse con un documento
inicial que describa los elementos fundamentales
del mismo, tales como contenido, objetivos,
actividades, cronogramas, hitos, productos y costes,
etc. Los proyectos permitirán la agregación de nuevas
actividades que los complementen para lograr
los objetivos perseguidos.
Así mismo, para su seguimiento se prestará especial
atención a los aspectos siguientes: documentación
contractual (Adjudicación/Contrato), actas de seguimiento,
documentación de reuniones, cumplimiento
57

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
de hitos, costes, productos (informes de seguimiento,
temáticos, finales, bases de datos, modelos numéricos,
imágenes, equipos, etc.).
Cada uno de los proyectos podrá contar, si es necesario,consubproyectoscuyaestructuraseráprácticamente
la misma.
En el caso de que existan varios subproyectos dentro
de un proyecto, ENRESA podrá delegar su gestión
o recabar la colaboración de alguna de las organizaciones
de I+D, para el seguimiento total o
parcial de los subproyectos.
En cualquier caso, el análisis de avance de los proyectos
será revisado internamente por ENRESA, con
los responsables de proyectos cada tres meses, y
mediante una reunión más detallada con los responsables
de los subproyectos anualmente. Eso implica
una reunión trimestral de coordinación general
de todos los responsables de proyectos de I+D
de ENRESA. Cada responsable con sus subcontratos,
tendrá las reuniones que considere necesarias.
5.2. Limitación de actividades
De la experiencia de la I+D desarrollada en los últimos
años, se deduce que los recursos necesarios
para el seguimiento de la I+D son muy altos.
Por otro lado, los horizontes temporales para desarrollar
la I+D son lo suficientemente largos como
para poder realizar una buena planificación de las
actividades a realizar conjugando objetivos, actividades
y disponibilidad de recursos.
Si a esto añadimos que el personal de ENRESA en
I+D deberá contribuir de forma decisiva a los documentos
y/o actividades de Evaluación de la Seguridad,
AGP básicos, Opciones Estratégicas, etc., habrá
que combinar de una forma lógica necesidades con
capacidades. Esto implica reducir el número de
proyectos y mejorar la eficacia en su seguimiento.
Aunque la eficiencia en el desarrollo de los proyectos
de I+D se ha ido mejorando con el transcurso
de los planes, todavía se detectan áreas que pueden
ser mejores.
La gestión del Plan 2004-2008 pretende mejorar la
eficiencia en la ejecución y seguimiento de las actividades
investigadoras tanto en los aspectos técnicos
como administrativos a través de:
58
Simplificación de los procesos de puesta en
marcha y seguimiento de las actividades (Con-
tratación y seguimiento). Contratos más sencillos
y seguimiento más detallado.
Mejora en el seguimiento de incurridos, facturación
y pagos mediante el aumento de la comunicación
y disminuyendo los tiempos de espera.
Mejora en la integración, transmisión y gestión
de datos/conocimientos.
Mejora en la difusión de resultados.
5.3. Aplicación
de Tecnología-Informática
ENRESA está implantando una nueva plataforma de
gestión denominada “ENRESA VIRTUAL” que posibilita
el trabajo en equipo, tanto interna como externamente.
Una de las herramientas de dicha plataforma aplicada
a la I+D es la denominada “e-groups”. Sin
ser una herramienta exhaustiva de gestión de proyectos,
permite un lugar común de encuentro entre
distintas organizaciones, donde cargar y recibir información
y, en definitiva, realizar el seguimiento de
un proyecto en tiempo real con un alto grado de
versatilidad y sencillez.
ENRESA pretende en este Plan, implantar el seguimiento
informatizado de todos los proyectos, extendiéndolo
a todo el Plan, una práctica habitual en
algunos de los proyectos del periodo 1999-2003.
Cada uno de los proyectos tendrá su e-groups e incluso
podría desglosarse en más si fuera necesario.
El Jefe de proyecto y la Secretaría Técnica del Plan
tendrán acceso a estos e-groups asegurando que el
proyecto se desarrolla de acuerdo con las premisas
de contenidos, calidad y costes establecidos.
La posibilidad de trabajar a través de la “red” será
un requisito para poder participar en la I+D de
ENRESA, si bien dicho requisito es hoy práctica habitual
de cualquier organización, y especialmente
de I+D.
En la fase de lanzamiento de los proyectos, todos los
participantes recibirán por parte de ENRESA la información
necesaria para poder trabajar dentro de los
e-groups. Toda la información y productos que genere
el proyecto se incorporará a la “red” desde
donde se distribuirá a sus usuarios finales y sistema
de gestión integral de ENRESA (SGE, SGD, etc.). La
Secretaría Técnica del Plan será responsable de asegurar
el acceso y distribución de la información.

5.4. Participación de grupos
de I+D en la gestión
Dada la madurez investigadora alcanzada, se pretende
en este Plan una mayor implicación de los investigadores
en la gestión de los proyectos.
ENRESA pretende delegar, en el campo de la I+D,
algunas de sus actividades de gestión, trasladándola
a grupos y/o personas que a lo largo de estos
años han demostrado eficiencia en la ejecución de
la I+D. Estos grupos podrían asumir el desarrollo
de partes importantes de la I+D, siempre bajo la
supervisión y en estrecha conexión con los responsables
de proyecto de ENRESA.
Específicamente, esta colaboración podría aplicarse
a:
Representación de ENRESA en reuniones de
proyecto nacionales o internacionales.
Asignación de áreas temáticas de responsabilidad
en las que siguiendo las directrices de
ENRESA, propongan el desarrollo de actividades
específicas con diversos contratistas, cuya
contratación y seguimiento sería realizado por
ellos.
Participación en el seguimiento técnico y en los
grupos de integración. De la misma forma que
se han desarrollado los GTI en los ejercicios
de evaluación de la seguridad, se pretende la
creación de estos grupos a nivel del Plan de
forma que puedan realizar sugerencias para su
ejecución después de un análisis global del
desarrollo del mismo.
5.5. Secretaría Técnica
Se considera imprescindible que el Plan cuente con
una Secretaría Técnica que soporte, apoye y facilite
la ejecución de los proyectos por sus responsables.
Esta Secretaría Técnica contaría con los siguientes
objetivos:
1. Facilitar la propuesta, contratación, ejecución
y seguimiento de los proyectos de I+D a los
respectivos jefes de proyecto.
2. Asegurar la adecuada transmisión de los resultados
de la I+D a los usuarios gestores finales
de la misma.
3. Asegurar la organización, accesibilidad y recuperabilidad
de los activos generados en la I+D.
4. Contribuir de forma directa al seguimiento
global de la I+D en los aspectos técnicos,
económicos y administrativos como parte de
la coordinación.
Para cumplir estos objetivos, la Secretaría Técnica debe
desarrollar de forma sistemática actividades de:
1. Seguimiento Económico/Administrativo
Económico:
Presupuestos, incurridos, facturados, retornos,
anulaciones, etc.
Costes unitarios, distribución por organizaciones,
países, comunidades, tipos de actividad,
áreas/líneas del plan, etc.
Elaborar el informe económico-administrativo
de la marcha del Plan.
Administrativo:
Carga de datos en el sistema de seguimiento
integrado (Enresa Virtual), verificación
de la calidad de la información a introducir.
Propuestas, adjudicaciones, contratos, actas
(organización y accesibilidad). Traceabilidad
e hitos.
Calendarios de pagos, retornos, estado de
costes, etc. (cronograma de hitos económico/administrativo).
Conexión con SGD/SGE.
2. Seguimiento Técnico
5. Gestión del Plan 2004-2008
Integración de propuestas, revisión y seguimiento
de contratos.
Integración informes de seguimiento.
Convocatorias de reuniones: distribución y
recogida de información.
Actas de las reuniones: realización y distribución.
Recopilación de información presentada y
revisión de calidad previa a la introducción
al sistema. Gestión de los documentos
del proyecto.
Revisión publicaciones.
Seguimiento de hitos y productos: Cronograma
de hitos y verificación de cumplimiento.
Elaboración del informe técnico global del
Plan
59

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
60
APOYO
DPTO. INTERNACIONAL
DPTO. PLANIFICACIÓN
DPTO. SISTEMAS
DPTO. CALIDAD/SERV.
DOCUMENTACIÓN
3. Gestión de Activos
Identificación de los productos a generar y
seguimiento de entrega (Inventario).
Clasificación de los productos y ficha de
los activos (Descripción/localización Clasificación).
Carga base de datos de activos (integración).
Revisión periódica/eliminación de productos
obsoletos.
Catálogo de activos.
Seguimiento
Económico-Administrativo
Datos
Datos
Económicos Administrativos
Jefes de Proyectos
Diseño repositorios
PA
Operación instalaciones
Comunicación
SECRETARIA SEGUIMIENTO I+D
Gestión de activos Tecnológicos
Seguimiento Técnico
Proyectos
Internacionales
Inventario Clasificación Integración
Proyectos
Nacionales
DIRECTRICES
ENRESA VIRTUAL Director Investigación y Tecnología
Director Operaciones
Jefes de Proyecto
USUARIOS
Comité Ejecutivo
Consejo de Administración
Ministerios
Figura 18. Esquema de funcionamiento de la Secretaría Técnica del Plan.
Activación: Comunicación de la existencia
del activo. Distribución/información del activo
al usuario final/principal.
Cronograma de actividades.
Elaboración del informe de seguimiento
sobre productos y actividades tecnológicas
de la I+D.
Esta Secretaría Técnica del Plan (STP) es una nueva
herramienta que debe contribuir a mejorar la eficiencia,
tanto interna como externa facilitando el
desarrollo de otras actividades de gestión de residuos
radiactivos asociada a la I+D.

6. Líneas, objetivos y actividades
6. Líneas, objetivos
y actividades

6. Líneas, objetivos y actividades

En la siguiente tabla se describen con más detalle
las principales líneas de actividad del Plan 2004-
2008, indicándose para cada una de ellas los objetivos
a cubrir y las posibles actividades científicotecnológicas
para alcanzar dichos objetivos.
Los proyectos que finalmente se realicen serán el
resultado de considerar los objetivos y actividades
Tabla 11
I+D 2004-2008: líneas, objetivos y actividades prioritarias.
1. Físico Química
de Actínidos
Objetivos Tecnológico-Científico Actividades
Mejora de las bases de datos
termodinámicos de los
actínidos y productos de
fisión más relevantes para la
seguridad a largo plazo de
las instalaciones
Establecimiento de
mecanismos de sorción entre
radionucleidos y
componentes del repositorio
2. Combustible Evolución del combustible
gastado hasta la degradación
de contenedor. Incluido el
fallo temprano
3. Almacenamiento
Temporal
Alteración del combustible:
Mecanismos de
disolución/lixiviación
Evolución combustible en
condición de almacenamiento
Funcionamiento y
monitorización sistema de
confinamiento
6. Líneas, objetivos y actividades
citadas en estas tablas, priorizados de acuerdo con
los criterios expresados anteriormente y con los
condicionantes externos al Plan que pudieran producirse
durante el desarrollo del mismo.
No se indican las grandes áreas del Plan, sino que
se presentan de forma correlativa las principales líneas
para las cuatro áreas tecnológicas del Plan.
NEA-TDB:
Participación en la actualización de la base de datos de la NEA,
NEA-TDB y su ampliación con datos de Th, Fe, Se y Mo.
NEA-SORB
Participación en la base de datos de NEA orientada a la selección de
parámetros de retención. Continuación de los ejercicios de modelización,
sobre mecanismos de complejación superficial
Desarrollos Experimentales
Continuación de los experimentos para establecer los parámetros que
controlan la complejación de radionucleidos en superficies de minerales y
bentonita. Estas actividades incluyen la mejora de las técnicas de
caracterización de superficies. Obtención de coeficientes de selectividad y
constantes de complejación
Evolución de la estabilidad mecánica:
Su modificación varía el área libre para que tengan lugar fenómenos de
lixiviación-disolución. La radiación interna origina la desestabilización
mecánica, fundamentalmente las partículas . Ensayos utilizando UO2 dopado con partículas y caracterización de la variación en propiedades
mecánicas.
Análisis de la redistribución de Productos de Fisión:
La radiólisis puede generar la redistribución de los productos de fisión,
sobre todos los gaseosos (coeficiente de difusión inducido por partículas
). Redistribución de actínidos y productos de fisión a bordes de grano y
microfisuras. Ensayos de lixiviación y liberación instantánea. Migración
de He, interacción combustible alterado-agua.
Efecto de radiólisis en la liberación de radionucleidos de la matriz:
Estará condicionada por el tipo de productos radiolíticos producidos que a
su vez estarán inducidos por las características del agua que alcance al
combustible, la presencia de arcilla de las barreras o la de hierro de las
cápsulas, y presencia H2, como gas generado por corrosión
Modelos de generación de productos radiolíticos
Utilizando disoluciones de 238Pu en presencia de Ar y Ar+H2. Análisis de
producción de O2. – Integridad de la vaina
– Procesos de corrosión y degradación
– Estudios de materiales
– Robótica aplicada en la operación
– Monitorización de la instalación
63

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
64
Tabla 11
I+D 2004-2008: líneas, objetivos y actividades prioritarias. (Continuación)
4. Separación
y Transmutación
Objetivos Tecnológico-Científico Actividades
Mejora de la Tecnología de
separación y extracción de
actínidos y productos de
fisión
Participación en los
desarrollos europeos de
transmutación según la
tecnología ADS
Impacto de la Transmutación
en la gestión de residuos
radiactivos
5. Cápsulas Procesos de Corrosión en
presencia de bentonita
Fabricación de contenedores
Estabilidad y comportamiento
de productos de corrosión
Incremento de la durabilidad
Separación hidrometalúrgica:
Desarrollo de nuevos extractantes para separar Am(III) y Eu(III),
utilización de calixarenos y cosanos como extractantes de actínidos y
cesio.
Separación pirometalúrgica:
Estudio termodinámico y cinético de los procesos de separación (ensayos
electroquímicos). Caracterización de los residuos procedentes del proceso
de separación pirometalúrgica.
Diseño Preindustrial de ADS:
Continuación de las actividades del proyecto de la UE PDS-XADS para el
diseño preindustrial de un demostrador ADS. El nuevo proyecto europeo
para el diseño preindustrial de un transmutador se denomina
EUROTRANS.
Control de la reactividad:
Continuación de las actividades de medida de reactividad de los sistemas
ADS (proyecto MUSE) para diseñar y validar métodos de medida y
supervisar y controlar la reactividad.
Obtención de los datos nucleares básicos:
Iniciados en el proyecto N-TOF, se continuará con la mejora de las bases
de datos de secciones eficaces de los isótopos más importantes.
Red Impact:
A través de este proyecto del 6PM, se continuará con el análisis que el
desarrollo de la transmutación puede tener en la gestión de residuos
radiactivos. Se mantiene la coordinación en Separación y Transmutación
a través de la participación en la RED ADOPT.
Efecto del pH
Análisis del efecto de soluciones de alto pH
Análisis de la corrosión, en presencia de bentonita y bajo gradientes
térmicos:
– Efecto de la removilización de sales
– Efecto de la presencia de bacterias
– Productos de corrosión y ambiente geoquímico
Análisis de soldaduras a escala real
Evolución de los productos de corrosión, propiedades físicas y químicas.
Variación de propiedades con el tiempo.
Mecanismos de retención de Pu, Se, Tc y Cs en productos de corrosión:
Mecanismos e irreversibilidad.
Análisis de recubrimientos para retardar la oxidación
– Combinación de materiales
– Efecto de la presión de confinamiento en el progreso de la corrosión.
Fenómenos pasivantes. Efecto del incremento del volumen.

Tabla 11
I+D 2004-2008: líneas, objetivos y actividades prioritarias. (Continuación)
6. Barreras
de Ingeniería
Objetivos Tecnológico-Científico Actividades
Evolución de la química del
campo próximo e incidencia
en el comportamiento
Termo-hidro-mecánico (THM)
de las barreras de arcilla en
las distintas fases del
repositorio (Saturación,
saturado térmico, saturado
cuasi isotermo)
Evolución
Termo-hidro-mecánico-químico
THM ( C) de la bentonita y su
modelización
Comparación de datos y
medidas THM: THM-TASK
FORCE, y THMC
6. Líneas, objetivos y actividades
Caracterización de la evolución química del agua de poro y su interacción
con productos de corrosión, materiales de degradación de cemento y
soluciones hiperalcalinas (Interacción cemento-bentonita-corrosión).
Evolución THC de la barrera
Evolución geoquímica a largo plazo: Neoformación mineral y
reversibilidad de procesos.
Efecto de la evolución del agua de poro en las propiedades mecánicas.
Efecto de la temperatura.
Fenómenos de retención en la bentonita: Complejación superficial, efecto
de la temperatura, efecto del radionucleido, efecto del grado de
saturación, retención/difusión capilar, sorción. Reversibilidad de procesos
Modelización geoquímica y modelos de transporte reactivo. Papel de los
microorganismos en la evolución química.
Efecto del gas en las propiedades geoquímicas. Modelización.
Caracterización de la cinética de la hidratación de la bentonita.
Evolución de la microestructura en función de la hidratación y su efecto
en las propiedades mecánicas e hidromecánicas.
Efecto de la temperatura en las propiedades THM. Reversibilidad
Irreversibilidad. Acoplamiento mecánico-químico.
Propiedades termoosmóticas y termodifusivo de la bentonita.
Mejora de los sistemas de monitorización. Elaboración de base de datos
THMC
Verificación de los modelos
Efecto de la generación de gas en el modelo THM
Grupo de trabajo Europeo en comportamiento THM y THMC:
Colaboración en el desarrollo y ejecución de un THM-TASKFORCE para el
intercambio de experiencia y el planteamiento de actividades conjuntas
entre todos aquellos con interés en esta línea aglutinando los proyectos
europeos en laboratorios subterráneos en este campo (SKB, POSIVA,
NAGRA, ANDRA y ENRESA). Será la continuación el Underground
laboratory CLUSTER de la Unión Europea.
65

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
66
Tabla 11
I+D 2004-2008: líneas, objetivos y actividades prioritarias. (Continuación)
7. Ingeniería
del Repositorio,
Sostenimiento sellado
y compatibilidad
8. Interfase barreras de
Ingeniería-Geosfera
(EDZ)
Objetivos Tecnológico-Científico Actividades
Sellado de Galerías con
cemento de bajo pH
Construcción de grandes
bloques de bentonita
Interacción
Cemento-Bentonita
Relleno de Galerías y Pozos
Monitorización del repositorio
Caracterización y análisis de
su evolución
Análisis de componentes para selección de cementos de bajo pH.
Análisis y ensayos de puesta en obra de cemento de bajo pH utilizando
sistemas de proyección.
Durabilidad de cementos de bajo pH
Análisis de la estanqueidad hidráulica y al gas
Análisis hidromecánico de los sellos de hormigón.
Métodos de compactación a gran escala. Transporte y colocación
Sistemas de sostenimiento y sellado en arcilla: análisis y alternativas
Caracterización de productos de degradación del hormigón: estabilidad,
reversibilidad durabilidad.
Caracterización de productos de alteración de la montmorillonita
(bentonita): Estabilidad y reversibilidad
Efecto del gradiente térmico en el desarrollo de productos secundarios
hormigón-bentonita.
Efecto de la salinidad y grandiente hidráulico en los productos a
formarse. Interacción cemento/arcilla formación.
Desarrollo de ensayos a escala.
Modelización de la interacción.
Características de las propiedades hidráulicas y mecánicas: Análisis de la
estanqueidad.
Durabilidad de mineral
Instrumentación y monitorización
Modelos numéricos
Monitorización remota
Sistemas indirectos de monitorización (geofísica).
Sistemas de transmisión sin cable
Metodologías de caracterización de la EDZ en arcillas y granitos
Funcionamiento hidráulico, mecánico y geoquímico de la EDZ
Modelización de la evolución y de su comportamiento
hidráulico-mecánico y geoquímico.
Papel de la EDZ durante la operación del repositorio.

Tabla 11
I+D 2004-2008: líneas, objetivos y actividades prioritarias. (Continuación)
9. Funcionamiento
de la Barrera
Geológica: Granitos
10. Funcionamiento
de la Barrera
Geológica: Arcillas
Objetivos Tecnológico-Científico Actividades
Mejora y optimización
de las tecnologías
de caracterización
Modelización numérica
de flujo, transporte
y geoquímica
Caracterización de la barrera
geológica desde superficie
Caracterización del
funcionamiento de la barrera
en el entorno del repositorio
6. Líneas, objetivos y actividades
Mejora de las técnicas geofísicas:
Aplicación de la tomografía a medios cristalinos. Aplicación de Televiewer
en sondeos.
Desarrollo de la Testificación hidráulica y geoquímica:
Ampliación y verificación de los equipos existentes desde los 500 malos
1000 m de profundidad.
Instrumentación de sondeos: Automatización de la instrumentación y
gestión de datos de sondeos para control hidráulico e hidrogeoquímico
Mejora de los modelos numéricos: Mejoras en resolución numérica y en la
inferfaz de usuario. Integración en una plataforma. Mejora de manuales
y garantía de calidad.
Mejora de los modelos geoquímicos aplicados a la interpretación de la
evolución hidrogeoquímica.
Mejora de las aplicaciones de los códigos de transporte reactivo.
Modelización de ensayos de trazadores: nuevos modelos y nuevas
interpretaciones. Modelos de transporte reactivo, considerando efecto de
microorganismos.
Integración de resultados:
Dada la necesidad de la modelización e integrar todos los datos, la I+D
debe suministrar formas de integración y gestión de todos los datos
generados en el emplazamiento.
Desarrollo y verificación de tecnologías de caracterización de la
distribución espacial de unidades, discontinuidades y heterogeneidades.
Desarrollo y verificación de tecnologías de perforación de sondeos y
geofísica asociada.
Desarrollo y verificación de tecnologías de testificación hidráulica,
geoquímica y geomecánica desde superficie
Modelos hidro-mecánicos y geoquímicos
Desarrollo de instrumentación específica para caracterizar la EDZ y los
efectos de la ventilación generados por la excavación/operación del
repositorio. Reversibilidad/Irreversibilidad
Respuesta de la barrera frente a eventos naturales (sismos, terremotos,
erosión, etc.)
Condiciones de flujo y transporte en el entorno del repositorio
67

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
68
Tabla 11
I+D 2004-2008: líneas, objetivos y actividades prioritarias. (Continuación)
11. Migración
de radionucleidos
en la barrera geológica
12. Infraestructura
y Análogos Naturales
Objetivos Tecnológico-Científico Actividades
Migración en medios
graníticos
Migración en medios
arcillosos plásticos
Migración en medios
arcillosos compactados
Infraestructura
Análogos Naturales
13. Biosfera Caracterización del
comportamiento de
radionucleidos en la biosfera
Mantenimiento y
optimización de dos
herramientas y modelos de
Ensayo global de migración en laboratorios subterráneo considerando:
– Difusión en matriz
– Dispersión en fracturas
– Papel de los coloides: Caracterización, estabilidad, reversibilidad, etc.
– Microestructura de la roca: heterogeneidad, superficies reales de
sorción
– Modelización de procesos
– Complejación superficial y retención
– Efecto del gas
– Análisis del cambio de escala en la migración en granitos. Desarrollo
de tecnología convencional y métodos de visualización.
Obtención de materiales plásticos representativos de arcillas a 300 m de
profundidad
Caracterización de parámetros hidráulicos, geoquímicos y geomecánicos
en laboratorio e in situ
Análisis Isotópico, gases nobles
Mecanismos y coeficientes de difusión. Modelización, geoquímica de
transporte, estabilidad y efecto en las propiedades de transporte de la
arcilla.
Modelización de los procesos de migración. Equipamiento
Extracción del agua de poro: Mejora de la tecnología y las metodologías.
Modelización
Ensayos de difusión: Ampliación del rango de radionucleidos de
homologías a considerar. Cambio de escala.
– Actualización del equipo de la unidad móvil hidrogeoquímica y
adaptación para alcanzar > 1000 m de profundidad.
– Adaptación de la Unidad Móvil de Hidrogeología para su aplicación en
arcillas
– Integración de los modelos numéricos de la I+D para AGP en una
plataforma única de simulación
– Adquisición y mejora de equipamientos para la gestión de datos de
caracterización, visualización de sondeos, etc.
– Equipamiento de comportamiento THM a largo plazo de arcillas.
Integración de resultados y su aplicación al PA (continuación de la base
de datos)
Desarrollo de actividades puntuales en el campo de las bentonitas
(Barra) y migración radionucleidos naturales (Matrix)
– Revisión y adquisición de datos referentes al comportamiento de los
radionucleidos relevantes de los estudios de seguridad del AGP.
– Elaboración de una base de datos/paramétrica para conocer e
incorporar la información que se produce
– Mejorar y optimizar los modelos numéricos de cálculo de
comportamiento y efectos de radionucleidos en la biosfera,
aplicaciones a los nuevos ejercicios de evaluación que ENRESA realice.
– Focalización de las actividades en la interfase Geosfera/biosfera

Tabla 11
I+D 2004-2008: líneas, objetivos y actividades prioritarias. (Continuación)
14. Evaluación
de la Seguridad
15. Apoyo a la gestión
de RBMA
16. Apoyo
a las actividades
de desmantelamiento
de Instalaciones
Nucleares
(Centro Tecnológico
Mestral)
Objetivos Tecnológico-Científico Actividades
Mejora de los desarrollos
metodológicos
Desarrollo de modelos integrados
(Mejora de la construcción de
escenarios)
Mejora y optimización de las
técnicas de caracterización de
bultos
Durabilidad de componentes
Acondicionamiento de
residuos
Reducción de volumen
Comportamiento a largo
plazo /durabilidad del cajón
del reactor y estructuras
internas
Caracterización radiológica
de materiales del cajón
y sus interiores
Tecnología de
desmantelamiento del cajón
Gestión de residuos
especiales
Recuperación de terrenos
contaminados
Gestión del conocimiento
en desmantelamiento
6. Líneas, objetivos y actividades
– Análisis de los parámetros y procesos para AGP granito y arcilla.
– Variación espacial y temporal de parámetros de transporte y su
inclusión en los ejercicios de evaluación
– Revisión de las metodologías de elaboración de escenarios
– Análisis de escenarios de evolución de la biosfera
– Simplificación de modelos de detalle para su aplicación en evaluación
de la seguridad
– Análisis de incertidumbres
– Integración de modelos simplificados en una plataforma única.
Mejora de las herramientas de interpretación de resultados (línea
MAY-DAY).
– Verificación y validación de herramientas numéricas
– Mantenimiento de la línea de mejora de técnicas radioquímicas
– Mantenimiento de las actividades de intercomparación
– Elaboración de bases de datos de caracterización de bulto
– Mantenimiento de los ensayos de durabilidad in situ del Cabril.
– Comportamiento a largo plazo de hormigones en presencia de
concentraciones elevadas de sulfato y cloruros
– Comportamiento a largo plazo de hormigones bajo condiciones de
humectación/desecación
– Mejora de las técnicas de acondicionamiento de residuos de corrientes
no convencionales
– Continuación de actividad para desarrollo y verificación de un
prototipo industrial de reducción de volumen por plasma.
– Medidas de estanqueidad del confinamiento
– Estabilidad estructural
– Envejecimiento del hormigón
– Corrosividad de estructuras
– Técnicas robóticas para extracción de muestras
– Técnicas de caracterización radiológica en función del material
– Análisis de estrategias
– Técnicas de descontaminación de hormigones y su medida
– Técnicas robóticas de corte
– Imágenes tridimensionales de sólidos y modelización a superficies
elementales para caracterización radiológica
– Acondicionamiento de corrientes de residuos especiales (grafito,
magnesio, etc.)
– Análisis de tecnologías aplicables para estos residuos
– Caracterización de suelos y aguas contaminadas. Mecanismos de
retención y transporte
– Técnicas de descontaminación de suelos en base a ensayos de
laboratorio y planta piloto.
– Base de datos reales de costes unitarios
– Refunción de Ratios y parámetros extrapolares a futuros proyectos
69

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
70
Tabla 11
I+D 2004-2008: líneas, objetivos y actividades prioritarias. (Continuación)
17. Protección
Radiológica
y Restauración
Ambiental
Objetivos Tecnológico-Científico Actividades
Mejora del conocimiento
Mejora de Tecnologías
Mejora de criterios
18. Emplazamientos Hidrogeología
Hidrogeoquímica
– Mantenimiento de las actividades referentes a la caracterización de los
mecanismos de movilización de radionucleidos en suelos, plantas y
ecosistemas
– Mantenimiento de actividades referente a la vulnerabilidad de suelos,
acuíferos y corrosión
– Mejora de las tecnologías para caracterizar y reducir el impacto de las
radiaciones de los radionucleidos naturales
– Mejora de las tecnologías dosimétricas
– Soporte de los criterios de protección radiológica en gestión de
residuos radiactivos
– Mejora y automatización de la monitorización de sondeos
– Monitorización de emplazamientos de muy baja actividad: transmisión
automática de datos
– Mejora numérica y de visualización de los resultados de la
modelización hidrogeológica
– Mejora de las herramientas de gestión de la base de datos del
emplazamiento
– Mantenimiento del análisis del sistema de la emisión química de las
aguas subterráneas
– Mejora de la identificación de vías de dispersión de aportes externos al
medio geológico
– Mejora de la modelización geoquímica del funcionamiento del
emplazamiento

PARTE B
Capacidades
científico-tecnológicas
y descripción detallada
de las actividades
del plan 2004-2008

PARTE B. Capacidades científico-tecnológicas
y descripción detallada de las actividades
del plan 2004-2008

Introducción
Introducción

Introducción

A continuación se describen de una manera sistemática
las capacidades alcanzadas en las distintas
áreas de la I+D, identificándose aquellas áreas o
líneas en las que es necesario un mayor progreso y
que por tanto constituyen las prioridades desde el
punto de vista técnico para la I+D en este periodo.
La secuencia: Desarrollo de conocimientos científicos
Desarrollo de tecnologías y metodologías Verificación
y Ensayos de Demostración, es la que habitualmente
se aplica en la gestión de residuos radiactivos
dado que cualquier actividad, proceso o decisión
debe:
Estar sustentado científicamente.
Deben aplicarse tecnologías y metodologías
suficientemente probadas
Debe estar demostrado el comportamiento y el
funcionamiento de componentes y sistemas
La descripción del nivel de conocimientos alcanzados
y las líneas de I+D a desarrollar en el Plan 2004-
2008 se presentan siguiendo la secuencia:
Experiencia e infraestructura alcanzada
Desarrollos en el campo de la investigación
(desarrollo científico)
Desarrollos en el área de la tecnología y la
metodología (desarrollo tecnológico)
Actividades de demostración
Actividades futuras.
El significado de desarrollo científico, desarrollo tecnológico
y demostración es el siguiente:
a. Desarrollo científico
Considera los avances en los conocimientos
fundamentales sobre los que se sustenta toda
la gestión, desde el diseño de instalaciones a
la evaluación de su seguridad sin olvidar el
tratamiento y acondicionamiento. Básicamente
afecta a:
Identificación de procesos (fenómenos físicos
significativos que transforman el sistema).
Caracterización y cuantificación de parámetros
Establecimiento de leyes y modelos necesarios
para explicar y comprender el funcionamiento
individual y acoplado de los
componentes.
b. Desarrollo Tecnológico
Se incluyen en este apartado los desarrollos
de equipos y prototipos necesarios para realizar
las medidas de los parámetros clave, el
desarrollo de modelos numéricos explicativos
de fenómenos que permitan la predicción del
funcionamiento, la puesta a punto de técnicas
de medida y el desarrollo metodológico.
Tan necesario como saber qué hay que analizar,
y desarrollar el equipo necesario, es saber
cómo hacerlo. Así pues los productos del
desarrollo tecnológico pueden concretarse en
los siguientes:
Equipos y prototipos de medida
Modelos numéricos
Técnicas de medida y monitorización
Metodologías de aplicación
c. Demostración
Introducción
Se incluyen en este apartado las actividades
cuyo objetivo es la demostración del funcionamiento
adecuado de equipos y componentes.
Demostración de las técnicas de excavación,
sellado y sostenimiento de repositorios y del
funcionamiento integrado de sus componentes.
Demostración de la operabilidad de instalaciones.
Metodologías para la ejecución de las distintas
fases de un repositorio y para la fabricación
de componentes y su puesta en
obra.
Demostración de la efectividad de técnicas
de descontaminación y de la metodología
de verificación de los sistemas de exención.
Como complemento de la descripción de las capacidades
desarrolladas, se indican en el anexo final
los principales proyectos ejecutados en el Plan 1999-
2003.
75

1. Tecnología del residuo
1. Tecnología
del residuo

1. Tecnología del residuo

En este área del Plan de I+D se incluyen todas las
actividades relacionadas con el término fuente del
residuo de alta actividad, con independencia del tipo
de matriz en que se encuentre, vidrio o combustible.
Dichas actividades van, desde la caracterización de
las propiedades elementales de la física y la química
de los isótopos radiactivos que contiene el residuo a
las tecnologías de la separación y la transmutación,
pasando, por la caracterización detallada del combustible
irradiado y su interacción con los materiales
más habituales de un sistema de almacenamiento
bajo el amplio espectro de las posibles condiciones
físico-químicas a que estarán sometidos.
Este apartado engloba los de Tecnologías Básicas y
Separación y Transmutación del Plan 1999-2003, e
incluye las líneas que se describen a continuación.
1.1. Físico-química de actínidos
y productos de fisión
Experiencia alcanzada y desarrollos científicos
y tecnológicos
El objetivo final de cualquier opción de gestión de
residuos radiactivos es minimizar hasta niveles ad-
Variables
Eh
pH
Fuerza Iónica
Complejantes
Inorgánicos
3
(Co =, SO4=…)
Complejantes
orgánicos
Concentración
Porosidad
Gradiante térmico
Gradiante hidráulico
Tensiones mecánicas
Irradiación
Constantes
físico-químicas
Equilibrio
Solubilidad
Cinéticas
Coeficientes
de difusión
Coeficientes
de distribución
1. Tecnología del residuo
misibles, o incluso eliminar, el impacto negativo al
medio ambiente. Esto se consigue mediante sistemas,
más o menos complejos, de aislamiento y
confinamiento.
Para demostrar precisamente esas características de
aislamiento y confinamiento es fundamental conocer
y demostrar como se liberan e interaccionan los
radionucleidos desde la matriz del residuo hasta la
biosfera, y para ello es crítico conocer tanto las
propiedades físico-químicas de cada radionucleido
como los mecanismos que retardan o aceleran su
hipotético tránsito hacia la biosfera. Esto implica el
considerar qué variables intervendrán en el sistema
y qué constantes físico-químicas las caracterizan, en
el conjunto de procesos que pueden darse en el
funcionamiento de las instalaciones de almacenamiento
de residuos. (Figura 1)
La obtención de estos conocimientos, que son básicos
para muchos aspectos de la gestión de residuos
radiactivos (Almacenamiento de RBMA, Almacenamiento
Temporal, gestión final del combustible, tratamiento
y acondicionamiento, restauración ambiental,
etc.), se viene abordando en diversos proyectos
en la línea denominada “Físico-química de Actínidos
y Productos de Fisión”.
Oxidantes
Alcalinas
Baja salinidad
Baja permeabilidad
Oxidantes
Difusión atmósfera
Permeabilidad
Variable
Condiciones/procesos Instalacion
Reductoras
Irradiación
Temperatura
Presión
Baja permeabilidad
Bajo volumen de agua
Disolución
Neoformación
Irradiación
Corrosión
Sorción
Difusión
Advección
Corrosión
Dispersión
Bioacumulación
RBMA
Almacenamiento
Temporal
Almacenamiento
Geológico
Profundo
Figura 1. Principales variables, componentes y constantes en las distintas instalaciones de gestión de residuos radiactivos.
79

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
De los isótopos radiactivos que se generan durante
el quemado del combustible en una central nuclear,
los actínidos y determinados productos de fisión de
vida larga son los de mayor radiotoxicidad, y por
tanto desde el punto de vista de la gestión son los
que pueden tener un mayor impacto ambiental.
Debe conocerse, de forma muy precisa, como será
su comportamiento y como interaccionarán con los
componentes las instalaciones de gestión. Las evaluaciones
de la seguridad realizadas por ENRESA
han permitido precisar qué radionucleidos son los
que generan un mayor impacto. (Tabla 1).
Las actividades realizadas en relación con los aspectos
básicos de la química de estos radionucleidos
se orientaron en dos direcciones:
Colaboración en la construcción de bases de
datos termodinámicos
Generación de conocimientos y desarrollo de
modelos referentes a los mecanismos de retención
y liberación de radionucleidos.
Bases de datos Termodinámicos
El volumen de datos termodinámicos generados en
los últimos 20 años es muy elevado, sin embargo
no todos se han obtenido con los estándares de calidad
que la gestión de residuos radiactivos requiere
ni representan, en muchos casos, las condiciones físico-químicas
existentes en los distintos sistemas de
gestión donde estos datos son requeridos para la
evaluación de la seguridad. Dado que la disponibilidad
de esta información es relevante para todas
las agencias y organizaciones que deben gestionar
residuos radiactivos, la OCDE-AEN ha promovido
la creación de una base de datos utilizable por todas
las organizaciones relacionadas con la gestión
de los residuos radiactivos.
ENRESA viene colaborando en la creación y revisión
de esta base de datos cuya situación es la siguiente:
80
A través de sucesivas fases se completó la primera
base de datos para los elementos: U,
Np, Pu, Am y Tc: (TDB).
Posteriormente se procedió a su revisión y a la
inclusión de Se, Zr y Ni (TDB-II).
En el momento actual se está desarrollando la
TDB-III que incluirá los datos referentes a los
elementos Th, Fe, Se y Mo.
ENRESA ha creado un grupo en el que participan
CIEMAT y Enviros Spain para colaborar en estas actividades,
apoyados, en algunas ocasiones, por el
Departamento de Ingeniería Química de la Universidad
Politécnica de Cataluña (UPC-DIQ). De cara
al programa 2004-2008 se mantendrá esta colaboración.
Mecanismos de Sorción
Tabla 1
Elementos químicos de mayor impacto radiológico en las evaluaciones de la seguridad.
El conocimiento de los mecanismos de sorción es
crítico en cualquier evaluación de seguridad para el
análisis del transporte/retención de radionucleidos.
Actualmente las evaluaciones de seguridad utilizan
para modelizar el transporte, los conceptos de coeficiente
de distribución (Kd) y de factor de retardo
(Rf).
Sin embargo, existe consenso en que el Kd, pese a
su uso generalizado, comprende un conjunto de procesos
(adsorción, precipitación, cristalización, difusión
en matriz,.. etc) cuyo análisis conjunto enmascara
el conocimiento de los mecanismos clave de
retención, y cuyo conocimiento es fundamental para
reducir incertidumbres en los resultados de las
evaluaciones de seguridad. Ese conjunto de procesos
se visualiza en la figura 2, para la interacción
de radionucleidos con granitos y arcillas.
Es por ello que, al igual que en el caso de los datos
termodinámicos, la OCDE-AEN ha promovido una
base de datos de sorción en la que se analizan los
mecanismos de retención y los modelos numéricos
que los explican (NEA-SORB).
Actínidos y descendientes Uranio (U), Neptunio (Np), Plutonio (Pu), Americio (Am), Curio (Cm), Radio (Ra), Torio (Th)
Productos de fisión
Berilio (Be), Carbono(C), Selenio (Se), Rubidio (Rb), Estroncio (Sr), Circonio (Zr), Niobio (Nb), Tecnecio
(Tc), Paladio (Pd), Estaño (Sn), Yodo (I), Cesio (Cs), Samario (Sm), Holmio (Ho), Hafnio (Hf), Bismuto
Productos de activación y otros Cloro (Cl), Calcio (Ca), Níquel (Ni), Molibdeno (Mo), Cobalto (Co)

ENRESA, con el mismo equipo de la línea anterior
(CIEMAT-Enviros Spain) reforzado con UPC-DIQ y
CSIC-IJA, colabora en estas actividades y las complementó
con la participación en el proyecto ACTAF
del 5º Programa Marco de la Unión Europea.
Básicamente en el proyecto ACTAF las actividades
se focalizaron en la experimentación-modelización,
mientras que en el de la NEA-SORB se han focalizado
exclusivamente en la modelización.
Así para materiales representativos del programa de
ENRESA como son los granitos, las bentonitas y las
arcillas se han obtenido coeficientes de distribución
y otros parámetros de retención a través de un detallado
programa de experimentos (tabla 2), para:
137 Cs, 90 Sr, 60 Co, 152 Eu, 75 Se, 233 U, 99 Tc y 36 Cl.
Estos datos experimentales fueron complementados
con la información de parámetros de retención obtenidos
en los proyectos de análogos naturales de
OKLO, PALMOTTU y MINA FE.
A
Adsorción/Desorción
de coloides
sobre superficies
Generación
de coloides
BENTONITA
Coloides inorgánicos Coloides orgánicos Radionucleidos (RN)
B
Exclusión
iónica
Adsorción
Difusión
Adsorción/incorporación
de RN en coloides
Adsorción RN
sobre superficies
Adsorción
sobre coloides/
Filtración
RN
Inmovilización
en cavidades
Intercambio iónico
Exclusión
por tamaño
Difusión
Sustitución
isomórfica
Disolución/
Precipitación
Difusión
en poros
cerrados
Difusión
Advección
Filtración
GRANITO
1. Tecnología del residuo
Figura 2. A) Mecanismos de movilización y retención en medios fracturados. B) Medios arcillosos.
Los resultados de este programa experimental son
la base para el establecimiento de modelos mecanicistas.
Los resultados obtenidos para el caso de interacción
de radionucleidos Th, U(IV) y Pu(IV) con oxi-hidroxidos
de hierro (Magnetita y goetita) que representan
los productos de corrosión del contenedor y
con bentonita han permitido el soporte de modelos
de complejación superficial.
En este contexto se ha puesto de manifiesto que
para profundizar en este tipo de modelos es fundamental
conocer de forma muy precisa las características
de las superficies que intervienen en los procesos.
Para ello se ha colaborado con laboratorios
del CNRS de Grenoble, aplicando técnicas de espectrometría
de retro-difusión de Rutherford (RBS) y
de emisión de micro-partículas inducidas por rayos
X(PIXIE). La utilización de estas técnicas ha sido la
consecuencia de una exhaustiva revisión de las tecnologías
existentes para el análisis de superficies.
81

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
82
Tabla 2
Estudios de Migración de radionucleidos (1999-2003) .
Parámetro/Proceso
Constantes de complejación.
Coeficientes de selectividad.
Constantes de complejación.
Coeficientes de selectividad.
Carga superficial
Densidad de sitios de coordinación.
Constantes de complejación.
Coeficientes de selectividad.
Carga superficial
Densidad de sitios de coordinación.
Tipo
de Experimento
Sorción en función del: pH
Fuerza iónica
Concentración.
Sorción en función del: pH
Fuerza iónica
Concentración.
Sorción en función del: pH
Fuerza iónica
Concentración.
Condiciones
físico-químicas
Reductoras
Reductoras
Reductoras
y oxidantes
Factor de retardo Ensayo en columna fracturada Oxidantes
Factor de retardo Ensayo en columna fracturada Reductoras
Coeficientes de difusión
Porosidad accesible
Through-diffusion
In-diffusion
Oxidantes
Coeficientes de difusión RBS Oxidantes
Kd Batch Reductoras
Isotermas de sorción.
Irreversibilidad.
Constantes de complejación.
Coeficientes de selectividad.
Carga superficial
Densidad de sitios de coordinación.
Batch Reductoras
Sorción en función del: pH
Fuerza iónica
Concentración.
Reductoras
Elemento/
Radionucleido
Cesio
Selenio
Uranio
Plutonio
Selenio
Plutonio
Calcio
Estroncio
Uranio
Plutonio
HTO
Uranio
Calcio
Sodio
Cloro
Selenio
HTO
Uranio
Cloro
HTO
Uranio
Cloro
Azufre
Europio
Neodimio
Uranio
Cesio
Torio
Europio
Uranio
Tecnecio
Selenio
Cesio
Cesio
Uranio
Estroncio
Cesio
Uranio
Material Proyecto
BIOTITAS (Granito
Ratones, Estándar)
Bentonita homoiónica
(Na, Ca)
Goethita
Magnetita
FISQUIA
FISQUIA
ACTAF
Granito Ratones FISQUIA
Granito Grimsel CRR
Bentonita FEBEX FEBEX
Granito FISQUIA
Granito
Rellenos fisurales
Coloides bentonita
CRR
Coloides bentonita CRR
Bentonita FEBEX FEBEX

Los resultados experimentales son altamente interesantes,
pues ponen de manifiesto la diferente evolución
de los procesos de sorción en granitos con la
presencia o no de bentonita. Las superficies del granito
donde se produce la retención están asociadas
específicamente a zonas donde se ha producido retención
en matriz. En presencia de bentonita, la absorción
es aleatoria y se concentra en defectos cristalinos,
micro-fisuras y bordes de grano. También,
se está avanzando en la obtención de los coeficientes
de distribución efectivo y aparente en la bentonita
de referencia para las barreras de ingeniería y su
utilización en el PA.
Actividades Futuras
Dentro del Plan 2004-2008 se mantendrá esta línea
de investigación dada su clara conexión con el
PA y la necesidad de realizar, cada vez, ejercicios
con menos incertidumbres a partir de un mejor conocimiento
del comportamiento básico de los radionucleidos.
Los desarrollos científicos en este área incluirán la
participación en el desarrollo de datos termodinámicos
y sobre todo la obtención de los datos de sorción
a través de la continuación del programa experimental,
focalizado en la obtención de coeficientes
de selectividad y constantes de complejación para
los radionucleidos relevantes considerando la estructura
de la porosidad de la fase sólida tanto en granitos
como en arcillas así como el efecto del cambio
de escala. Otro aspecto fundamental será considerar
la reversibilidad e irreversibilidad de los mecanismos
de retención contrastados con los experimentos.
Como desarrollo tecnológico debe acometerse la
mejora de los modelos de complejación superficial
que hoy sólo se aplican en determinados experimentos.
Extender a un rango amplio de experimentos y
verficarlos, mediante predicciones de funcionamiento
en sistemas naturales es un objetivo prioritario.
1.2. Caracterización
y comportamiento
del combustile irradiado
Experiencia e Infraestructura alcanzada
Esta línea es clásica dentro de la I+D de ENRESA,
dado su carácter estratégico. Mientras haya que
gestionar combustibles irradiados será necesario
contar con un apoyo científico-tecnológico que per-
1. Tecnología del residuo
mita su caracterización y análisis de comportamiento.
A tal efecto se ha creado un grupo que viene
funcionando con buenos resultados desde hace
más de 10 años y que está constituido por: CIEMAT,
UPC-DIQ y ENVIROS SPAIN. En relación con las
instalaciones para realizar la experimentación con
combustible irradiado, todavía son muy deficitarias
en España pues, su elevado coste no se justifica por
su uso preferente y/o exclusivo en gestión de residuos
radiactivos. La alternativa ha sido la mejora
de algunos de los laboratorios de CIEMAT, para
poder trabajar bajo condiciones de irradiación y el
mantenimiento de la colaboración con Joint Research
Center, de Karksruhe (Instituto de Transuránidos-ITU)
que cuenta con las instalaciones necesarias
y a las que, en base a un acuerdo de colaboración
ENRESA-CIEMAT-UPC-DIQ, se envía personal
investigador a realizar experimentación. Las instalaciones
de STUDSVIK (Suecia) son alternativas y en
ellas se está colaborando en actividades de análisis
de comportamiento de combustibles de alto grado
de quemado en colaboración con ENUSA y el CSN.
El progreso en la línea de caracterización del combustible
ha ido permitiendo a los grupos de I+D,
identificar el estado químico de los radionucleidos
en el mismo (gases de fisión y productos volátiles;
precipitados metálicos, óxidos metálicos y actínidos
y productos de fisión disueltos en la matriz del combustible),
establecer los mecanismos de liberación
en la lixiviación del combustible (instantánea, límite
grano, disolución matriz) y en base a todo ello establecer
un mecanismo realista de alteración- disolución
de la matriz del combustible. A esto han contribuido
los resultados obtenidos en el análisis del
efecto de la radiación y en la liberación de radionucleidos,
debido a la generación radiolítica de
oxidantes (Figura 3).
Para el estudio del efecto de la radiación se han utilizado
pastillas de UO2 dopadas con 238 Pu y para analizar
el efecto de la radiación , la experimentación se
ha realizado en la instalación NAYADE de CIEMAT
con una fuente externa de radiación (de cobalto).
La continuación de los experimentos se ha focalizado
en el análisis del efecto de la presencia de oxihidróxidos
de hierro, procedentes de la alteración de la
cápsula, en la disolución/lixiviación del combustible.
La movilidad/precipitación de los radionucleidos liberados
ha sido otra de las líneas de investigación.
El programa actual se ha venido desarrollando en
estrecha colaboración con el ITU y participando en
el proyecto del 5PM, “SFS”. El equipo CIEMAT,
UPC-DIQ y Enviros Spain, han trabajado de forma
83

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
integrada y el equipo se ha reforzado con la puesta
en funcionamiento de la instalación de CIEMAT IR-30.
Desarrollo científico
Las investigaciones realizadas han sido:
84
a, b,g
Mejora de las tecnologías de caracterización
de los combustibles irradiados, con especial
énfasis en la distribución espacial y la influencia
de la oxidación y en la caracterización de
superficies activas del combustible. El efecto de
la radiación y en la disolución se ha ensayado
con el UO2. El efecto a largo plazo de la
radiación en la disolución se ha abordado
utilizando las pastillas de uranio dopado con
plutonio, validándose los modelos. Los estudios
directos con combustible gastado han
permitido establecer los puntos de disolución
de la matriz del combustible (Figura 4).
Procesos de disolución en presencia de oxihidróxidos
de hierro.
Mejora del conocimiento de las fases secundarias
generadas (solubilidad, cinética, movilidad,
estabilidad, etc.) utilizando un conjunto muy
sofisticado de técnicas analíticas.
Mejora de los modelos. Los modelos desarrollados
se basan en balances de masa, utilizan
información termodinámica y analítica del sistema
combustible-agua en función del tiempo.
Estos modelos abordan primero la generaciónrecombinación
de productos radiolíticos segui-
HO
2
Generación de oxidantes
(HO,O,…)
2 2 2
e -
Oxidación de la matriz del
combustible y otros RN
Interacción con ligandos acuosos
-
(H2O, HCO 3)
Separación
U(VI)(aq) + RN
“UO 3·2H2O(s)” + otros RN
dos de una modelo de oxidación-disoluciónliberación-precipitación
(Figura 5).
Desarrollos tecnológicos
En lo referente a desarrollos tecnológicos cabe citar
en esta línea:
Fabricación de pastillas UO 2 por el método
sol-gel, con emisores , para estudio de radioanálisis
.
Microscopia de la fuerza atómica para medir
velocidades de disolución/precipitación
Desarrollo de reactores en continuo para trabajo
en celdas calientes (Figura 6).
Demostración
No se han realizado hasta ahora actividades de demostración.
Actividades futuras
Radiolisis del agua
Disolución de la matriz y
liberación de los RN
Precipitación fases secundarias
Figura 3. Modelo de disolución-oxidación de la matriz del combustible gastado.
La información y conocimientos obtenidos en este
campo han sido fundamentales en los ejercicios de
PA realizados. Sin embargo, la evaluación de la seguridad
requiere conocimientos más precisos referentes
a las condiciones físico-químicas que existirán
en el entorno del combustible, con el transcurso
del tiempo, estrechamente relacionadas con los
modelos y mecanismos de liberación y a la movilidad
de los radionucleidos liberados.

Material de partida
Efecto de la radiación
sobre la disolución del UO
Características físico-químicas
del combustible. Cálculo de la
densidad de puntos de coordinación
Material Lixiviado
1. Tecnología del residuo
Figura 4. Efecto de la radiación en la disolución de la matriz del combustible. Puntos de disolución.
2
UO 2
UO 2+x
Oxidación
Precipitación
de fases secundarias
Generación
de oxidantes
Disolución
de la matriz
y liberación de RNs
Estudio de la precipitación de
fases secundarias en presencia de H O
2 2
Efecto del H2O2sobre la disolución del UO
2
Disolución del
combustible gastado
Figura 5. Modelos de oxidación-disolución del combustible.
85

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
La investigación en este campo debe continuar de forma
constante con un perfil, razonable, que permita:
Reducir incertidumbres sobre el comportamiento
a largo plazo del combustible a través de: datos,
experimentos de liberación, mejora de datos
físico-químicos, mejora de los modelos, experimentación
cada vez más realista.
Mantener capacidades y equipos científicos y
técnicos que van a ser necesarios en todo el
proceso de licenciamiento y operación del
combustible gastado.
El resultado de todo ello se resumen en la tabla 3
en la que se indican, los principales procesos y parámetros
asociados a la seguridad de este componente,
su grado de conocimiento, y en consecuencia,
su prioridad técnica.
En base a todo ello, las actividades del Plan 2004-
2008, se focalizará en:
86
Gas
Trampa oxígeno
Agua subterránea
Celda caliente
25 ± 1
Estudio de la liberación instantánea de radionucleidos
en presencia de H2. Redistribución de radionucleidos.
Efecto del grado de quemado (anillo y microestructura).
Daños en la matriz por autoirradiación y generación
de gases (H2, He)
Distribución y especiación de radionucleidos.
Coprecipitación. Formación fases secundarias.
Influencia de la superficie específica activa.
Mejora y verificación de los modelos.
Bomba
Sistema de agitación
Control
de pH-Eh
Portamuestras
lixiviados
Toma de datos
Figura 6. Dispositivo experimental para análisis de procesos en contínuo.
Para ello, ENRESA, UPC-DIQ, Enviros Spain y CIEMAT
participarán en el proyecto integrado del 6PM NF-
PRO. Este proyecto aborda el estudio y modelización
de los procesos acoplados en el campo próximo;
Sistema Combustible-Cápsula-Barrera de ingeniería-Barrera
Geológica alterada (EDZ).
Dentro del mismo, el componente 1 aborda los estudios
de combustible. Estas actividades se complementan
con actividades específicas en los laboratorios
de CIEMAT, UPC e ITU con el apoyo adicional
en modelización de Enviros Spain.
1.3. Almacenamiento temporal
A partir del año 2006 está previsto que ENRESA
acometa el desmantelamiento de la Central Nuclear
José Cabrera (Zorita) que a diferencia de la
recientemente desmantelada de Vandellós I contiene
la mayoría del combustible irradiado generado y
que ENRESA deberá gestionar. Así mismo en el 2010
retornan los materiales residuales del combustible
enviado a reprocesar por la Central Vandellós I y
de materiales fisionables recuperados en el reproceso
de parte del combustible de la Central Nuclear
de Santa María de Garoña.
En estos casos, se plantea la necesidad de contar
con una instalación de almacenamiento temporal.
(Figura 7)
En base a la experiencia de ENRESA en el diseño,
licenciamiento, construcción y puesta en operación

Tabla 3
Grado de conocimiento de procesos/parámetros y prioridades.
Combustible
Caracterización de propiedades iniciales
Grado de conocimiento/
prioridad
Inventario 4
Composición química 1
Propiedades físicas 1
Emisión de calor 4
Emisión de radiación 3
Distribución y especiación radionucleidos 3
Efecto grado de quemado 3
Procesos Químicos
Radiólisis del agua 2
Corrosión combustible 2
Disolución combustible 2
Especiación radionucleidos liberados, efectos
de ligandos externos
Liberación de gases 2
Producción de He, H 2, ….. 3
Evolución ambiente químico 3
Modelos de evolución
Efecto de Relleno Activo/Inactivo
Fijación de radionucleidos gases 4
Estabilización condiciones químicas 4
Retención física de radionculéidos 3
Control volumen agua 4
Funcionamiento a corto plazo (Contenedores Integros)
Evolución inventario 3
Evolución propiedades físicas 3
4
Combustible
1. Tecnología del residuo
Grado de conocimiento/
prioridad
Funcionamiento a corto plazo (Contenedores Integros)
Generación de gas 4
Redistribución de radionucleidos 3
Evolución de presión y temperatura 4
Transporte de radionucleidos liberados (Radionuclide movility)
Advección 3
Difusion 3
Sorción en material contenedor 3
Asociación a coloiedes 3
Asociación a gas 3
Precipitación 3
Estabilidad reversibilidad 3
Efecto del grado de quemado 3
Modelos de transporte/liberación 2
Funcionamiento a largo plazo (Cápsula degradada)
Condiciones físico-químicas
(Eh, pH, Pco 2 ….)
Presencia de iones procedentes de la
cápsula (Fe 2+ ,Fe 3+ )
Presencia de líquidos procedentes de la
barrera (partículas de bentonita, agua
intersticial, volumen y química)
Evolución del estado THM del combustible
Campo de presiones 4
Respuesta mecánica 4
Modelo THMC del combustible 4
1. Conocimiento suficiente (No es necesario más trabajo)
2. Trabajos en curso que deben continuar
3. Nuevas actividades que deberán acometerse a corto plazo
4. Actividades que deberán acometerse pero ahora no son prioritarias
3
3
3
87

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
de los contenedores de doble propósito, actualmente
en utilización en la C.N. de Trillo, se plantea
la necesidad de promover una línea de I+D aplicada
al almacenamiento temporal dentro del presente
plan y que se irá desarrollando de acuerdo con las
necesidades que éstas actividades demanden.
Las líneas de actividad que podrán acometerse serán:
Procesos de corrosión bajo condiciones de almacenamiento
temporal: Almacenamiento en
seco y en húmedo.
Liberación de Calor y monitorización de gases.
Integridad de la vaina del combustible.
Control de sistemas de fabricación.
Mejora de los sistemas de verificación.
Estas investigaciones permitirán conocer el comportamiento
del combustible irradiado en diferentes
conceptos de almacenamiento temporal para garantizar
la durabilidad de acuerdo con la vida operativa
prevista derivada de planificación de la gestión
definitiva.
1.4. Separación y transmutación
1.4.1. Introducción
A medidados de la década de los 90, los principios
de la separación y la transmutación, conocidos y
88
Bóvedas
(en diseño
preliminar)
Figura 7. Almacenamiento temporal centralizado de residuos
de alta actividad.
desarrollados desde los años 60, adquieren una
gran y desenfocada notoriedad en muchos estamentos
científicos y políticos, como la solución final
para la gestión de los residuos radiactivos de alta
actividad. Como consecuencia, se produce un auge
en la I+D orientada a la consecución de un prototipo
industrial que demuestre la viabilidad constructiva,
operativa y de seguridad y que permita disponer
de datos más realistas de su posible coste.
Después de varios años de I+D, las actividades se
han ido concentrando en los puntos clave de esta
tecnología y sus bases científicas enfocándose hacia
planteamientos realistas, en línea con la realidad técnica,
social y política de la energía nuclear.
En el momento actual, es opinión generalizada y
cualificada que la Separación-Transmutación no es
una opción de gestión final de los residuos radiactivos,
sino una tecnología que pudiera llegar a ser
complementaria a las soluciones finales, si se alcanzasen
resultados industriales viables y económicos
aceptables que podría reducir la radiotoxicidad
de los residuos radiactivos. Eso significaría:
Reducción del tamaño del AGP y potencialmiente
su término fuente.
Gestionar de forma independiente los radionucleidos
emisores de calor a corto plazo (Sr y Cs).
Disminución de la complejidad en la demostración
de la seguridad a largo plazo de un repositorio.
Los tiempos para los que habría que
demostrar la seguridad serían más cortos pero
la complejidad química del residuo sería mucho
mayor.
Las dificultades de esta tecnología provienen de:
La separación avanzada que la transmutación
necesita requiere una línea nueva de extracción
de actínidos y fabricación de combustibles
nucleares. Esto significaría un cambio de dirección
en la industria del reproceso.
La complejidad de la transmutación es enorme,
con dificultades técnicas no carentes de
riesgos radiactivos para operarios y con posibles
riesgos de proliferación.
Los recursos económicos que son necesarios
para alcanzar prototipos industriales, son muy
altos y sólo podrían compensarse si finalmente
se alcanzase el éxito y la transmutación fuera
una nueva forma de generación de energía.
ENRESA en cumplimiento de lo establecido en el 5º
Plan General de Residuos Radiactivos, ha incluido

en la I+D las líneas de Separación y Transmutación
con el objeto de seguir los principales desarrollos
que se vayan produciendo a nivel internacional y
poder disponer de un grupo investigador con experiencia
en estas técnicas y con criterio suficiente
para analizar en todo momento el impacto que estas
tecnologías tendrán en la gestión final del combustible
irradiado.
1.4.2. Separación de actínidos
y productos de fisión de vida larga
Dentro de este campo se han reorientado algunas
de las actividades que viene desarrollando el
CIEMAT, para poder contar con un grupo de tamaño
reducido, con experiencia y que pudiera colaborar
en proyectos internacionales en este campo. Las
actividades de Ciemat se han complementado con
apoyos de la Universidad Autónoma de Madrid y la
Universidad de Valladolid.
Experiencia e infraestructura alcanzada
Las actividades se han focalizado en la separación
hidro y pirometalúrgica de los actínidos y productos
de fisión de vida larga.
La separación hidrometalúrgica aplica técnicas de
extracción líquido-líquido con disolventes orgánicos,
mientras que en la separación piro-metalúrgica los
elementos combustibles se disuelven en sales fundidas
y se separan los elementos de interés por electro
refinado.
Disolvente
TBP 30%
n-Dodecano
Refinado
Alimentación Lavado
U-Pu
HNO 3M
3
HNO 3M
3
Producto Pu
HNO30.2 M
+ Reductor
ENRESA y CIEMAT a través del grupo de Investigación
establecido han participado en los proyectos
del 5º PM, CALIXPART, PYROREP y PARTNEW.
Desarrollo científico
Separación hidrometalúrgica: Se ha participado en
los proyectos PARTNEW y CALIXPART. En el proyecto
PARTNEW, CIEMAT ha trabajo en el desarrollo
de extractantes del tipo dimalonamida aplicables al
proceso DIAMEX. Alguno de los extractantes sintetizados
(se han seleccionado entre más de 28) han
conducido a buenos resultados para la extracción
de actínidos (Figuras 8y9).
En el proyecto CALIXPART, los extractantes estudiados
son del grupo de los calixarenos.
Separación pirometalúrgica: Dentro del proyecto
PYROREP se han obtenido datos termodinámicos y
cinéticos del proceso de separación de tierras raras
y actínidos en medio cloruro fundido, verificándose
la posibilidad de solubilizar directamente el UO2
(carbocloración). Se ha puesto de manifiesto la viabilidad
de la separación efectiva del uranio y de los
actínidos, comprobándose que la utilización de cátodos
de Aluminio sólido es más efectiva en la separación
que la de cátodos líquidos de cadmio o
bismuto. (Figura 10)
Desarrollo tecnológico y demostración
No se ha acometido.
Reextracción de Pu
Producto U
HNO 0.01 M
3
Co-descontaminación Reextracción de Pu Reextracción de U
Reextracción de U
Disolvente usado
1. Tecnología del residuo
Figura 8. Diagrama simplificado del proceso PUREX.
89

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
90
Unión de dos malonamidas
a una plataforma aromática sencilla
B u
N X
H
R '
R
N
H
X
t B u t B u
t t
B u B u
O O O O O O
M e Me Me Me Me Me
t B u
t B u t B u
t t
B u B u
Plataforma
Metal
Plataforma
Metal
Malonamidas ancladas a plataformas de Calix[6]arenos
En la parte
superior:
En la parte
inferior:
X
X
B u
N
H
R '
B u
N
H
R '
X
X
R
N
H
R
N
H
t t
B u B u
N H
B u
N
X
X
H
B u
N
R '
X
R
X
N
H
t
B u
H
R '
R
t B u
O O O O O O
Me Me Me Me
H
N
R
N
R ' X
H
N X
B u
H
X
X N
B u
H
R
R '
X=O/S
t B u
O O O O O O
Me Me Me Me Me Me
t B u t B u
t t
B u B u
t B u
O O O O O O
Me Me Me
H
N
R
R ' X
H
N X
B u
N H
X
X N
B u
H
N R
R '
H
X
X N
B u
H
R
R '
Estudio sistemático de plataformas adecuadas
Ángulo/Distancia
Flexibilidad
Número de grupos quelantes
H
N
N
Me
R '
Me
R R
S
S
N H
N H
N H N H
Separación de Actínidos y Lantánidos
Ejemplo
Uso de átomos blandos: S
H S S
M e
P
Me
M e
Me Me Me
Me
Me
Actinides / Lanthanides = 2500 / 1
Evaluación de Tiomalonamidas
CIANEX IA X 301
H
N N H
O O
N O O N
B u
B u
H
H
R
R
R '
R '
H
N N H
S S
N S S N
B u
B u
H
H
H
N N
R
R
R '
R '
H
O O
N O O N
B u
B u
H
H
R
R
R '
R '
H
N N H
S S
N S S N
B u
B u
H
H
H
N N
R
R
R '
R '
H
O O
N O O N
B u
B u
H
H
R
R
R '
R '
H
N N H
S S
N S S N
B u
B u
H
H
Malonamidas vs. Tiomalonamidas
Ejemplo
vs.
R
R
R '
R '
Figura 9. Estructuras de algunas de las malonamidas sintetizadas para extracción de elementos actínidos.
Figura 10. Esquema experimental para el estudio cinético de la separación pirometalúrgica.

Actividades futuras
Dentro del Plan de I+D 2004-2008, se participará
en el proyecto del 6º PM EUROPART, en actividades
relacionadas con:
Desarrollo de nuevos extractantes para separar
Am(III) y Eu (III).
Estudio de Calixarenos para extración An/Lu
Estudio de cosanos para la separación del Cs
Estudios termodinámicos y cinéticos aplicables
a la separación piro-metalúrgica.
Estudio de los residuos generados en la separación
piro-metalúrgica.
La separación avanzada abordada industrialmente
solo tendrá sentido en países con grandes programas
nucleares y capacidades de reproceso convencional.
Es por ello que en el caso español, el
grupo de I+D en separación debe tener un tamaño
reducido.
1.4.3. Transmutación
ENRESA ha promovido en su programa de I+D la
creación, en CIEMAT, de un grupo estable de investigación
que pueda participar en los principales
proyectos europeos, que adquiera los conocimientos
y tecnologías necesarias para poder asesorar a
ENRESA sobre el desarrollo de estas tecnologías y
su incidencia en la gestión de los residuos radiactivos
y que articule la participación de otros equipos
de investigadores españoles en este campo.
Experiencia e infraestructura
El grupo creado ha tenido una intensa participación
en el 5º PM, en los proyecto PDS-XADS, MUSE y
N-TOF, así como en la red temática ADOPT, participando
actualmente en los programas de Separación
y Transmutación de la OCDE-AEN y OFL-OIEA.
Es un grupo reducido pero de gran actividad y consolidado
que cubre y cumple los requisitos y objetivos
establecidos en el momento de su creación.
Desarrollo científico
Los estudios de la NEA/OCDE y OIEA en los que
ha participado el CIEMAT han evaluado los ciclos
avanzados del combustible con separación y transmutación.
Las conclusiones se han convertido en las
referencias principales en este campo.
PDS-XADS tiene por objetivo el diseño pre-industrial
de un demostrador de ADS, orientado a la transmu-
1. Tecnología del residuo
tación. Tres conceptos de reactor basados en
refrigeración por Pb/Bi o por gas son la base del
proyecto. Este cubre el diseño del núcleo, del circuito
primario de refrigeración, del acelerador, de la
fuente de espalación, de los elementos de combustible
generales y de elementos específicos para
transmutación de actínidos minoritarios así como
una revisión de los principios de seguridad y licenciamiento
de este tipo de instalaciones nucleares.
Los resultados ponen de manifiesto la viabilidad
científica y técnica de estos conceptos, a la vez que
las imperiosas necesidades de desarrollos de nuevos
materiales, nuevos combustibles, mejoras en los
datos nucleares y necesidades de nuevas técnicas
de control de la reactividad, entre otras.
El experimento MUSE esta proporcionando parte de
las respuestas necesarias para el control de la reactividad.
En este experimento se estudia experimentalmente
la cinética de un ADS activado por un generador
de D-T de alta intensidad y pulsos cortos
(

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
eliminación de residuos de alta actividad y el impacto
de estas tecnologías en los repositorios definitivos
de residuos de alta actividad. EUROTRANS
será un gran proyecto integrado para el diseño preindustrial
de un transmutador realista, la adquisición
de los datos científicos precisos y el desarrollo
92
Genepi MASURCA-MUSE
Segmento del tubo
del haz de neutrones de N-TOF
N-TOF@CERN (CH)
Figura 11. Instalaciones experimentales para I+D en transmutación.
de las tecnologías necesarias. Este proyecto está
fueradelosobjetivosdeENRESA,peropuedeser
de interés para los sectores de generación eléctrica
del país. En la figura 11 se visualizan las instalaciones
experimentales para algunos de estos
proyectos.

2. Almacenamiento definitivo
2. Almacenamiento
definitivo

2. Almacenamiento definitivo

2.1. Introducción y condiciones
de contorno
El área de almacenamiento definitivo aborda las
necesidades de I+D relacionadas con el almacenamiento
geológico profundo (AGP) como opción de
gestión final de los residuos de alta actividad. (Figura
12)
De acuerdo con el concepto multibarrera sobre el
que se asienta esta opción, las actividades de I+D
se han clasificado de acuerdo con los subsistemas
de dicho concepto.
Forma química del residuo.
Barreras de Ingeniería
Barrera Geológica
Biosfera (como receptor final del impacto)
En el nuevo plan se ha incluido un área adicional,
que afecta a todos: los análogos naturales y la mejora
y actualización de la infraestructura analítica de
apoyo a la I+D.
La I+D asociada al AGP ha sufrido un progreso
muy notable desde el comienzo de las actividades
en 1986. Son muchas las capacidades, conocimientos,
bases de datos, equipos analíticos, modelos
numéricos, etc., puestos a punto y verificados en
estos casi 20 años.
Aunque se sabe con bastante precisión qué habría
que medir, cómo, cuándo, etc., para seleccionar y
caracterizar un emplazamiento, diseñar un repositorio
y demostrar su seguridad, todos estos conocimientos
y tecnologías son de tipo genérico, nunca
se han aplicado en España con tal fin, sobre un
emplazamiento específico y asociados a un programa
de gestión final.
La I+D para el periodo 2004-2008, debe mantener
esas capacidades, pese a su carácter genérico,
y optimizarlas donde sea necesario, reducir las incertidumbres,
de acuerdo con los resultados de
ENRESA 2000 Granito y ENRESA 2003 Arcilla, y
desarrollar y verificar aquellas tecnologías que todavía
son una carencia dentro del programa.
El paso de la aplicación de estas tecnologías y conocimientos
de lo genérico a lo específico requiere
que se establezca el programa secuencial español,
de gestión final del combustible. Entre tanto, la I+D
debe ser la fuente del conocimiento, soporte y justificación
de la opción de AGP.
INSTALACIONES DE SUPERFICIE
Planta de encapsulado
Detalle del
almacenamiento
1- Cápsula de
almacenamiento
2- Tubo guía
Pozos
3- Bentonita
4- Roca alojante
Áreas centrales
Galerías de
almacenamiento
INSTALACIONES SUBTERRÁNEAS
Barreras de ingeniería
Biosfera
Elemento combustible
2
UO , Vidrios
Cápsula
Metales
Barrera de ingeniería
Bentonita
Material geológico
Material biológico
2. Almacenamiento definitivo
Escombrera
Barrera geológica Barreras de ingeniería
Figura 12. Concepto AGP: esquema del repositorio: componentes
y sistema de barreras.
95

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
2.1.1 Condiciones de contorno de la
I+D en almacenamiento definitivo
Un aspecto fundamental que controla y condiciona
las necesidades de conocimientos y tecnologías en
las barreras de ingeniería y barrera geológica, es la
incidencia en su comportamiento y funcionamiento
de las distintas etapas por las que va a pasar el repositorio.
Para cada una de estas etapas, es necesario
caracterizar, cuantificar y predecir su funcionamiento
y evolución, siendo la I+D la principal
herramienta.
Habrá que tener en cuenta:
Las características originales de los componentes.
Su estado inicial sin ningún tipo de influencia
El impacto que la construcción del repositorio
dará lugar en la barrera geológica.
El impacto de la fase operacional y post-clausura.
El estado transitorio hasta que se reajusten
el estado hidráulico, mecánico y geoquímico
en la barrera geológica, y en las barreras
de ingeniería.
El transitorio a largo plazo, manteniéndose la
integridad de las barreras.
El funcionamiento a largo plazo con las barreras
degradadas, el calor disipado y el equilibrio
mecánico-hidráulico y geoquímico establecido.
Sobre estas premisas la I+D debe caracterizar los
componentes en su estado inicial y predecir los
efectos de la evolución del repositorio en los componentes
mediante:
a. Ensayos desde superficie.
b. Ensayos a pequeña escala en laboratorios
subterráneos y convencionales.
c. Ensayos a gran escala en laboratorios subterráneos.
d. Estudio de sistemas naturales altamente evolucionados.
e. Verificación y aplicación de modelos numéricos
a los distintos tipos de ensayos.
2.2. Barreras de ingeniería
En este grupo se incluyen:
96
Cápsulas metálicas
Barreras de arcilla y sistemas de sellado de pozos
y galerías
Ingeniería del repositorio, compatibilidad de
componentes y generación de gas.
A continuación se describen los requisitos funcionales
de cada uno de ellos así como el nivel de desarrollo
alcanzado.
2.2.1. Materiales metálicos para cápsulas
ENRESA ha venido desarrollando actividades en
este campo desde el 2º Plan de I+D, alcanzándose
una buena experiencia, debido a que en el país
han existido organizaciones de investigación de este
campo de una larga tradición (INASMET, CENIM,
CIEMAT, etc.)
Requisitos funcionales y papel principal
Las cápsulas metálicas son un componente básico
dentro del concepto multibarrera de un repositorio,
tanto durante su fase operacional como a largo
plazo.
Durante la fase operacional las cápsulas metálicas
deben:
Confinar herméticamente los residuos
Proteger estructuralmente al combustible frente
a las tensiones operacionales o accidentales
durante la operación.
Proporcionar blindaje biológico que permita
una adecuada manipulación.
Dar garantía de subcriticidad
Disipar calor.
Recuperar los residuos.
Durante el largo plazo el papel de la cápsula será:
Conferir resistencia estructural frente a movimientos
del terreno.
Retardar al máximo la llegada de agua al
combustible.
Disipar el calor adecuadamente.
Retardar los radionucleidos por reacción con
los productos de degradación.
Experiencia e infraestructura alcanzada
En planes de I+D previos se han realizado extensos
estudios sobre los procesos de corrosión de materiales
metálicos, aleaciones y uniones soldadas, aceros

inoxidables, al carbono, cobre, aleaciones de cobre,
titanio, etc. En base a los resultados ENRESA ha seleccionado,
para su diseño de referencia, el acero
al carbono, dado que, asegurando un periodo largo
de estanqueidad de más de 1000 años, su corrosión
es predecible y los productos secundarios
que se generan podrían constituir una nueva barrera
de tipo físico-químico. (Figura 13)
Todas estas actividades han sido ejecutados por
INASMET, organización de investigación de gran
experiencia y solvencia en el campo del comportamiento
y tratamiento de los materiales metálicos.
El estudio de materiales metálicos para cápsulas es
una actividad científica con incidencia en muchos
campos de la industria, tanto nuclear como convencional,
existiendo una infraestructura propia adecuada
para soportar la gestión de residuos.
EFECTOS
MECÁNICOS
EFECTOS
TÉRMICOS Y
RADIOLÓGICOS
EFECTOS
QUIMÍCOS
CORROSIÓN
GENERALIZADA
PROCESOS QUE ACTÚAN SOBRE LA CAPSULA
Tensiones
residuales
de manufactura
fuerzas externas
fuerzas internas
calor, desintegración radiactiva, radiación
(alfa, beta, gamma y neutrónica
corrosión
CORROSIÓN
INTERGRANULAR
Desarrollo Científico
2. Almacenamiento definitivo
Se han analizado los procesos de corrosión para
condiciones de almacenamiento en granitos y en
arcillas (en sales se realizó anteriormente).
Materiales: los materiales ensayados han sido diversos
aceros al carbono (TSTE355,
TSEE460, 15MnNi63) acero inoxidable
AlSI, 316L, aleaciones de base
cobre (Cu-oE, Cu30-N), niquel
(NH-276, HC-22) y Titanio (T-Gr2,
Gr-7 y Gr-12).
Mecanismos: Corrosión generaliza corrosión por
solapamento, picadura, corrosión
bajo tensión y corrosión electroquímica.
Condiciones: Gradientes de T, Cl - y efecto de
bacterias.
hinchamiento
de la bentonita, presión
hidrostática, hinchamiento
de prod. de corrosión
presión de helio
CORROSIÓN
POR PICADURA
La corrosión es la principal causa de fallo de la cápsula
CORROSIÓN
BAJO TENSIÓN
PROPIEDADES
EXIGIBLES
Resistencia
mecánica
Pesistencia
térmica
y a la radiación
Resistencia
alacorrosión
Figura 13. Procesos asociados al comportamiento de cápsulas metálicas.
97

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
Los resultados confirman la idoneidad del acero al
carbono como material denominado consumible.
De los materiales resistentes a la corrosión la aleación
de titanio Gr-8 es la que mejor comportamiento
ha demostrado. (Figura 14)
Así, tanto el acero al carbono, acero inoxidable y
aleaciones de titanio, son adecuados para el almacenamiento
en granitos. Los resultados de arcilla
están en fase de análisis.
Referente a las soldaduras para sellado de los contenedores
el haz de electrones ha dado el mejor resultado
en cuanto a resistencia a la corrosión.
Los procesos más relevantes del comportamiento a
largo plazo de las cápsulas dentro de los análisis de
la seguridad, así como el grado de conocimiento
alcanzado se indica en la tabla 4.
Desarrollo tecnológico
Están disponibles en forma estandarizada equipos
de laboratorio y tecnologías para el estudio
de los principales procesos de corrosión.
Metodologías de análisis para estudios de corrosión
considerando el sistema bentonitaacero
al carbono
Metodologías de comparación de estudios de
corrosión en laboratorio y en análogos naturales.
No se han acometido ensayos de demostración,
que es el siguiente paso en este campo.
98
MATERIALES METALICOS
Estables Cobre
Consumibles
Resistentes
alacorrosión
MATERIALES
NO METALICOS
Acero
al carbono
Titanio
ELECCION DEL MATERIAL
Actividades futuras 2004-2008
De acuerdo con lo anterior, el Plan de I+D 2004-
2008 plantea para este área las siguientes actividades:
Profundizar en los procesos de corrosión, con
especial énfasis en soldaduras, en condiciones
lo más realistas posible (presencia de bentonita
saturada).
Análisis de los procesos de corrosión en prototipos
y soldaduras de carácter cuasi industrial.
Caracterización y evolución de los productos
generados (Fe, O2,eH2) y su incidencia en las
condiciones físicas, químicas, hidrodinámicas y
mecánicas del sistema bentonita-cápsula-combustible.
Mejora de la longevidad utilizando, recubrimientos
metálicos, plásticos, cerámicas, etc….
Modelización de la evolución de las condiciones
THM.
Verificar los resultados de corrosión a largo
plazo con los obtenidos en los estudios de
análogos arqueológicos.
Materiales de relleno de las cápsulas, activos
frente a la migración de radionucleidos gaseosos
y radionucleidos poco retenibles.
Las actividades de demostración están pendientes
todavía si bien, dado su elevado coste sólo podrán
acometerse cuando se disponga de programas de
gestión bien definidas. El almacenamiento temporal
podrá suponer el inicio.
- inmune a la corrosión en ambiente reductor
- poca estabilidad mecánica
- facil mecanización y conformado
- corta vida de servicio
- generación y posible acumulación de gas
- resistente a la corrosión en casi todos los ambientes
- facil mecanización, conformado y soldadura
- sensible a corrosión localizada y a la fragilización por H 2
- buena resistencia a la corrosión
- fabricación dificil en grandes cantidades
Figura 14. Clasificación de los materiales para cápsulas en función de su comportamiento frente a la corrosión.

Tabla 4
Procesos, parámetros y grado de conocimiento asociados
al comportamiento de cápsulas.
Cápsulas
Caracterización propiedades iniciales
2.2.2. Barreras de arcilla
Grado de conocimiento/
prioridad
Selección tipo de material/cápsula 1/4
Fabricación/Control de calidad 4
Características mecánicas 1
Características químicas 1
Características físicas (térmicas) 1
Características nucleares (blindaje) 1
Comportamiento a largo plazo
Procesos de corrosión (tipos, tasas, ….) 3
Propiedades físico-mecánicas según avanza
la corrosión. Propiedades finales, soldaduras
Modificaciones de volumen 3
Modificación del estado tensional 4
Generación de gas: Tasas de producción
y disipación …
Características físicas y químicas
de productos de corrosión
Tanto las barreras de arcilla (bentonita) compactada,
como los materiales de relleno y sellado de pozos
y galerías, son una pieza clave del repositorio,
en cuyo estudio ENRESA ha realizado un esfuerzo
muy importante en Planes de I+D anteriores.
Los requisitos del diseño del repositorio para estos
componentes son los que se indican en las tablas (5
y 6).
Las actividades de I+D en este campo se remontan
a finales de los años 80, donde en colaboración
con CEA (Francia), ENRESA y CIEMAT, comenzaron
el desarrollo tecnológico de barreras de bentonita
compactada y su verificación en la instalación subterránea
de Fanay Augeres (Francia).
En paralelo con estas actividades se realizó para la
Península Ibérica una prospección de materiales
4
3
3
Cápsulas
Comportamiento a largo plazo
Propiedades de retención/movilidad
de productos de corrosión
2. Almacenamiento definitivo
Grado de conocimiento/
prioridad
Condiciones de flujo a través de cápsulas degradadas 4
Interacción productos corrosión–combustible 3
Interacción productos de corrosión bentonita 3
Evolución del estado THM 4
Longevidad propiedades retención
de productos de corrosión
Modelos de corrosión 3
Mejora de la longevidad 4
Recubrimientos metálicos (Cu) 4
Recubrimientos sintéticos (Teflon, …) 4
Monitorización longevidad cápsulas 4
Mejora de producción de gas 4
Variación de volúmenes/presión 3
bentoníticos utilizables para la barrera de ingeniería.
Los resultados fueron la selección de la bentonita
calco-magnesica de la Serrata de Níjar (Almería) y
lassaponitasdelazonadelaSagra(Toledo).Finalmente
y en base a un análisis comparativo de las
propiedades de mecanización de ambos materiales,
(fabricación de bloques por presión unixial) se seleccionaron
las bentonitas de Almería, que ha sido la
base del proyecto FEBEX. Los grandes avances y experiencia,
en todos los ámbitos de las barreras de
ingeniería, logrados con el proyecto FEBEX, ha posibilitado
el diseño y construcción de los experimentos
HE y VE en el laboratorio subterráneo de Mt.
Terri, y una estrecha participación en otros proyectos
del laboratorio subterráneo de Äspö como Prototype
y Backfilling and Plug & Test y TBT.
Asociado a estos proyectos se ha creado un potente
grupo multidisciplinar de investigadores que asegu-
3
4
99

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
ran la disponibilidad de capacidades en el campo
del diseño, caracterización y modelización del comportamiento
THMC de las barreras de arcilla compactada.(Termo-Hidro-mecánico
y químico).
Dicho grupo está compuesto por:
CIEMAT: Fabricación, instrumentación, caracterización
de propiedades y
parámetros fundamentales de
la arcilla, diseño de barreras y
construcción y operación de
ensayos en maqueta, geoquímica
de la barrera, etc.
100
UPC-DIT(CIMNE): Experimentación en laboratorios
y modelización del comportamiento
THM de las barreras de
ingeniería. Desarrollo de códigos
numéricos avanzados (Serie
CODE BRIGHT).
AITEMIN: Experimentación in situ, montaje
de la barrera, selección y colocación
de sensores, monitorización
de experimentos y análisis
y gestión de los datos. Desmantelamiento
de experimentos
(FEBEX, HE).
Tabla 5
Requisitos funcionales: Materiales de sellado (Barrera de bentonita).
Proteger el contenedor frente a deformaciones del terreno
Minimizar y retener el volumen y flujo de agua que puede alcanzar a las cápsulas
Asegurar un campo estable en la composición química del agua que alcance al contenedor
UDC: Modelización de procesos hidrogeoquímicos
en la arcilla.
Desarrollo numérico de la serie
CORE. Geoquímica de arcillas
y procesos de transporte de radionucleidos
en arcillas.
CSIC-Zaidin: Físico-química de la arcilla. Estudios
de longevidad química de
la barrera de bentonita bajo
distintos ambientes físico-químicos.
Mecanismos de alteración
y factores de estabilización/degradación.
UPM-ETSIMM: Modelización hidromecánica,
análisis de la respuesta de sensores,
interacción de la bentonita
con la roca, apoyo numérico.
UPC-DIT: Hidrogeología del entorno granítico
de la barrera de arcilla.
Respuesta hidráulica de la roca
frente al comportamiento THM
de la bentonita, caracterización
hidrogeológica de las galerías
de almacenamiento (ensayo).
Retrasar la llegada de los radionucleidos, que hipotéticamente se liberan del sistema combustible-cápsula, a la geosfera
Disipar el calor y los gases producidos en el sistema combustible-cápsula
Tabla 6
Requisitos funcionales de los materiales de relleno.
Minimizar el volumen de huecos en las cavidades del repositorio
Garantizar la densidad y grado de complicidad necesario para la estabilidad a largo plazo de las zonas abiertas
Asegurar la máxima compatibilidad química entre los componentes del repositorio y el medio subterráneo.
Garantizar una buena capacidad portante
Maximizar estabilidad a largo plazo

La principal conclusión de los trabajos realizados
hasta el momento con FEBEX como principal aglutinante
(Figura 15) y generador de conocimientos y
experiencia es la complejidad del comportamiento
de este tipo de materiales y en consecuencia la dificultad
de su estudio, aunque las leyes y ecuaciones
constitutivas básicas de dicho comportamiento estén
bastantes avanzadas, y su funcionamiento bajo distintas
condiciones experimentales modelizado. La producción
científico tecnológica en este área está siendo
muy elevada, tanto en lo referente a los aspectos
químicos y geoquímicos, como termo-hidro-mecánicos,
de instrumentación, modelización,… etc.
En el área de las barreras de ingeniería, ENRESA y
las organizaciones colaboradoras citadas están entre
los líderes mundiales.
Desarrollo científico
AtravésdelossucesivosplanesdeI+Dsehalogrado:
Calentador nº 2
Zona de ensayo
Barrera de bentonita
Tubo guía
Calentador nº 1
Tapón de hormigón
2,99 m 4,54 m 1m 4,54 m
4,33 m
17,40 m
MEDIDA ENTRADA
DE AGUA
11 bar
INYECCIÓN AGUA GRANÍTICA
40 cm
REFRIGERACIÓN
7cm
0,90 m 2,28 m
Calentador
2,70 m
Sensores HR y Tª
ADQUISICIÓN DATOS PC
CONTROL TEMPERATURA
Bentonita Hidratación
Refrigeración Teflón Acero
Zona de servicio
Sistema de control y adquisición de datos
50,27 m
2. Almacenamiento definitivo
Caracterización detallada de las propiedades
químicas, hidráulicas y mecánicas de bentonitas,
en su estado natural y compactado. (Figura
16)
Caracterización inicial y evolución de las propiedades
químicas, hidráulicas y mecánicas bajo el
efecto de la temperatura ya medida que avanza
con la saturación. (Figura 17)
Caracterización y evolución del proceso de hidratación/saturación
de la bentonita y la variación
asociada de propiedades hidro-mecánicas.
Elaboración de modelos conceptuales de funcionamiento
de la bentonita bajo las distintas
condiciones que existirían en las fases por las
que atravesara un repositorio. (Figura 18)
Inicio de los estudios acoplados de los fenómenos
de transporte-retención en bentonitas
en condiciones de saturación. (Figura 19)
Equipos de regulación de potencia
Túnel principal de acceso
Figura 15. Esquema inicial del proyecto FEBEX.
Figura 16. Esquema y equipos experimentales para caracterizar los materiales bentoníticos.
101

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
Evolución a largo plazo de propiedades como
la respuesta frente al calor y la salinidad mediante
análogos naturales.
En la tabla 7 se indica el estado de conocimiento
para los principales procesos y parámetros asociados
a estos componentes.
Desarrollo Tecnológico
Como desarrollo tecnológico se han puesto a punto:
102
ENSAYO EN MAQUETA
Metodologías de caracterización del funcionamiento
(propiedades THM en condiciones de saturación
variable y gradientes de temperatura).
Desarrollos numéricos de la serie Code-Bright
explicativos del funcionamiento THM de los
materiales plásticos. Estos códigos son los más
avanzados a nivel mundial en este campo.
Manufactura de bloques y pellets de bentonita
a las densidades de diseño establecidos.
Procesos observados en la maqueta:
Flujo de vapor a través de material no saturado.
Comportamiento THM homogéneo del sistema.
Correlación entre los valores de humedad relativa
y de presión de fluido.
Existe una redistribución de agua en fase vapor
en la bentonita.
Resultados:
Se han observado diferencias de comportamiento THM
entre zonas de la barrera denominadas “frías” y
“calientes”, que parecen indicar implicaciones de orden
mayor de los aspectos térmicos en los procesos
de transporte.
Se ha establecido que el proceso de hidratación y su
dinámica no es tan homogéneo y simétrico como se
esperaba. También, se ha demostrado que los componentes
del sistema de hidratación no generan modificaciones
en las medidas atribuidas a la barrera de bentonita.
La conexión entre la dinámica de la hidratación y el
campo térmico podría explicarse mediante el efecto térmico,
tanto de la temperatura como de su gradiente, sobre
la transferencia de agua entre la micro y la macroestructura.
Figura 17. Proyecto FEBEX. Ensayo en maqueta 1:1 bajo condiciones controladas y hasta alcanzar la cuasi saturación.
Monitorización de parámetros THM: verificaciones
de condiciones de trabajo de sensores muy
variados (humedad, deformación, temperatura,
etc.) y desarrollo de sensores geoquímicos específicos.
Desarrollo de métodos de caracterización de
propiedades geoquímicas y THM de materiales
de barrera.
Desarrollo de métodos de extracción de agua
y medida en confinamiento de parámetros químicos.
Demostración
Las actividades de demostración se han concentrado
en:
Colocación de la barrera de ingeniería, utilizando
bloques de arcilla compactada y una
combinación de bloques y pellets.
Demostración de la evolución de propiedades
THM mediante ensayos a escala real.

Recuperabilidad de contenedores y desmantelamiento
de la barrera de arcilla. (Figura 20)
Disponibilidad de una de las bases de datos
más completas, de datos THM de una barrera
de arcilla compactada.
Actividades Futuras
2. Almacenamiento definitivo
Partiendo del elevado nivel tecnológico alcanzado
y contando con los experimentos FEBEX in situ y
maqueta en funcionamiento, y los datos procedentes
del desmantelamiento de los proyectos HE y VE
Figura 18. Modelo físico del funcionamiento del proceso de saturación e hinchamiento de la bentonita.
Se analiza el efecto de los parámetros más importantes para la
sorción (pH, fuerza ionica y concentración de radionucleido) en
arcillas homoionicas:
EXPERIMENTOS DE SORCIÓN EN ATMÓSFERA CONTROLADA
CURVAS DE SORCIÓN
desde pH 3 hasta 10
a distintas fuerzas iónicas
MICROSCOPÍA ELECTRÓNICA
DE ALTA RESOLUCIÓN
TÉCNICAS
ESPECTROSCÓPICAS
EXPERIMENTOS COMPLEMENTARIOS
ISOTERMAS
-9 -3
[RN] desde 1·10 hasta 1·10 M a
distintas fuerzas iónicas y pH.
Información estructural
Información sobre estado
de oxidación y entorno químico
de los RN en el sólido
Se construyen modelos de sorción que reproduzcan los datos en el
más amplio rango de condiciones y se puedan aplicar
al sistema “complejo”.
Figura 19. Modelo conceptual y matemático del acoplamiento de procesos de hinchamiento y retención.
K SEL,KC
103

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
Tabla 7
Procesos relevantes y su estado de conocimiento en barreras de arcilla.
104
Barreras de arcilla y
materiales de relleno y sellado
Selección, fabricación y características
Caracterización mineralógica, física y química.
Parámetros de diseño.
Grado de concimiento/
prioridad
Sistemas de fabricación: bloques, granulados, otros 1
Colocación: sistemas y propiedades
una vez colocado
Comportamiento durante la fase de saturación
Comportamiento hidráulico 2
Comportamiento mecánico 2
Comportamiento térmico 1
Comportamiento acoplado termo-hidromecánico 2
Procesos químicos durante la hidratación:
movimiento de solutos, disolución y precipitación
Evolución de la fábrica de la arcilla 3
Reversibilidad/irreversibilidad de procesos 3
Comportamiento THMC una vez hidratado 2
1
2
3
Barreras de arcilla y
materiales de relleno y sellado
Comportamiento durante la fase de saturación
Grado de concimiento/
prioridad
Velocidad de saturación 2
Comportamiento en condiciones saturadas
Evolución química, longevidad 3
Propiedades de retención de la arcilla:
cambio catiónico, complejación superficial, difusión
en microporos, osmosis,... etc.
Evolución de la química del agua de poro 3
Interacción agua de poro - productos de corrosión
Interacción agua de poro - formación geológica 3
Evolución del campo tensional, química del agua
y reajuste mecánico
Disolución y precipitación de especies presentes 2
Transporte de gas 3
Generación de coloides 3
Evolución del estado THMC de la barrera 2
Figura 20. Desmantelamiento de FEBEX. Extracción del tubo guía donde se alojaba el calentador (contenedor simulado).
2
2

en Mt. Terri, la I+D para el periodo 2004-2008 se
centra en:
Mantener la monitorización de los experimentos
FEBEX, mejorando y actualizando la base
de datos THM , THC y otros datos geoquímicos,
mineralógicos y físicos.
Completar las bases de datos THM conteniendo
todos los resultados de los proyectos en los
que participa ENRESA.
Mejorar las predicciones de los códigos numéricos
de la Serie CODE BRIGHT (THM) y CORE
(flujo y transporte reactivo), a partir de desarrollos
experimentales orientada a una mejora
del conocimiento de las leyes constitutivas de
funcionamiento de estos materiales.
Desarrollar un programa de laboratorio para
estudiar la evolución de las propiedades THM
con la hidratación y la temperatura.
Desarrollo y verificación de aplicaciones considerando
el comportamiento químico (THM C)
y el efecto de la generación de gas.
Desarrollar un programa de laboratorio para
establecer la evolución de la química del agua
de poro de la bentonita, así como los procesos
de migración/retención de radionucleidos a
Acoplamiento
de procesos
EVOLUCIÓN
MECÁNICA
DECAIMIENTO
RADIACTIVO
2. Almacenamiento definitivo
través de la barrera, considerando el efecto de
la degradación de las cápsulas (presencia de
compuestos de hierro) y de la alteración del
hormigón de sostenimiento y los tapones (soluciones
hiperalcalinas).
Desarrollo de modelos geoquímicos predictivos
de la evolución geoquímica de la barrera
considerando además el efecto de la presencia
de microorganismos.
Mejora de los sistemas instrumentales de monitorización
de las barreras de arcilla.
Funcionamiento acoplado (procesos, parámetros
y modelos) del campo próximo: (cápsulabarrera
de arcilla-sostenimiento/tapa-barrera
geológica alterada (EDZ).
Análisis sistemático de la operativa de instrumentación,
monitorización, desmantelamiento
de barreras de ingeniería y sus implicaciones
en el diseño del repositorio.
El desarrollo de estas actividades se acomenterá en
parte a través del Proyecto Integrado NF-PRO del 6º
PM de la UE. Los componentes 2 y 3 de dicho proyecto,
abordan tanto el funcionamiento acoplado
químico y THM de la barrera de arcilla (2) y su modelización
como el comportamiento THM (C) procedente
del ensayo FEBEX (3). (Figura 21)
PROPIEDADES
DE LA BENTONITA
HIDROGEOLOGÍA
CAMPO PRÓXIMO
PROCESOS THM PROCESOS THG
HIDRATACIÓN
PROPIEDADES
CONTENEDOR
GENERACIÓN DE GAS
PRODUCTOS
DE CORROSIÓN
EVOLUCIÓN
TÉRMICA
CARACTERÍSTICAS DE LA BARRERA
ACORTOYALARGOPLAZO
ALTERACIÓN
POR EFECTOS TÉRMICOS
EVOLUCIÓN
FÍSICO-QUÍMICA
ALTERACIÓN FÍSICO-QUÍMICA:
CEMENTACIÓN
MIGRACIÓN DE SALES
DISOLUCIÓN / PRECIPITACIÓN
Figura 21. Relación de procesos y su acoplamiento en la barrera de arcilla compactada.
105

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
2.2.3. Ingeniería del repositorio
y compatibilidad de componentes
Introducción
Una de las características en el desarrollo del AGP
como solución para la gestión de los residuos radiactivos
de alta actividad, es la necesidad de conocer
cuál será el comportamiento a largo plazo de
los distintos componentes y cuál será el resultado
de las posibles interacciones entre ellos. Además
será imprescindible en el proceso de licenciamiento,
demostrar que todos los aspectos constructivos
están debidamente analizados, tanto desde el punto
de vista de la viabilidad constructiva y la seguridad
física como de la seguridad radiológica.
Es por todo ello, que en los últimos años ha cobrado
relevancia la demostración del funcionamiento a
largo plazo de los sistemas de sostenimiento, cierre
y relleno de pozos y galerías, así como todos aquellos
aspectos relacionados con técnicas de excavación
que generen el menor daño posible, sistemas
de movimiento de grandes cargas y desarrollos de
componentes supercompactos.
Aunque en el caso de ENRESA todavía se está lejos
de entrar en el proceso donde se vayan a tener en
cuenta estos aspectos, el conocimiento de algunos
de ellos si es relevante para la mejora y optimización
de los diseños y para una mayor concreción
durante el proceso de caracterización del emplazamiento.
Es por ello, que se vienen desarrollando actividades
de I+D en líneas como:
Compatibilidad de materiales: Interacción cemento-bentonita
Efecto de las Técnicas de excavación en la EDZ
(Zona alterada por la excavación)
Relleno de pozos y galerías.
Desarrollo Científico y Tecnológico Alcanzado
y Actos Futuros
Interacción cemento-bentonita
Las actividades en este campo se han desarrollado
a través de la participación en el proyecto europeo
ECOCLAY, que ha permitido tanto el análisis de este
tipo de procesos en el caso específico de los diseños
conceptuales de ENRESA, como el crear un grupo
estable compuesto por investigadores del CSIC-
Instituto Eduardo Torroja y de UAM-Dpto.Química
Agrícola y geoquímica que asegure las necesidades
de ENRESA en este campo.
106
La interacción cemento-bentonita será mucho más
relevante en el repositorio en arcillas, dado que de
acuerdo con sus características geomecánicas, la
construcción del repositorio, a 300-400 metros de
profundidad necesitará un sostenimiento, que habitualmenteesdehormigón.
El proyecto ECOCLAY, en su fase II se ha orientado
al análisis de la reacción alcalina de la bentonita
durante la etapa inicial de la degradación del hormigón
(pH>12’6). El equipo de la Universidad Autónoma
ha focalizado el estudio en la respuesta de
la bentonita, a través de dos tipos de ensayos:
Ensayos en reactores herméticos (BRT) (ensayos
estáticos).
Ensayos en celdas de transporte (ensayos dinámicos).
Las conclusiones iniciales obtenidas indican que el
resultado de la interacción de la bentonita con la
solución alcalina (NaOH) procedente de la degradación
del hormigón es:
Formación y crecimiento cristalino de analcima
y tobermorita (entre 125 – 200 ºC)
Transformación de la montmorillonita en saponita.
Sin embargo, estas observaciones corresponden a
experimentos de difícil extrapolación a largo plazo,
si no se dispone de la información cinética de las
reacciones que intervienen.
En relación con la evolución del hormigón una de
las líneas fundamentales es conocer los procesos de
degradación por su contacto químico con la formación
geológica. Estos estudios han sido desarrollados
por el Instituto Eduardo Torroja del CSIC.
La interacción de aguas de tipo granítico con distintos
tipos de hormigones ha permitido establecer:
La permeabilidad alcanzada en hormigones es
del mismo orden que la de la bentonita compactada.
Los hormigones con cemento portland muestran
mayor conductividad hidráulica que los
alumínicos que presentan permeabilidad de un
orden superior.
El pH de los lixiviados en los hormigones alumínicos
son más compatibles con la bentonita.
En los hormigones tipo portland se produce un
autosellado por reacciones secundarias de hidratación
y avance de reacciones tipo puzolánicas
y precipitación secundaria de calcita.

En los hormigones de base aluminosa se producen
reacciones de hidrolísis que aumenta la
porosidad.
La estabilidad de los cementos con adiciones
minerales tipo ceniza volante contribuyen a
evitar estos problemas.
Las actividades futuras en las líneas de interacción
cemento-bentonita son:
Mejora del conocimiento cinético de las reacciones
tanto en la bentonita como en el hormigón.
Predicciones a largo plazo de la evolución de
la zona de reacción.
Evolución a largo plazo de las propiedades hidráulicas
y mecánicas de las series de interacción.
Interacción de las zonas de reacción y la EDZ.
Relleno de túneles y galerías
La construcción de un repositorio implica la excavación
de aproximadamente 30 Km de galerías en el
caso del diseño de referencia del repositorio de
ENRESA. Esto significa que una vez finalizada la
operación del mismo habrá que sellar, las galerías
principales, pozos, rampas de acceso, y todos
aquellos huecos que haya sido necesario excavar.
Los criterios de diseño del sellado de estos huecos
se han indicado en la tabla 6.
Las actividades en este campo comenzaron a principios
de la década de los 90 con el estudio de mezclas
granito molturado-arcilla, como materiales de
relleno. El objetivo en estos estudios fue el analizar
mezclas de materiales que presentarán la máxima
compatibilidad química con la formación geológica.
Estos estudios, realizados por el CIEMAT permitieron
crear una incipiente infraestructura en este campo
que posteriormente se ha asociado a la Tecnología
FEBEX de barreras de ingeniería. Precisamente
Tabla 8
Requisitos funcionales de la geosfera.
utilizando las capacidades desarrolladas en FEBEX.
Tanto en los aspectos instrumentales como en los
numéricos, se ha colaborado con SKB en el sellado
de galerías, en el proyecto “Backfilling and Plug Test”,
que se desarrolla en Äspö. En este proyecto se ha
participado tanto en el diseño instrumental como en
la modelización numérica del experimento mediante
el equipo combinado CIEMAT-AITEMIN-UPC.
Otro tipo de actividades desarrollada en esta línea
ha sido el cierre de galerías con tapones de hormigón
en el proyecto FEBEX, que ha requerido el diseño,
construcción e instrumentación y monitorización
de dos tapones de hormigón. Este tipo de tapones
debe suministrar una determinada capacidad de
confinamiento y contención, lo que requiere verificar
su respuesta mecánica e hidráulica. El efecto de
la degradación del tapón, dando lugar a soluciones
hiperalcalinas es un aspecto crítico que debe tenerse
en cuenta.
De acuerdo con todo esto las actividades futuras son:
Mantenimiento de capacidades en el análisis
HM de mezclas de relleno.
Modelización numérica del funcionamiento de
relleno de galerías y huecos.
Diseño, construcción y verificación de tapones
de hormigón de bajo pH. Esta actividad se incluye
dentro del Proyecto Integrado ESDRED
del 6º PM de la Unión Europea.
2.3. Barrera geológica
2.3.1 Introducción
Los requisitos funcionales de esta barrera, en el concepto AGP de ENRESA son:
2. Almacenamiento definitivo
La barrea geológica es un elemento clave de la seguridad
en el concepto AGP para conseguir el necesario
confinamiento y aislamiento a largo plazo
de los residuos. Sus requisitos funcionales se indican
en la tabla 8.
Proteger a largo plazo al conjunto de barreras de ingeniería, asegurando condiciones físicas, físico-químicas y mecánicas estables
(estabilidad, química y mecánica).
Asegurar un flujo de agua bajo, lento y estable en el repositorio.
Inmovilizar o retardar al máximo los procesos de migración de radionucleidos entre el repositorio y la biosfera.
Proteger el repositorio frente a la intrusión humana
107

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
El desarrollo de la I+D en la barrera geológica se
ha orientado a la caracterización de los parámetros
que controlan su funcionamiento como barrera
(vías de migración, hidrogeología, geoquímica y
geomecánica) en las distintas etapas de evolución
del repositorio.
Barrera geológica sin perturbar
Respuesta de la barrera a la excavación del repositorio
Respuesta de la barrera geológica durante la
operación, clausura, cierre y evolución térmica
cuasi-iso-térmica del repositorio.
Respuesta de la barrera geológica a muy largo
plazo, considerando la posible degradación de
las barreras de ingeniería.
Para poder obtener información precisa a este respecto,
ha sido necesario combinar:
Estudios de mucho detalle en laboratorios convencionales
Estudios de sistemas naturales y análogos naturales
Estudios en laboratorios subterráneos.
A lo largo de los programas de I+D la tecnología
necesaria para caracterizar el funcionamiento de la
barrera geológica se ha ido poniendo a punto. Se
han desarrollado tecnologías cada vez más eficientes
para la caracterización de parámetros hidráulicos,
geoquímicos y mecánicos y se han adaptado
metodologías para su aplicación tanto a medios arcillosos
como a medios cristalinos (herramientas
geofísicas).
Inicialmente, el proyecto Berrocal y posteriormente
los proyectos RATONES y FEBEX, así como el programa
de análogos naturales (OKLO, PALMOTTU,
BARRA y MATRIX) han permitido una aplicación/verificación/mejora
de las tecnologías desarrolladas,
tanto instrumentales como numéricas, completadas
posteriormente con otros proyectos en Äspö, Grimsel
y Mt. Terri.
En el momento actual la tecnología para medios
cristalinos está desarrollada para poder caracterizar
este tipo de materiales hasta 500 m de profundidad.
En el caso de los medios arcillosos, la tecnología
desarrollada permite la caracterización del funcionamiento
de la barrera geológica desde el
laboratorio subterráneo, pero se carece de tecnología
suficientemente verificada para su aplicación,
en un estado inicial, desde superficie.
108
En paralelo, se ha desarrollado la modelización hidrogeológica
(flujo y transporte reactivo) a través de
distintas aproximaciones (deterministas, estocásticas,
mixtas, … etc.)
Las series de códigos TRANSIN, RETRASO y CORE,
son cada vez más amigables y se están implantado
en una plataforma visual (Serie VISUAL).
Los procesos de la evolución geoquímica de granitos
y arcillas, son cada vez mejor conocidas y lo que es
más importante, están identificados los parámetros
que controlan su funcionamiento, estando muy avanzada
la tecnología para su caracterización.
En ese sentido se han desarrollado un conjunto importante
de laboratorios para el análisis de estos
procesos, y que cubren: caracterización microestructural,
caracterización de coloides, química de
las Tierras Raras, calibración de equipos hidrogeológicos,
hidrogeoquímicos, isotópicos, migración,
química del agua de poro, etc.
Los principales procesos y su nivel de conocimiento
se indica en las tablas 9 y 10 para granitos y arcillas.
Se ha conseguido integrar a un conjunto muy eficiente
de organismos de investigación para la caracterización
de la barrera geológica, tanto de medios
arcillosos como para granitos.
Los organismos que constituyen dicho grupo y su
área de actividad son:
Caracterización litológico/estructural y técnicas
geofísicas: CSIC-Jaume Almera, UCM Dpto. de
Geodinámica Interna.
Caracterización Hidrogeoquímica, química del
agua de poro y migración de radionucleidos:
CIEMAT, CSIC-Jaume Almera, Enviros Spain,
UDC.
Testificación hidrogeológica e Hidromecánica:
AITEMIN
Modelización Hidromecánica y THM: UPC-DIT,
DM IBERIA y UPM-ETSIMM.
Evolución a largo plazo y cambio ambiental:
UPM-ETSIMM, UCM-Dpto. geoquímica externa.
Modelización Hidrogeológica y transporte
reactivo: UPC-DIT, UPV, UPM y UDC
Modelización geoquímica UPC, CSIC-Jaume
Almera, CIEMAT, Enviros Spain, UDC.
Este grupo dispone en el momento actual de capacidades
y experiencia probada para acometer la
caracterización o análisis de viabilidad de cualquier
emplazamiento en medios cristalinos o arcillosos.

Tabla 9
Procesos, parámetros y grado de prioridad y conocimiento.
Caracterización de la barrera geológica no perturbada
Geología, litología, geometría y vías de migración
Caracterización detallada de barrera geológica: potencia, extensión, profundidad, heterogeneidad (técnicas/metodologías) 2
Características de los materiales infra y suprayacentes (técnicas/metodologías) 2
Eventos geológicos a los que ha estado sometida 1
Elementos tectónicos relevantes: características, edad,…… 1
Fallas, fracturas, fisuras y discontinuidades: características, relevancia, historia, geometría, distribución, …. 1
Modelo litoestructural 2
Funcionamiento, Hidrogeológico e Hidrogeoquímico
Unidades hidrogeológicas: características: extensión, parámetros hidráulicos, etc. 2
Conexión entre unidades 2
Variación espacial de parámetros hidráulicos 3
Funcionamiento hidráulico de las vías de migración 3
Identificación de zonas de recarga y descarga 2
Gradientes regionales y locales 2
Química del agua en la matriz 3
Química del agua en las fracturas/discontinuidades 3
Tiempo de residencia 2
Evolución espacial/temporal de la composición química del agua 2
Historia geológica y evolución hidrogeoquímica 3
Modelos hidrogeológicos-hidrogeoquímicos 3
Funcionamiento Geoquímico
Mineralogía y geoquímica: distribución espacial 1
Mineralogía y geoquímica de los rellenos fisurales 1
Evolución geoquímica en áreas hidráulicamente activas 2
Procesos de interacción agua-roca: distribución espacial, condicionantes 2
Papel de la estructura interna en los fenómenos de transporte 3
Modelo geoquímico 2
Funcionamiento Mecánico
Estado tensional y distribución espacial. Evolución geológica 3
Propiedades mecánicas: distribución espacial 3
Propiedades físicas de la roca 3
Modelo mecánico 3
2. Almacenamiento definitivo
109

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
110
Tabla 9
Procesos, parámetros y grado de prioridad y conocimiento. (Continuación)
Efecto de la excavación en la barrera geológica
Reajuste mecánico 2
Reajuste hidrogeológico 2
Respuesta geoquímica/hidrogeoquímica 2
Efecto del repositorio en la barrera geológica
Reajuste Mecánico
Estado Tensional una vez hidratada la barrera de arcilla
Reajuste Térmico
Respuesta térmica de la barrera geológica
Reajuste hidrogeológico-geomecánico
Transporte de radionucleidos: modificaciones agua-roca, variaciones en la química del agua de poro, advección,
dispersión, precipitación, complejación superficial, retención de radionucleidos
Reajuste en el funcionamiento hidrogeológico
Transporte de gas
Transporte en fracturas
Transporte en matriz
Transporte por coloides
Coeficientes de retardo para cada radionucleido y factores condicionantes
Efecto de la degradación de tapones y sistemas de sostenimiento
Modelo de transporte de radionucleidos
Efecto en la barrera geológica de eventos naturales
Respuesta frente a sismos: efectos hidráulicos, mecánicos y geoquímicos 3
Respuesta frente al cambio climático 2
Efecto de la erosión 2
Modificación de la recarga 3
Modificación en la química del agua 3
EDZ granitos
Caracterización dimensional y geométrica 4
Caracterización hidráulica 3
Caracterización mecánica 3
Caracterización geoquímica 3
Evolución de la EDZ
Efecto del mantenimiento abierto de pozos y galerías (hidráulicos, mecánicos y geoquímicos) 3
Interacción con los sistemas de sostenimiento y sellos 3
Interacción con la barrera de arcilla: reajuste tensional, hidraúlico y mecánico 3
Evolución geométrica de la EDZ en el repositorio 3
Condiciones de recarga del sistema de barreras de arcilla 3
Condiciones de transporte en la EDZ 3
2
2
2
2
2
2
2
2
2
3
2

Tabla 10
Procesos y parámetros. Grado de conocimiento y prioridad.
Geometría, litología, historia, geología, tectónica y discontinuidades
BARRERA GEOLÓGICA II: MEDIOS ARCILLOSOS
Caracterización de la barrera geológica no perturbada
2. Almacenamiento definitivo
Caracterización detallada de la potencia, extensión lateral y vertical, discontinuidades, heterogeneidades. 1
Caracterización de materiales supra-intrayacentes 1
Discontinuidades, elementos tectónicos y la propia matriz como vías de migración: caracterización de su geometría y
heterogeneidad
Eventos geológicos que han actuado en la formación afectada a sus propiedades mecánicas, hidráulicas o geoquímicas 2
Modelo litoestructural 1
Funcionamiento hidrogeológico e hidrogeoquímico
Unidades hidrogeológicas: límites, permeabilidades, gradientes regionales y locales, variación espacial 1
Conectividad entre unidades hidrogeológicas 1
Identificación de las área de recarga/descarga 1
Gradientes hidráulicos locales y regionales 1
Química del agua de poro en matriz 2
Química del agua de poro en discontinuidad y zonas de fractura 2
Tiempo de residencia del agua 2
Evolución geoquímica del agua de pozo: relación roca-química 2
Evolución hidrogeoquímica 2
Modelo hidrogeológico e hidrogeoquímico 2
Funcionamiento Geoquímico
Mineralogía y geoquímica de la matriz 1
Distribución espacial y evolución geoquímica 2
Mineralogía y geoquímica en zonas de fractura o discontinuidades, distribución espacial y evolución geológica 1
Procesos de disolución / precipitación, implicaciones hidrogeológicas y mecánicas 2
Interacción agua-roca 2
Modelo goequímico 2
Funcionamiento Mecánico
Propiedades mecánicas y su variación espacial y temporal 3
Estado tensional actual 1
Relación estado tensional / funcionamiento hidráulico 2
Propagación de calor y efecto en el funcionamiento hidromecánico 3
Propiedades físicas de la roca 1
Paleohidrogeología 2
1
111

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
112
Tabla 10
Procesos y parámetros. Grado de conocimiento y prioridad. (Continuación)
Efecto de la excavación
Efecto del repositorio
Modificación del estado tensional 2
Modificación del funcionamiento hidráulico 2
Efectos acoplados hidromecánicos 2
Efectos geoquímicos 2
Efectos acoplados hidráulicos, mecánicos y geoquímicos 1
EDZ: Geometría, extensión, funcionamiento hidráulico, mecánico y geoquímico 2
Efecto de la Hidratación de las barreras y de la liberación de calor y radionucleidos
Reajuste tensional
Reajuste hidráulico 2
Reajuste geoquímico 2
Flujo y transporte en la EDZ 2
Flujo y transporte de radionucleidos en la matriz, discontinuidades y fracturas 2
Mecanismos de Movilización / Retención (Difusión, osmosis, intercambio catiónico, complejación superficial, precipitación,
disolución)
Evolución de la química del agua de pozo por efecto del repositorio 2
Transporte de coloides 2
Efecto del contenido en materia orgánica 1
Transporte de gas 2
Efecto de la degradación de sostenimiento y tapones 2
Modelo THMC de la barrera geológica 3
Modelo HMC de la barrera geológica 2
Modelo de transporte 2
Efecto en la barrera geológica de eventos naturales
Efecto de Sismos 2
— Reajuste tensional
— Desarrollo de discontinuidades
Efectos del cambio Climático 2
— Efecto de la erosión
— Efecto de la modificación en la recarga
— Efecto de la modificación química del agua
2

Tabla 10
Procesos y parámetros. Grado de conocimiento y prioridad. (Continuación)
Caracterización Inicial
Las principales líneas de actuaciones de I+D en el
área de la barrera geológica son:
Caracterización del funcionamiento de los granitos
como barrera geológica.
EDZ
EDZ granitos
Caracterización del funcionamiento de la barrera
geológica en medios arcillosos (arcillas
plásticas y compactadas).
Migración de radionucleidos.
2. Almacenamiento definitivo
Caracterización dimensional y geométrica 1
Caracterización hidráulica 2
Caracterización mecánica 1
Caracterización geoquímica 2
Evolución EDZ
Efecto del mantenimiento abierto de pozos y galerías (Hidráulicos, mecánicos y geoquímicos) 2
Interacción con los sistemas de sostenimiento y sellos 3
Interacción con la barrera de arcilla: Reajuste tensional, hidraúlico y mecánico 3
Evolución geométrica de la EDZ en el repositorio 3
Condiciones de recarga del sistema de barreras de arcilla 3
Condiciones de transporte en la EDZ 3
Caracterizacion inicial
EDZ medios arcillosos
Caracterización dimensional y geométrica 2
Caracterización hidráulica 2
Caracterización mecánica 2
Caracterización geoquímica 2
Evolución de la EDZ
Efecto del mantenimiento abierto de pozos y galerías: hidráulico, mecánico y geoquímico 3
Reversibilidad / irreversibilidad de procesos con el repositorio abierto 3
Reajuste de la EDZ con el sostenimiento 3
Reajuste de la EDZ con el sistema de barreras de arcillas (durante la saturación y una vez saturado) 3
Evolución de la química del agua en la EDZ 3
Transporte de la EDZ 3
Recarga a través de la EDZ 3
113

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
2.3.2. Caracterización
del funcionamiento de los medios
graníticos como barrera geológica
Se ha dedicado un gran esfuerzo, a través de los
proyectos Berrocal, Ratones, FEBEX, True Block Scale
Mina Fé/Matrix y Análogos Naturales, alcanzándose
un nivel muy aceptable en la tecnología de caracterización
de este tipo de medios.
La I+D se ha focalizado en: técnicas de caracterización
de vías migración, funcionamiento hidrogeológico,
funcionamiento hidrogeoquímico y modelización,
de acuerdo con el esquema de la
figura 22. Dada las especiales características de
estas actividades de tipo muy práctico en su descripción
no se han separado los desarrollos científicos
de las tecnologías, describiéndose de forma
conjunta.
Desarrollo Científico-Tecnológico
Caracterización de vías de migración: Mejora de
técnicas de cartografía a todas las escalas (desde
satélite al microscopio electrónico), y sobre todo
mejora de tecnología geofísica (Figura 23).
114
MODELO CONCEPTUAL
GEOLÓGICO
MODELO CONCEPTUAL
HIDROGEOLÓGICO
INFORMACIÓN DE SUPERFICIE
HIPÓTESIS DE FUNCIONAMIENTO EN PROFUNDIDAD
PERFORACIÓN DE SONDEOS
PARÁMETROS
HIDRÁULICOS/PIEZOMETRÍA
MODELO NUMÉRICO
DE FLUJO Y TRANSPORTE
VALIDACIÓN HIPÓTESIS
Además de la aplicación sistemática de la geofísica
convencional, se han adaptado y verificado tecnologías
de tomografía de radar y geofísica de alta
resolución a medios graníticos. El Televiewer es una
herramienta fundamental para el análisis y orientación
de testigos de sondeos. Se ha obtenido una
buena práctica en la perforación de sondeos, con
triple tubo, ensayos hidráulicos al avance y orientación
de sondeos. Esto último debe mejorarse (tecnología
SKB-POSIVA). Las principales actividades
en este campo se indican en la tabla 11.
Ensayos Hidráulicos (Testificación Hidráulica): Se ha
puesto a punto y verificado un equipo móvil, muy
versátil para ensayos hidráulicos en campo. Ha sido
necesaria una calibración muy precisa de todos los
equipos, el desarrollo de protocolos detallados de
actuación, así como la formación de personal técnico
para este tipo de medidas.
Las características de este equipo y los rangos de
determinación se indican en las tablas 12 y 13. Este
vehículo está preparado para la realización de:
Ensayos de pulso de inyección y extracción.
Ensayos de cuchareo (Slug) de inyección y extracción.
MODELO CONCEPTUAL
HIDROGEOQUÍMICO
CARACTERÍSTICAS
QUÍMICAS AGUA/ROCA
Figura 22. Metodología de caracterización en Mina Ratones.
F
A
S E
I
F
A
S E
II
F
A
S E
III

Falla Sur
profundidad ( Z)
Tabla 11
Perforación de sondeos en rocas cristalinas de baja permeabilidad.
Actividad Objetivo
Medidas avance de la perforación
Medida de niveles, determinación inicial de K y muestreo de agua
Descripción de testigos
In situ
410
340
Geofísica Convencional
Resistividad, temperatura, pH, caliper, eléctrico, potencial
espontáneo, gamma natural, densidad, sónico, Flow-meter
Geofísica no Convencional
Televiewer, sísmica
SR-4
Ensayos Hidráulicos
Ensayo en sondeos únicos por tramos todo sondeo cuchareo o pulso
Ensayos interferencia y larga duración
Muestreo de agua
En todas las fracturas productivas análisis: iones prioritarios,
minoritarios, trazas e isótopos. En sondeo profundo determinación
gases nobles
Instrumentación en sondeos
Temporal/permanente
Para niveles
Para muestreo
739500
W-E ( X)
739600
MODELIZACION DEL INDICE DE FRACTURACION
MINA RATONES AREA
Vista Lateral del Grid 3-D
SR-1
Falla Sur
Filón 27
4348000
Filón 27'
Falla 285
Falla Norte
SR-3
S-N ( Y)
Fall 474
Falla Norte
4348200
2. Almacenamiento definitivo
Figura 23. Verificación de técnicas geofísico-estructurales. Aplicación en Mina Ratones.
SR-2
Primera estimación k y gradientes hidráulicos para planificar mejor
trabajos posteriores.
Descripción litológica, fracturación, orientación, buzamiento, tipo de
relleno de fractura
Obtener información sobre extensión yKdelasfracturas,
estabilidad y diámetro del sondeo, calidad del agua, gradientes.
Hidráulicos y zonas productivas
Orientación de testigo, extensión de fracturas, estimación K fractura
Determinar K y piezometría entorno sondeo
Conectividad y K, S más representativo
Determinar origen del agua y tiempo de residencia, coherencia con
información hidrogeológica.
Para realizar ensayos
Determinar dirección, química agua subterránea y variaciones con
el tiempo
115

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
Ensayos de inyección con nivel o caudal constante.
Ensayos de extracción con nivel o caudal constante.
Los rangos de variación de las características hidráulicas
que pueden detectarse con cada tipo de ensayo
están condicionados por las propiedades particulares
de los distintos equipos: compresibilidad, presión
máxima de inyección en superficie (6 bares) y caudales
máximos que pueden registrar (53 l/minuto).
Ensayos hidrogeoquímicos
(Testificación hidroquímica)
La Unidad móvil desarrollada en Planes anteriores es
la pieza clave de la testificación hidrogeoquímica.
Esta unidad se ha utilizado en todos los proyectos,
dada su versatibilidad y la testificación hidrogeoquí-
116
Tabla 12
Especificaciones de la unidad móvil de hidrogeología.
Sondeos verticales o con una inclinación máxima de 45º
Profundidad máxima de emplazamientos de obturador más profundo 500 m
Peso máximo de los equipos suspendidos del cable 100 kg
Diámetro mínimo de la perforación 85 mm.
El diámetro está limitado por el tamaño de las válvulas que controlan el acceso al tramo de ensayos.
Longitud de los trabajos de ensayo (entre obturadores):
Longitud mínima: 1 m
Longitud máxima con tubería de PVC de 2” de diámetro: 50 m
La longitud máxima de los tramos de ensayo está limitada por el peso máximo admisible para la instrumentación (100 kg) y, por tanto, por el número de
tuberías (longitud) que se puede colocar para separar los obturadores. Con tuberías de PVC de 2” de diámetro la longitud máxima de los tramos de ensayos
es de 50 m; con otros tipos de tuberías dependerá de su peso por metro.
Tabla 13
Unidad Móvil de hidrogeología. Tipos de ensayos y rangos de determinación.
Tipo de Ensayo
Rangos de determinación de transmisividades de los distintos ensayos
Límites de transmisividades (m 2 /s)
Inferior Superior
Pulso 1e-11 1e-8
mica hasta 500 m de profundidad puede considerarse
resuelta. En el proyecto Ratones se adaptó a
la unidad móvil un sistema para extraer muestras de
agua a la presión y temperatura de la zona de
muestreo. Se ha completado también con la posibilidad
de muestreo de gases nobles. La química del
agua es un apoyo fundamental tanto para la hidrogeología
como para conocer el funcionamiento del
sistema. Estos equipos deberán mantenerse equipados
y actualizados. Alcanzar mayores profundidades
es el siguiente reto tecnológico. (Figura 24).
Estas unidades puestas en funcionamiento a finales
de los años 80 están alcanzando su periodo operativo
final.
Instrumentación de sondeos
Principales factores condicionantes
Compresibilidad del equipo (límite inferior)
Tiempo de recuperación (límite superior)
Cuchareo 1e-9 1e-7 Tiempos de recuperación
Inyección caudal constrante 1e-8 1e-5 Caudales de inyección (0,1 a 3,0 l/min).
Es una actividad fundamental en el proceso de caracterización
de la barrera geológica que debe permitir:

a) Ensayos hidráulicos
b) Muestreo hidrogeoquímico
c) Ensayos de trazadores
A tal fin se ha combinado el uso de instrumentación
comercial (Westbay) con otra específicamente diseñada
por el equipo CIEMAT-AITEMIN, y que está
siendo utilizada por ejemplo, en la monitorización
del Cabril. Este sistema debe mejorarse. (Figura 25)
La instrumentación de trazadores desarrollada en el
proyecto Berrocal, sigue utilizándose, si bien debe
complementarse con los ensayos de dilución en régimen
natural o forzado, y verificarse en laboratorios
subterráneos.
Modelización
Se ha realizado un gran esfuerzo para facilitar la utilización
de los códigos de flujo, transporte y transporte
reactivo de las series: TRANSIN, EPHEBO,
CORE,RETRASO,INVERTO,VISUALBALAN.Lasactividades
se han orientado a la amigabilidad de dichos
códigos, que dada su potencia, son de difícil
uso. Alguna ya funcionan en PC (EPHEBO, Visual
Balan, Visual Retraso). En breve plazo Visual Transin.
La buena documentación y garantía de calidad de
las distintas versiones es una tarea pendiente. En el
futuro no serán necesarios más códigos sino modificar
los actuales.
En la modelización hidrogeológica se ha progresado
metodológicamente identificando las heterogeneidades
del medio, discretizándolas dentro de un
modelo tridimensional. Esta metodología se ha verificado
en FEBEX y RATONES. Otro tipo de mode-
lización complementaria desarrollada ha sido la
modelización geoestructural de transporte, aplicada
al proyecto True Block, representando el medio
fracturado como poroso equivalente, condicionando
las fracturas de acuerdo con las medidas de
conductividad hidráulica y piezometría y, suponiendo
que el transporte se produce tanto en el plano
de fractura como en fisuras. La heterogeneidad de
la conductividad de la matriz y transmisividad de las
fracturas se ha modelizado estocásticamente.
Modelización Geoquímica
Los modelos hidrogeoquímicos de transporte reactivo
y funcionamiento hidrogeoquímico del medio, se
han aplicado en los proyectos Ratones, FEBEX, CRR
y Matrix, mejorando la metodología de aplicación y
detectando carencias a resolver por futuros programas.
(Figura 26)
El tratamiento de los mecanismos de movilización/
precipitación, asociados a las condiciones hidraúlicas
y físico-químicas en cada punto, son cada vez
más habituales.
Efecto del repositorio en la barrera geológica
Estas actividades se han desarrollado en el contexto
del proyecto FEBEX, analizando la evolución de la
EDZ y la respuesta del medio granítico a través de
120 sensores colocados en los sondeos radiales de
la galería FEBEX.
EDZ
2. Almacenamiento definitivo
Figura 24. Unidad móvil de caracterizaación hidrogeoquímica CIEMAT-ENRESA.
Estas actividades se han estudiado dentro del proyecto
FEBEX. Los ensayos de laboratorio fueron:
117

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
118
Alojamiento bomba
sumergible
373.73 m.
Nitrógeno
351.63 m.
12.30 m.
9.80 m.
1
1
2
S3
S1 S2
0
Muestreo
TRAMO 2
0
tramo
de
MUESTREO
TRAMO 1
Instrumentación desarrollada
en el Proyecto El Berrocal
y aplicada a Mina Ratones,
Mina Fé
LEYENDA
0
1
2
Línea Inflado
Obturadores (4x6 mm)
Presión Tramo 1 (2x4 mm)
Transferencia Agua
Tramo 2 (7.5x10 mm)
ZONA
DE CONTROL
INSTRUMENTACIÓN WESTBAY
OBTURADOR MP
PUERTO MEDIDA
Para medida de presiones
y toma de muestras
COLLAR MAGNÉTICO
PUERTO DE BOMBEO
Para purgado de la zona
de control y testificación
hidráulica
TAPÓN DE FONDO
Figura 25. Instrumentación de sondeos en medios de baja permeabilidad para testificación hidráulica y geoquímica.
Oxidación de sulfuros y arsenopiritas
Precipitación de oxido-hidróxidos de hierro
Adsorción de As sobre oxi-hidróxidos de Fe
Oxidación de la matriz UO2
Coprecipitación del Uranio con los oxi-hidróxidos de Fe
Precipitación de cofinita
Disolución de carbonatos
Precipitación siderita
Filones 27 27’
Falla sur: Procesos
de mezcla
75% Pozo Maestro + 25% SR1-T3
68% Pozo Maestro + 31 SR1-T2
71% Pozo Maestro + 28% (SR1-T2
+ SR1-T3)
48% Pozo Maestro + 52% Todas
las fracturas del SR1 (T1+T2+T3)
Dique ankerita
Intercambio Iónico
PM
.
. .
.
.
. . . .
.
2
Filones 27 y 27’
-6 2
T= 5.10 m /s
Falla Sur
SR4
Arroyo Maderos
-5 2
T=4.10 m /s
SR5
. .
.. .. ...
..
....
+ + +
+
+
+
+
SR1 . +
.
.
. +
. .
+ +
+ .
.
+
+ +
+
+
+
+
+
+ Falla Norte
-7 -6 T=3.10 -8.10 m /s
+
+ +
+
+
+
Falla Norte en superficie
Disolución plagioclasas (Albita-Kaolinita)
Disolución de carbonatos
Oxidación de sulfuros
-4 2
Granito alterado “lehm”:T= 10 m /s
-6 2
Granito fracturado: T= 10 m /s
-11 -9 2
Granito sano: T= 10 -10 m /s
Falla Norte en profundidad
Montmorillonitización
(Albita-Esmectita)
Disolución de carbonatos ankeríticos
Intercambio Iónico
Granito sano en profundidad
las reacciones anteriores +
Figura 26. Elaboración de modelos de funcionamiento geoquímico.

estudio de la porosidad y micro fracturación en distintos
zonas de la galería, permeabilidad al gas en
testigos de 1m de longitud y tomografía acústica.
Ensayos in situ: ensayos geofísicos para caracterizar
redes de fracturas.
Los resultados de estos ensayos se han modelizado
mediante simulaciones termo-mecánicas y simulaciones
hidromecánicas. Los resultados indican que
la matriz del granito de la galería FEBEX no ha sufrido
daño ni por la excavación ni por cargas THM
del experimento.
Funcionamiento hidrogeológico de la galería
La caracterización hidrogeológica se ha realizado
antes de la colocación de la barrera (Etapa Preoperacional),
durante la fase operacional (tres primeros
años), previo al desmantelamiento y en el
desmantelamiento.
Los estudios preoperacionales establecieron los modelos
de funcionamiento hidrogeológico del sistema,
estableciéndose la distribución de niveles hacia
la galería y las estructuras que controlan el flujo y
los modelos numéricos reflejando este funcionamiento.
En la fase operacional, la bentonita tiende
a impermeabilizar las paredes de la galería, generando
un aumento de presión en las zonas próximas
a la galería. La transmisividad medida previamente
al desmantelamiento mostró una disminución,
por ese efecto sellado. El desmantelamiento
Tabla 14
Desarrollos tecnológicos en granitos.
del primer calentador generó el aumento de gradientes
hacia la galería.
En la tabla 14 se agrupan los desarrollos tecnológicos
organizados por:
Tecnologías de caracterización
Identificación de mecanismos de retención
Verificación de modelos numéricos
Demostración de tecnologías
Gran parte de las tecnologías desarrolladas se han
demostrado en proyectos en laboratorios subterráneos
y análogos naturales (Tabla 15).
Actividades futuras
2. Almacenamiento definitivo
El Plan de I+D 2004-2008 debe mejorar, optimizar,
actualizar y mantener la tecnología de caracterización
de medios graníticos, potenciando el desarrollo
de proyectos integrados. La caracterización
desde superficie y desde laboratorios subterráneos
debe mantenerse.
Así las actividades del nuevo plan serán, de acuerdo
con sus objetivos:
Tecnologías de Caracterización
Verificación de las técnicas geofísicas para
caracterización de vías de flujo así como su
respuesta hidráulica.
Desarrollo de actividades hidrogeológicas
e hidrogeoquímicas a profundidades supe-
Tecnologías de Caracterización Identificación de mecanismos de retención Verificación de modelos numéricos
Tomografía sísmica en medios graníticos y
sísmica de alta resolución.
Métodos de identificación
de discontinuidades por microscopia
cofocal laser.
Equipos móviles de testificación
e hidrogeológica y testificación
hidrogeoquímica
Equipos de medidas in situ de gases
nobles.
Aplicaciones sistemáticas de medidas de
“gases nobles”
Instrumentación y monitorización
de sondeos.
Equipos de ensayos de migración
con líquidos y gases
Equipos para ensayos de migración en
laboratorio combinando, propiedades
físico-químicas de materiales con las
condiciones hidrodinámicas del medio.
Equipos de identificación y caracterización
de coloides
Verificación SERIE CORE
Verificación SERIE TRANSIN
Verificación SERIE INVERTO
Verificación SERIE RETRASO
119

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
120
Tabla 15
Demostración de metodologías y tecnologías.
Proyecto Berrocal:
(Antigua mina de uranio. España)
Proyecto Ratones:
(España, antigua mina de uranio)
Proyecto FEBEX
(Grimsel-Suiza)
Proyecto GAM
(Grimsel-Suiza)
Proyecto True Block
(Äspö-Suecia)
riores a 500 m adaptado las tecnologías y
metodologías.
Adquisición y verificación de herramientas
de visualización 3D, medidas de flujo, descripción
de testigos y orientación de sondeos.
Sistema de gestión integrada de la información
de caracterización
Mejora de las técnicas geofísicas aplicadas
a rocas cristalinas.
Modelización hidrogeológica e hidrogeoquímica
Mejora de los modelos de transporte reactivo
y verificación de los métodos de modelización.
Mejora de manuales y garantía de calidad
de códigos numéricos
Desarrollos locales en los códigos e integración
de todos ellos en una sola plataforma.
Caracterización de procesos
Continuación de las actividades de caracterización
hidrogeológica e hidrogeoquímica
en laboratorios subterráneos y en sistemas
naturales.
Mejora de la tecnología de extracción del
agua de la matriz y de la caracterización de
redes fisurales y rellenos fisurales.
Análisis del efecto de la presencia de micro-organismos
y su modelización asociada.
Gestión de datos: recopilación sistemática de
datos, tecnologías y metodologías.
Demostración de tecnologías de ensayos de migración y verificación de modelos de flujo
y transporte de radionucleidos en medios fracturados
Demostración de nuevas tecnologías geofísicas, hidrogeológicas, geoquímicas y mecánicas.
Ha constituido el mejor campo de demostración de ENRESA del funcionamiento
de la barrera geológica en granitos.
Caracterización hidrogeológica de medios de baja permeabilidad, técnicas de
caracterización de propiedades físicas de la matriz, transporte de coloides y comportamiento
THM de la barrera geológica y la EDZ en granitos
Desarrollo y verificación de tecnologías de ensayos de trazadores y modelos de transporte
Acoplamiento de modelos estocásticos y modelos deterministas para la interpretación
del flujo y transporte
2.3.3. Caracterización del funcionamiento
de un medio arcilloso
El desarrollo de la tecnología para caracterizar el
funcionamiento de un medio arcilloso se ha promovido
con posterioridad al del granito, si bien se ha
contado tanto con los desarrollos puestos a punto
para dicho medio, como y sobre todo, aquellos derivados
de la I+D asociada a en barreas de arcilla
compactada.
El soporte para la realización de la I+D fue inicialmente
el laboratorio subterráneo de Mol (Bélgica) y
posteriormente y sobre todo, el laboratorio subterráneo
de Mt. Terri (Suiza), junto con un importante
esfuerzo en laboratorios propios.
A tal efecto, investigadores de CIEMAT, AITEMIN,
Enviros Spain, DM Iberia, UPV, UDC, UPM y CSIC-
Jaume Almera, han constituido el núcleo fundamental
para abordar la caracterización de este tipo
de medios, y constituyen hoy un importante soporte
para ENRESA.
El programa se ha desarrollado básicamente a partir
del año 1997, coincidiendo con la incorporación al
Proyecto Internacional de Mt. Terri, en su fase 2. A lo
largo de estos años se ha producido un avance muy
importante en todos los aspectos reales tales como:
Desarrollo instrumental específico de arcillas
(Hidráulica, Mecánica y Geoquímica).
Medida de parámetros H-M y geoquímicos in
situ (Permeabilidad, Deformación conteniendo
agua, química del agua de poro, etc.)

Técnicas de extracción in situ y en laboratorio
de agua de la formación.
Monitorización Hidromecánica: desarrollo instrumental,
gestión de datos e instalaciones
Modelización Geoquímica: desarrollo y verificación
de códigos de transporte reactivo. Serie
CORE.
Modelización hidromecánica e hidrogeológica
(THM y THM (c))
Tecnología de perforación y excavación
(Impacto hidráulico y geoquímico de las distintas
técnicas.
El desarrollo de los proyectos ha combinado la utilización
de los testigos de los sondeos obtenidos en
el Plan de Búsqueda de Emplazamiento (finalizado
en 1996) con el desarrollo de experimentos en el
laboratorio subterráneo de Mont Terri (Figura 27) y
con una incipiente participación en el laboratorio
subterráneo de BURE (Francia).
El desarrollo de las actividades se ha considerado
desde tres aspectos:
a) Funcionamiento de la barrera geológica en su
estado no perturbado por el repositorio.
b) Funcionamiento de la barrera geológica considerando
el efecto del repositorio.
c) Funcionamiento y caracterización de la EDZ.
Desarrollo Científico
2. Almacenamiento definitivo
En el primer caso el programa en I+D se ha focalizado
en la aplicación de las técnicas de caracterización
en el laboratorio de Mt. Terri y en testigos de
sondeos recuperados de campañas antiguas. Se ha
profundizado en:
Desarrollo y verificación de tecnologías de caracterización
y verificación de la geometría,
historia geológica, tectónica, discontinuidades,
etc. de las formaciones arcillosas.
Desarrollo y verificación de tecnologías para
caracterizar el funcionamiento hidrogeológico
e hidrogeoquímico.
Desarrollo y verificación de tecnologías para
caracterizar el funcionamiento Mecánico.
Desarrollo y verificación de tecnologías para el
funcionamiento geoquímico.
Una de las dificultades ha sido la propia representatividad
del material de los sondeos citados. No
Figura 27. Esquema geológico y ubicación de zonas experimentales en el laboratorio subterráneo de Mt. Terri.
121

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
obstante, mediante un minucioso análisis y una reconstrucción
utilizando modelos numéricos, se ha
podido cuantificar la representatividad de las muestras
disponibles y las conclusiones obtenidas en los
análisis. (Figura 28)
Así mismo, se ha realizado un estudio geoquímico
exhaustivo de la evolución de la mineralogía y de la
química del agua de poro, utilizando distintas técnicas
de extracción, que se han ido poniendo a punto
a lo largo del proyecto.
La modelización geoquímica ha sido clave para verificar
como ha ido variando la composición química
el agua, lo que a su vez da una información pre-
122
Desarrollo de técnicas
cisa de las capacidades de transporte de radionucleidos
en la formación.
Referente al funcionamiento de la barrera geológica
en el entorno del repositorio la I+D se ha orientado
a:
Caracterización del efecto de la excavación en
el funcionamiento hidráulico, mecánico y geoquímico
de la barrera geológica.
Caracterización del efecto de la hidratación de
la barrera de arcilla y de la liberación de calor
y radionucleidos en su funcionamiento mecánico,
hidráulico y geoquímico.
PERFORACIÓN DE SONDEOS Y CONSERVACIÓN DE MUESTRAS
Uso de técnicas de perforación que alteren los menos posible la formación. P. ej: empleo de N 2 (Proyecto Mt. Terri)
Empleo de triple tubo y almacenamiento de los testigos en bolsas de aluminio selladas, purgadas con Ar y al vacio.
INSTRUMENTACIÓN DE SONDEOS
Aislamiento de zonas de interés para obtención de parámetros y muestras de agua representativos de la formación
Instrumentación con materiales inertes para evitar alteraciones
Descripción de los testigos de sondeo (Mt Terri)
ad sst sst sst sst sst ad ad
sst sst sst sst ad
cc cc
+ - + - cc
+ - + -
ad ad
7.9 8.0 8.1 8.2 8.3 8.4 8.5 8.6 8.7 8.8 8.9 9.0 9.1 9.2 9.3
.
(PVC, delrin) (Mt.Terri)
MEDIDAS “IN SITU”
Parámetros sensibles a la alteración (pH, Eh, alcalinidad, Fe(II)/Fe(III), Sulfuros)
Selección
de muestras
Mineralogía y geoquímica
Propiedades físicas
Obtención del agua
intersticial en laboratorio:
Squeezing
Extractos acuosos
MEDIDAS EN EL LABORATORIO
Equipo
para obtención
del agua
intersticial
Figura 28. Esquema metodológico para la caracterización de medios arcillosos mediante ensayos in situ y en laboratorio.

Efecto en la barrera geológica y en el repositorio
de fenómenos naturales no predecibles (terremotos,
cambio-climático, etc.).
Todas estas actividades se han realizado en Mont
Terri.
Desarrollo Tecnológico
Los principales desarrollos incluyen:
Laboratorio móvil de caracterización de propiedades
hidráulicas desde superficie.
Desarrollo de piezómetros para análisis de
evolución hidromecánica.
Desarrollo de equipos de laboratorio para medida
de propiedades constitutivas de la arcilla
y su respuesta frente a la hidratación, calor y
tensión.
Se han desarrollado y/o adaptado a las arcillas
códigos numéricos de las series INVERTO,
TRANSIN y CORE, al igual que el código FLAC.
Se ha desarrollado igualmente el código CODE
BRIGHT paa análisis del comportamiento THM
de arcillas.
El grado de desarrollo en el conocimiento y la tecnología
necesaria para caracterizar los procesos y
parámetros más relevantes de la arcilla se describen
en la tabla 10.
Tabla 16
Proyectos en el área de demostración.
Actividades de Demostración
Proyecto Actividades de demostración realizadas
HE (Mt. Terri)
EB (Mt. Terri)
2. Almacenamiento definitivo
Las actividades de demostración constituyen una
parte importante del programa de I+D de ENRESA
en formaciones arcillosas. Las actividades y proyectos
más relevantes se indican en la tabla 16.
Desde el punto de vista de la demostración de los
desarrollos de las tecnologías puesta a punto, todos
los proyectos han sido de gran relevancia
La medida de parámetros hidromecánicos requiere
una instrumentación muy precisa en su
colocación, gestión de datos e interpretación.
La selección de sensores y control de calidad
de las medidas ha supuesto un trabajo importante,
muy bien desarrollado por AITEMIN. En
ese sentido hay que destacar la experiencia
operacional alcanzada en la instrumentación
de parámetros hidráulicos, mecanismos y químicas
de grandes ensayos a escala real. (Figura
29)
Se han desarrollado y verificado equipos específicos
para medir la piezometría de las formaciones
arcillosas, si bien todavía requieren mejoras
tanto instrumentales como operacionales.
Se han desarrollado y verificado equipos específicos
para el muestreo in situ del agua de la
formación. (Figura 30)
Propagación del calor y funcionamiento de las barrera de arcilla compactada (Mont Terri) en medio arcilloso
(hidratación, deformación, evolución química, etc).
Colocación e hidratación de barreras de arcilla combinando bloques y pellets. Reajuste de la EDZ una vez hidratados
los bloques y la barrera de arcilla. Modelos constitutivos y modelos numéricos
ED-B (Mt. Terri) Respuesta de la formación a distintas técnicas de excavación. Análisis del desarrollo y evolución de la EDZ
DI-B (Mt. Terri) Migración de radionucleidos en condiciones reales
DI-A (Mt. Terri) Extracción del agua de poro de la arcilla
VE (Mt. Terri)
MOREX-REP (Bure)
Ensayos del funcionamiento hidro-mecánico a gran escala, mediante la saturación/desaturación de la barrera
geológica por el sistema de ventilación. Evolución de propiedades hidro-mecánicas en el repositorio en función del
tiempo transcurrido entre la excavación y la colocación de los residuos, de acuerdo con unas condiciones específicas
de ventilación. Evolución de la EDZ durante la fase de construcción.
Modelización de la respuesta de la arcilla francesa de referencia por efecto de la excavación del pozo de acceso del
laboratorio subterráneo en BURE (Francia)
123

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
Se ha diseñado, construido y verificado instrumentales
para la medida de coeficientes de difusión.
Se han aplicado y verificado códigos geoquímicos
explicativos de la evolución de la química
del agua de poro.
Se están verificando modelos de transporte
reactivo para interpretar los ensayos de difusión
y la evolución de los parámetros químicos
de la arcilla española de referencia y en los
ensayos de difusión de Mt. Terri. (Figura 31)
Se han desarrollado nuevos modelos constitutivos
del funcionamiento hidromecánico de este
tipo de arcillas, sobre la base del CODE
BRIGHT idealizando la roca como un material
de matriz arcillosa a cementado.
Puede decirse que existe un conjunto de desarrollos
aplicados a la barrera geológica de arcilla en el
ámbito de la geoquímica, la hidrogeología y geomecánica
y la migración, de gran relevancia y en
pleno proceso de aplicación-verificación
124
Figura 29. Actividad de I+D en el laboratorio subterráneo de Mont Terri (Proyecto HE).
Actividades futuras
El objetivo del Plan 2004-2008 en la caracterización
de formaciones arcillosas se focaliza en las
áreas principales:
a) Verificar la aplicabilidad de las tecnologías
desarrolladas para medios arcillosos compactados
en medios arcillosos plásticos.
b) Poner a punto la tecnología de análisis de
idoneidad de una formación arcillosa mediante
su caracterización desde superficie.
c) Continuar con el desarrollo de equipos, verificación
de modelos y obtención de parámetros
clave relacionados con el impacto del repositorio
en la formación arcillosa (EDZ y Formación).(Caracterización
de la formación arcillosa
desde el laboratorio subterráneo).
d) Instrumentación y monitorización de formaciones
arcillosas.
Las prioridades del programa de I+D en lo referente
a desarrollo científico, tecnológico y demostración,
son los siguientes:

1 2
3
CARACTERIZACIÓN ON SITE
Perforación de sondeos y conservación de testigos
Ar Line down
Ar
CO 2
Manometer
Pressure Transducter
Sampling interval pressure
Anoxic chamber
Perforación con aire
Ensayos de extracción y caracterización del agua intersticial in situ
Ar Line up
Eh pH Conduct .
Opalinus Clay
Sampling port
2,5 2,5 mm
BB orehole orehole 20 20 mm depth depth
Para inyección de gas
y alimentación de la
cámara anóxica con Ar+CO 2
Sistema de regulación
de gas para el proceso
de regeneración de la
cámara anóxica con
Ar+1%H2
2,5 2,5 mm
1 1 .0 .0 mm 1 1 .0 .0 mm
IN/O IN/O UT UT ll ine ine ss of of GG as as
Pore water
sampling
Pore pressure
LL ín ín ee aa dd ee aa cc ee rr oo ii nox nox id id aa bb ll ee
33 11 66 LL dd ee ss aa ll id id aa dd ee aa gg uu aa
Inflatable
Packer 1 m
56 56 mm mm diame diame te te rr
316L SS or PVC
central tubing
316L porous
stainless steel tubing
PDGs para control de la
inyección de gas al sondeo
y a la cámara anóxica
Gas para inflar
el packer
8 -way connector
Borosilicate glass
bottle 250 mL
3 way -valve
Peristaltic
pump
Perforación con nitrógeno
Broca de perforación de diamante Obtención de testigos inalterados Conservación de las muestras con Ar o N y en vacío
2
Instrumentación y muestreo de agua
en los sondeos BWS-A
Ensayo BDI-B1 para la obtención y caracterización de agua intersticial y medida in situ de pH, Eh y alcalinidad
Instrumentación del sondeo
mediante tubería porosa
Sampling Port
Ar +1%CO 2
Sampling Port
1/8” SS tubing
Recirculación de un agua sintética de composición química obtenida por
modelización: medida de parámetros físico-químicos en línea y determinación
de variaciones composicionales debido a diferentes procesos de interacción
agua-roca (PC-Experiment)
Gas line
SS Filter Quick
connect
Ions
3 -way
connector
8 vials with septum and valves
Collection vessel rack
Anoxic Chamber
CO 2 pH /Eh/ Cond .
Panel de control del ensayo Vista general del ensayo: Instrumentación de superficie con
una cámara anóxica para la obtención de agua instersticial inalterada
S - 2
Fe 2+
Isotopes
Alkalinity
Medida de Fe (II) y alcalinidad
2. Almacenamiento definitivo
Figura 30. Desarrollo de actividades de I+D en el laboratorio subterráneo de Mont Terri. Perforación, extracción y conservación de testigos
y caracterización del agua intersticial
125

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
Desarrollo Científico
Barrera geológica
Caracterización de los efectos del repositorio
en la hidratación y los mecanismos de flujo y
transporte.
Caracterización de los efectos del repositorio
en los mecanismos de retención y en el proceso
de hidratación.
Efecto del calor en las propiedades hidro-mecánicas
y geoquímicas de la barrera geológica.
Papel de la microbiología.
Mejora de las tecnologías de caracterización del
estado tensional y su evolución con la excavación
126
EL MODELO NUMÉRICO
Geometría del modelo
Malla de
elementos
finitos
Tramo obturado
Trazadores
Se ha realizado un modelo numérico completamente tridimensional y anisótropo. El modelo contempla
una descripción realista de la geometría experimental, incluyendo el sondeo, el obturador y la placa de
acero situada en el fondo de la perforación.
Se han realizado simulaciones predictivas para el comportamiento de los trazadores inyectados (deuterio,
yoduro, litio y renio), teniendo en cuenta los procesos de difusión molecular y sorción. Los ensayos de
difusión realizados en condiciones de laboratorio mostraron claramente el efecto de la anisotropía debida
a las discontinuidades naturales de la Formación Opalinus.
En el modelo numérico, la difusión molecular se incorpora por medio de un tensor de difusión.
Figura 31. Geometría y malla del modelo numérico aplicado para simular la difusión de los trazadores en el experimento DI-A
del laboratorio subterráneo de Mt. Terri (Suiza).
EDZ
Efecto de escala en la permeabilidad.
Impacto de la variabilidad espacial en parámetros
clave (permeabilidad, Kd, etc.)
Integración de los datos experimentales
Efecto del mantenimiento abierto difusión de
pozos y galerías en la EDZ.
Reversibilidad (irreversibilidad de la EDZ)
Reajuste de la EDZ con los sitemas de sostenimiento
y con las barreras de arcilla (hidratación).
Evolución de la química del agua en la EDZ

Transporte en la EDZ
Recarga de la EDZ
Análisis y verificación del impacto de los métodos
de construcción de la EDZ.
Modelos conceptuales de funcionamiento.
Desarrollo Tecnológico
Mejora de las tecnologías geológicas, geoquímicas
e hidromecánicas (extracción de agua
de la formación, tecnología de difusión, piezometría
hidro-mecánicas).
Mejora de la unidad móvil para su aplicación
en laboratorios subterráneos y para incluir ensayos
de fracturación hidraúlica.
Desarrollo de micro-piezómetros para análisis
de la evaluación HM de la EDZ.
Aplicación del código CODE BRIGHT en la
EDZ.
Adaptación de modelos numéricos que consideren
el diseño, simulaciones de sellado. Modelos
de transporte en la EDZ.
Desarrollo de modelos THMCB para arcillas.
Demostración
Barrera geológica
EDZ
Fracturación hidráulica
Fluencia a largo plazo
Demostración de procesos de sorción
Autosellado y evolución química y transporte
Demostración de códigos.
Demostración de la tecnología de caracterización
Demostración de los procesos de transporte.
Para desarrollar estas actividades se plantean dos
líneas específicas que incluyen las siguientes acciones:
Caracterización desde superficie
Desarrollo y verificación de tecnologías de
perforación que permite la instrumentación
y testificación de las formaciones
2. Almacenamiento definitivo
Desarrollo instrumental y verificación necesario
para la testificación hidráulica de formaciones
arcillosas.
Comportamiento THM de las arcillas plásticas
Evolución de las propiedades mecánicas a
largo plazo.
Caracterización desde el campo próximo
Efecto de la ventilación en la desaturación/
saturación en el entorno de la galería. Efecto
hidráulico y mecánico. Implicaciones de
diseño y operaciones (continuación proyecto
VE).
Respuesta de las formaciones arcillosas a la
excavación de pozos y galerías. Aplicaciones
de modelos numéricos basados en el funcionamiento
elastico-plástico de las arcillas.
Intercomparación de códigos THM de las
formaciones arcillosas.
2.3.4. Migración de radionucleidos
en la geosfera
La I+D aplicada al estudio de los procesos de migración
de radionucleidos es crítica para poder obtener
conocimientos y datos imprescindibles para
las evaluaciones de la seguridad.
En planes de I+D precedentes, ENRESA ha desarrollado
actividades muy importantes en todos los
ámbitos de la migración.
El estudio de los mecanismos de los procesos
de migración
La migración en los materiales de las barreras
de ingeniería
La migración en medios cristalinos (rellenos fisurales
y materiales)
La migración en medios arcillosos (Difusión en
matriz y EDZ)
Para ello, ha sido necesario desarrollar una infraestructura
de laboratorios que constituyen hoy
un importante activo tecnológico (labatorio de migración,
laboratorio de coloides, laboratorio pretrofísico,
etc… )
Los proyectos Ratones, FEBEX, CRR, MATRIX, MINA
FE y otros análogos naturales han permitido la verificación
de técnicas, la identificación de procesos y
su cuantificación.
127

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
ENRESA ha conseguido un grupo integrado para
estudios de migración, compuesto por:
CIEMAT: Estudios de laboratorio, campo
y modelización.
ENVIROS SPAIN: Diseño de experimentación
y modelización
CSIC-Jaume Almera: Diseño de experimentos y
modelización
UDC: Modelización de procesos
químicos y geoquímicos
Desarrollo Científico
Los estudios de migración se ha focalizado en la
caracterización de los procesos de interacción de
los radionucleidos con los minerales que componen
la barrera geológica y su modelización.
Granitos: Se ha abordado tanto desde superficie,
como es el caso de Mina Ratones, como desde laboratorios
subterráneos como es el caso de FEBEX
o CRR.
En ambos casos la I+D ha desarrollado:
Caracterización detallada de la microestructura
del material y propiedades físicas (superficies
disponibles, estructura de poros, bordes
de grano, etc.)
Ensayos en columna para determinar la interacción
radionucleido/matriz y radionucleido/
relleno fisural
Ensayos entre radionucleidos y materiales específicos
Análisis de la dispersión y movilización de elementos
traza y Tierras Raras en materiales graníticos.
Modelización de los procesos de migración en
matriz y en fisura, y de la distribución de elementos
traza naturales. Modelos de evaluación
agua de poro-roca y su incidencia en la migración.
etc. (Figura 32)
Migración en forma coloidal, a partir de los
coloides generados en la barrera de arcilla o
en los rellenos arcillosos de formas graníticas
(Proyecto CRR)
En el proyecto Ratones, se ha realizado un exhaustivo
estudio del funcionamiento geoquímico y su incidencia
en la migración, tanto interpretando la distribución
natural de elementos traza y radionucleidos
128
como utilizando muestras de este granito en ensayos
de laboratorio.
En análogos naturales y principalmente en el denominado
MATRIX, relizado a partir de las mineralizaciones
uraníferas de Mina Fe en Salamanca, se han
analizado los procesos de migración de radionucleidos
naturales bajo las condiciones realistas de
los sistemas naturales, en distintas condiciones de
Eh y pH, así mismo de funcionamiento hidráulico
(saturado/no saturado).
Como resultado de las investigaciones realizadas
puede considerarse que:
Están puestas a punto metodologías para la
obtención sistemática de coeficientes de distribución
y cálculo de factores de retardo de los
radionucleidos en laboratorios.
Puesta a punto de técnicas para establecer y
caracterizar superficies de reacción mineral.
Metodología de ensayos de migración en columna
y en bloque
Se han obtenido datos específicos de radionucleidos
tales como U, Th, Se, Ni,… en su interacción
con los materiales graníticos.
Se han obtenido datos realistas del papel de
los coloides en el transporte
Se dispone de una metodología integral para
caracterizar los procesos de migración en su
matriz granítica.
Arcillas: Gran parte de las actividades de estudios
de migración se han desarrollado a través de:
a) Análisis geoquímico sistemático y ensayos de
migración, utilizando sondeos de formaciones
arcillosas españolas.
b) Desarrollo de los proyectos DI-A, DI-B y PC
en el laboratorio subterráneo de Mt. Terri. (Figura
33)
Los procesos de migración en arcillas, pueden en
parte asimilarse a los que tienen lugar en las barreras
de arcilla compactada, por lo que se ha producido
una transferencia de conocimientos y tecnologías
entre ambas áreas.
En el caso de las arcillas el estado hidro-mecánico
es más relevante para el transporte que en el caso
de los granitos.
Asimismo la tecnología necesaria para caracterizar
la migración en arcillas es más sofisticada y requie-

e tiempos muy largos, debido a que el principal
mecanismo de migración es la difusión.
Los principales resultados obtenidos son:
Se dispone de coeficientes de distribución de
los radionucleidos principales en materiales arcillosos.
Se dispone de la metodología para su análisis.
Desarrollo Tecnológico
ESQUEMA DE TRANSPORTE EN ROCAS CRISTALINAS
Advección/dispersión en la red de fracturas.
Sorción sobre las paredes y en los rellenos fisurales.
Difusión en la matriz rocosa.
Ejemplo de testigos utilizados en ensayos de transporte
FRACTURA
ABIERTA
Radionucleidos
En el campo de la migración, se han puesto a punto
las siguientes tecnologías:
Difusión en la matriz / sorción
Porosidad accesible, Coef. Difusión
Coeficiente de distribución
Advección
Dispersión
FRACTURA
CRISTALIZADA
Conc. RN
Concentración RN
en la matriz
Apertura de
la fractura
Profundidad difusión
en la matriz
Radionucleidos
Profundidad difusión
en la matriz
DEFINICIÓN DE PARÁMETROS
La capacidad de sorción de un elemento sobre un material geológico se mide mediante el coeficiente de distribución,
K d,
que representa la relación entre la concentración de soluto sobre el medio sólido (S) y su concentración en la fase líquida (C).
Coeficiente de distribución
El transporte de un soluto que se adsorbe se “retrasa” debido a la sorción. El factor de retardo, R, f que representa las veces
que el agua va más deprisa que el soluto, mide ese retraso. El factor de retardo está relacionado con el coeficiente
de distribución mediante:
Factor de retardo
donde b es la densidad y la porosidad del medio.
La ecuación general del transporte en 1-D, considerando la interacción con el medio es:
Ecuación general de transporte
La ecuación que describe el transporte advectivo de soluto a lo largo de una fractura,
considerando la dispersión longitudinal, la sorción sobre la superficie de la fractura,
y la difusión en la matriz porosa de la roca es:
dispersión advección
sorción
difusión en la matriz
dispersión sorción
2
C C C r b S
= D - v -
2
t x x q t
adveción
Cf concentración en el fluido de la fractura
Cp concentración en el agua de poro de la matriz
DL coeficiente de dispersión
Vf velocidad del fluido en la fractura
De coeficiente de difusión efectivo en los poros
de la matriz
B apertura de la fractura
t tiempo
constante desintegración
x distancia a lo largo fractura
z distancia en la matriz
R factor de retardo
f
2. Almacenamiento definitivo
Figura 32. Conceptos básicos utilizados en los estudios de migración en rocas graníticas.
Instrumentación de laboratorio para obtención
Kd y coeficientes de migración en granitos y
arcillas.
Instrumentación para muestreo y caracterización
de coloides.
Metodología para análisis y medida de coeficientes
de difusión.
Instrumentación para análisis in situ de coeficientes
de difusión.
Instrumentación para la obtención de agua de
poro in situ.
Verificación instrumentación de las técnicas de
extracción de agua de poro.
129

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
Desarrollo futuro
El Plan 2004-2008, plantea las siguientes actividades
en el área de migración:
130
EL EXPERIMENTO DE DIFUSIÓN DI-B
Se enmarca dentro de un proyecto
liderado por ENRESA para el estudio
de la difusión molecular y
la hidroquímica en la Formación
“Opalinus Clay” del Laboratorio
Subterráneo de Mont Terri (Suiza).
El Experimento DI-B consiste en un
sondeo vertical con la sección final
obturada, donde se procede a
la inyección de un cóctel de trazadores
no radiactivos. Durante el experimento
se determinan las evoluciones
de temporales de las concentraciones
de cada trazador en el sondeo.
Al cabo de un año se realizará la
sobreperforación del sondeo para
la extracción de la arcilla circundante.
Posteriormente se determinarán
las distribuciones espaciales de
los trazadores en la formación arcillosa.
Figura 33. Experimento de difusión en el laboratorio subterráneo de Mont Terri. Ubicación y esquema experimental.
a) Medios Cristalinos
Desarrollo del proyecto GLOMING: Ensayo in
situ integrado para analizar los procesos de
migración en el entorno de las galerías de almacenamiento
(Fase post-clausura del repositorio):
Difusión en matriz
Advención/Dispersión/Difusión
Papel de los coloides
Migración en fracturas
Modelización de procesos
Medida de las vías de migración
Mecanismos de migración y funcionamiento
hidráulico.

) Medios arcillosos
Arcillas plásticas: Profundizar en el conocimiento
de los procesos de migración en arcillas
plásticas españolas.
Selección de materiales
Ensayos de laboratorio: Coeficientes de
difusión
Ensayos in situ
Modelos
Arcillas compactadas:
Ensayos de difusión
Modelización transporte en arcillas
Parte de las actividades de migración en granito y arcilla
se acometerán dentro de un proyecto del 6 PM,
cuya expresión de interés se denominó FUNMIG, y
que posteriormente se ha presentado como propuesta,
esperándose el inicio de las actividades al
final del año 2004.
2.3.5. Infraestructura y análogos
naturales
Algunos de los desarrollos tecnológicos realizados
tienen ya más de 10 años y se han utilizado con
una gran profusión en muchos proyectos (Unidades
móviles hidrogeoquímica, instrumentación sondeos,
etc.) y en otros casos existen carencias en lo referente
a instrumentación.
Dentro de este Plan de I+D se pretende contribuir a
actualizar algunos de los desarrollos y a mejorar
tecnológicamente otros.
Así las áreas de actuación son:
a) Mejora de equipos de la Unidad Móvil de hidrogeoquímica.
b) Desarrollo y verificación de microsensores y
sensores de fibra óptica.
c) Automatización de los sistemas de monitorización
piezométrica de sondeos y de visualización
de sondeos.
d) Integración de los modelos numéricos en una
sola plataforma donde los distintos códigos están
almacenados y pueden ser descargados,
con la opción más adecuada en función del
problema a resolver. Esto implica, programación
modular, integración de base de datos, integración
de sistemas informáticos, desarrollo e
integración de módulos pre/post proceso, normalización
de versiones, etc..
e) Adaptación de la Unidad Móvil de hidrogeología
a la caracterización de arcillas (ensayos
de fracturación hidromecánica)
f) Puesta a punto de equipo para medida de
propiedades hidromecánicas en función de la
temperatura y evolución a largo plazo.
El desarrollo de estas actividades estará condicionado
por la disponibilidad de fondos y por la urgencia
en la aplicación de estos desarrollos.
Los análogos naturales han sido una parte importante
de los programas de I+D anteriores y han permitido
poner de manifiesto la importancia de algunos
procesos, así como verificar equipos y modelos.
En el momento actual es difícil plantear grandes
proyectos de análogos naturales, pero si es necesario
progresar en algunos puntos específicos. Así se
pretende abordar:
Mejor conocimiento del efecto del calor y la
salinidad a largo plazo en la estabilidad de la
bentonita (continuación Barra).
Movilidad de elementos traza homólogos de
los actínidos en distintos ambientes (continuación
Matrix).
Integración de los datos obtenidos y gestión de
la información: Base de datos (continuación
Nanet).
2.4. Biosfera
2.4.1. Introducción
2. Almacenamiento definitivo
La biosfera es uno de los componentes del sistema
de almacenamiento del AGP y es el receptor final
del impacto del repositorio. Los radionucleidos que
hipotéticamente se liberaran de la matriz del residuo,
y que fueran capaces de atravesar las barreras
de ingeniería y la barrera geológica alcanzarían, en
muy bajas concentración, la biosfera, donde se diluirían
y se incorporarían como el resto de elementos
traza existentes, al funcionamiento habitual de
este subsistema.
Dado que es en este subsistema donde se encuentra
el hombre y los seres vivos, puede decirse que la
biosfera es el receptor final de los radionucleidos
que se liberan y por tanto es fundamental conocer:
131

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
a) Cómo funciona y cómo se van a movilizar/retener
los radionucleidos en la biosfera.
b) Cómo pueden incorporarse los radionucleidos
desde la biosfera al hombre. Bajo qué condiciones,
en qué concentración con qué posibilidad,
etc.
c) Cómo puede cuantificarse y modelizarse este
comportamiento.
d) Cómo evoluciona con el tiempo la biosfera y
cuál será el impacto en la movilización/acumulación
de radionucleidos en el hombre y la
biosfera.
La característica que establece la diferencia entre
biosfera y los demás componentes del AGP es su
variabilidad y continuo cambio. El sistema biosférico
es fundamental en la evaluación de la seguridad
pues condiciona los cálculos finales de dosis y efectos
de las radiaciones.
ENRESA ha considerado desde el inicio de su I+D,
la necesidad de disponer de infraestructura en este
campo sobre todo en aquellos aspectos relacionados
con la gestión de los residuos, orientados a conocer
los efectos de la biosfera en el resto de com-
132
Modelo Conceptual
Modelo de
Transporte
Interpretación
de resultados
ponentes y la biosfera como receptora final de los
residuos.
2.4.2. Infraestructura Básica
La I+D en este campo se ha orientado a:
a) Obtener información precisa del comportamiento
de radionucleidos en la biosfera.
b) Desarrollar herramientas numéricas que permitan
cuantificar el potencial impacto en el
hombre (en términos de dosis) de la presencia
de radionucleidos en la biosfera. (Figura 34)
c) Establecer efectos del cambio ambiental en la
biosfera. (Evolución de la biosfera con el tiempo).
(Figura 35)
d) Establecer biosferas de referencia que permitan
realizar evaluaciones de seguridad bajo
distintas hipótesis razonables de evolución ambiental.
Para todo ello, ha construido el programa BIORAD,
en el que CIEMAT, UPM-ETSIMM, ENVIROS y UDC,
son los organismos fundamentales que soportan estas
actividades, con una intensa participación en los
programas de la UE:
Representación
del Sistema /
Procesos
Selección
de FEPs
Selección de Datos
Representación conceptual mediante
matrices de interacción:
1 - Desarrollo de una matriz que describe la
transferencia entre las diversas áreas;
2 - Matrices corresponden a las transferencias
de actividad dentro de cada subárea.
Figura 34. Esquema aplicado en la modificación de la biosfera dentro de los ejercicios de evaluación de la seguridad.

EQUIP
BIOCLIM
PADAMOT
BIOSMOSA
BIOPROTA
Sistemas Representativos del Largo Plazo
Identificación
y ustificación del Sistema
Descripción
del Sistema/s
Definición de Escenarios,
Diagrama de influencia de FEPs externos sobre el sistema,
Efectos sobre el sistema biosférico y su dinámica,
Identificación de componentes principales del sistema
Definición grupos
de población
Clima
desértico
El programa combina tres líneas de progreso:
a) Mejora en el conocimiento del comportamiento
de los radionucleidos en los distintos compartimentos
de la biosfera, sus mecanismos de
interacción, movilización, transporte, etc., así
como los modelos numéricos asociados.
Definiendo un determinado tipo de biosfera se
dispone de modelos conceptuales y numéricos
para calcular el efecto de la presencia de
radionucleidos.
b) Paleo-estudios: El largo horizonte temporal para
el que hay que demostrar la seguridad de
un AGP implica, que al menos debe conocerse
como ha sido el funcionamiento ambiental en
un periodo similar pero anterior. (Paleoambiente)
Se trata de establecer cómo ha ido variando
el medio ambiente y qué parámetros controlan
esa evolución, como base para poder hacer
estimaciones fiables de evolución de cara
al futuro.
Requiere técnicas de identificación de cambios
ambientales relacionados con la evolución
de la biosfera y establecer secuencias
Clima templado
continental
paleoambientales (temperatura, pluviometría,
vegetación, infiltración, …. etc).
c) Establecer en base a lo anterior (a y b), la
evolución futura más probable (Biosfera futura)
y calcular en esas condiciones los efectos
o el impacto de la presencia de radionucleidos
(BIOPROSPECTIVA).
En el desarrollo de conocimientos específicos y modelos
de evaluación, CIEMAT ha desarrollado un
importante conjunto de datos y herramientas, que
ENRESA aplica de forma sistemática en sus evaluaciones
de seguridad. Para cubrir el apartado de paleoambientes
se han desarrollado los proyectos
EQUIP y Paleoclima y posteriormente PADAMOT.
Para el desarrollo de la línea de bioprospectiva se ha
participado en los proyectos internacionales BIOMASS,
BIOCLIM, BIOMOVS/BIOMOSA y BIOPROTA.
Desarrollo Científico y Metodológico
2. Almacenamiento definitivo
Clima
Mediterráneo
Figura 35. Modelos de evolución de la biosfera con el tiempo.
En el campo de la biosfera la I+D ha permitido:
Desarrollo de una metodología integrada de
análisis de la biosfera que combina:
Comportamiento de radionucleidos y modelos
de cuantificación.
Caracterización Paleoambiental.
Geo/Bio-prospectiva
Cálculo y aplicación en evaluación de la
seguridad
Modelización del comportamiento de radionucleidos
en la biosfera. Se ha proseguido en
este campo los desarrollos de programas ante-
133

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
134
riores, poniéndose a punto una metodología
específica, flexible basada en el concepto de
biosfera de referencia, utilizando entornos ambientales
alternativos o acondicionados a los
que hoy podemos observar y utilizar para el
análisis de los conceptos de dosis y riesgo de
la ICRP. Esta metodología se han aplicado en
las evaluaciones de la seguridad de ENRESA
(ENRESA 2000 Granito y ENRESA 2003 Arcilla,
así como en otros ejercicios del OIEA),
BIOCLIM y BIOMOSA (5º PM).
En el proyecto Bioclim se analiza el cambio
ambiental, estableciendo en base a datos paleo-ambientales
en diversos países europeos,
simulaciones de posibles biosferas futuras.
En el proyecto BIOMOSA se han descrito las
biosferas de 5 áreas europeas comparando los
resultados y modelos en cada uno de ellos.
Actualmente se está abordando la interfase
Biosfera-Geosfera.
Estudios Paleoambientales
Mediante la selección de áreas muy específicas
en las zonas norte de la Península Ibérica
(Soria) y sur (Cuenca de Guadix-Baza), se ha
realizado una reconstrucción paleoambiental
para los dos últimos millones de años, que
sirva como base para poder hacer predicciones
fiables en la gestión de residuos a largo
plazo.
En base a todo ello se ha establecido una serie
de periodos frios y húmedos, y cálidos y
secos, que deberán reproducirse en el futuro.
Estos trabajos se ha desarrollado por equipos
de UPC-ETSIMM, UCM Cátedra de geodinámica.
Simulaciones de escenarios biosféricos
A partir de los datos obtenidos en las cuencas
de Guadix Baza-Padul y de la zona de Soria se
han aplicado modelos climáticos de evolución
de la biosfera para los próximos 200.000
años, poniéndose a punto por CIEMAT un método
para ampliar la resolución espacial. En
este contexto se están realizando reconstrucciones
de la evolución de la recarga de los
acuíferos. Estas actividades se incluyen dentro
de BIOCLIM y PADAMOT. (Figura 36)
Actividades Futuras
En la figura 37 se indica la estructura acoplada de
los proyectos en biosfera induidos en el programa
BIORAD.
Para el periodo 2004-2008 estos equipos de investigación
deberán concentrarse en las líneas:
a) Mantener y optimizar los modelos y herramientas
de cuantificación del comportamiento
de los radionucleidos en la biosfera.
b) Mejorar la información disponible referente al
comportamiento de los radionucleidos en la
biosfera, (Procesos y parámetros que lo regulan),
así como mejora en la obtención de registros
paleoambientales para una definición
mas precisa de las biosferas futuras. La interfase
geosfera-biosfera es también un punto
crítico que requiere mejoras.
c) Desarrollo de actividades que supongan un
incremento en la confianza, viabilidad y seguridad
del concepto AGP, (simulación ambiental,
concepto básico de seguridad y reducción
de incertidumbres). El resumen de logros y líneas
de progreso en las áreas incluidas en la
biosfera se muestra en la tabla 17.
El esquema integrador de las futuras actividades y de
la secuencia de actuación se indica en la figura 38.
Para el periodo 2004-2008 las actividades en biosfera
se concretarán en proyectos relacionados con:
Paleoindicadores
Escenarios Bioclimáticos
Interfase Gesofera-Biosfera
Biosfera de referencia
Construcción de escenarios, mejora de evaluaciones
y reducción de incertidumbres
Los productos que deberán obtenerse son:
Metodologías de interpretación de indicadores
climáticos en registros continuos.
Metodologías de reconstrucción de escenarios
bioclimáticos.
Mejora de las bases de datos de procesos y
parámetros en biosfera.
Metodologías de tratamiento y modelización
de la biosfera (Herramientas/metodologías).

APROXIMACIÓN DETERMINISTA
MÉTODOS DE GENERACIÓN DE ESCENARIOS CLIMÁTICOS (Teoría de Milanlovtich)
INCREMENTO DE RESOLUCIÓN ESPACIAL Y TEMPORAL (DOWNSCALING)
CARACTERIZACIÓN
CLIMÁTICA
Y AMBIENTAL
ESCALA GLOBAL/HEMISFÉRICA (LARGO PLAZO)
ESCALA LOCAL/REGIONAL ESCALA REGIONAL
MODELOS
CLIMÁTICOS SENCILLOS
Ignoran la complejidad del SC
y el efecto antrópico sobre el clima
Correlación directa entre los parámetros
orbitales y los registros paleoclimáticos
La predictibilidad de las variaciones
orbitales permite crear escenarios de CC
a escala global
Distintas variables para representar el CC
(insolación, volumen de hielo global)
Las reconstrucciones del pasado son
razonablemente buenas
MODELO ACLIN (Astronomical
Climatic Index) (Kukla et al, 1979)
Métodos de reducción de
escala: Basado en umbrales
Secuencia de escenarios climáticos
a largo plazo en la Península Ibérica
basados en ACLIN-1 (PT ENRESA O1/97)
(Esc. Climático ENRESA -2000 basado
en el escenario 1 de la secuecia)
DATOS PALEOCLIMÁTICOS
(inferencias a partir de registros
polínicos, sedimentos de lago, etc)
Requieren transformación
en variables climáticas
GEOPERSPECTIVA
(construye escenarios coherentes con la evolución geológica
de la región de interés) Sistema PROSPECT (Mod. Castor)
APROXIMACIÓN DISCRETA, JERÁRQUICA APROXIMACIÓN CONTINUA, INTEGRADA
Incluyen la respuesta del SC a las variaciones orbitales y de CO2atmosférico (natural y de origen antrópico)
Forcing de CO2 y resultados de volumen de
hielo continental y temperatura superficial
media anual del Hemisferio Norte* (Mod.
LLN-2D-NH de la UCL/ASTR de Bélgica)
Métodos de reducción de escala:
GCMs + Modelos de vegetación
Diferencia entre la temperatura media de Junio,
Julio y Agosto en Europa dentro de 67 ka AP y la
obtenida para una simulación del presente*
(Mod. IPSL_CM4-D, CEA/LSCE francés)
Métodos de reducción de escala:
- Dinámico (Modelos regionales
de Area Limitada)
EVOLUCIÓN EN LA MODELIZACIÓN
MODELOS CLIMÁTICOS DE COMPLEJIDAD INTERMEDIA
Parámetros orbitales e insolación en
Junio a 65ºN (UCL/ASTR de Bélgica)
Evolución de la concentración de CO2 atmosférico para
escenarios de emisión ‘alta’ y ‘baja’ combinados con la
evolución natural de CO 2 (mod. de Burgess, 1998)
Diferencia entre la temperatura media de Junio,
Julio y Agosto en Europa dentro de 67 ka AP y la
obtenida para una simulación del presente* (Mod.
MAR, UCL/ASTR de Bélgica)
Escenarios climáticos
globales/ hemisféricos
a largo plazo
Selección de situaciones climáticas
específicas para análisis detallado
(‘snapshots’)
BG: suelo desnudo
TeNLE: Bosque Templ. perenne hoja fina
TeBLE: Bosque Templ. perenne hoja ancha
TeBLS: Bosque Templ. caduco hoja ancha
BNLE: Bosque Boreal perenne hoja fina
BBLS: Bosque Boreal caduco hoja ancha
BNLS: Bosque Boreal caduco hoja fina
C3g y C4g: Herbáceas
C3a: agricultura (trigo)
Distribución simulada de Tipos
de Plantas Funcionales en Europa
dentro de 67 ka AP* (Mod. ORCHIDEE,
CEA/LSCE francés)
Temperatura superficial anual media de
los Hemisferios Norte y Sur (en negro)
* (Mod.MoBidiC, UCL/ASTR de Bélgica )
Aproximaciones jerárquica e integrada
actualmente utilizadas de manera
complementaria en el Proyecto
Comunitario BIOCLIM en el que participa
ENRESA
(*Figuras tomadas de este Proyecto)
MODELOS CLIMÁTICOS DE COMPLEJIDAD
INTERMEDIA + MODELOS DE VEGETACIÓN DINÁMICOS
Escenarios climáticos globales
continuos a largo plazo
Resultados Julio de la calibración para el
Último Máx.Glacial* (UCL/ASTR de Bélgica )
Índice climático del Sur Peninsular para 200
ka AP a partir de resultados del mod.
MoBidiC *(UEA del Reino Unido)
DATOS de ESTACIONES CLIMÁTICAS ANÁLOGAS
(de los climas que cabe esperar en el futuro)
Ventajas:
Flexibilidad en la selección de estaciones
Posibilidad de analizar una variedad de parámetros climáticos (T, P, evapotranspiración)
Desventajas:
Diferencias en insolación diaria y estacional entre las estaciones análogas
y el emplazamiento de interés
Subjetividad en la selección final de estaciones
2. Almacenamiento definitivo
Variaciones de la temperatura en
200 ka AP * (Mod.MoBidiC,
UCL/ASTR de Bélgica )
Métodos de reducción de escala:
- Estadístico/físico
- Basado en umbrales
Figura 36. Construcción de escenarios biosféricos.
135

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
136
BIO-PROSPECTIVA PALEO-ESTUDIOS
EQUIP
+
PALEOCLIMA
BIORAD
Escenarios en el Pasado
ST 1 ST 2 ST 3 ST 4 ST 5
Aproximación Jerárquica Aprox. Integrada
Evaluación
BIOMOVS -BIOMASS
Escenarios de Referencia
ES 1 ES 2 ES 3 ES 4 ES 5
BIOMOSA
Análisis de Escenarios de Referencia
BIOSPH 1 BIOSPH2 BIOSPH 3 BIOSPH 4 BIOSPH 5
BIOPROTA
Desarrollo de Modelos
Base de Datos
Técnicas Analíticas
Palaeoindicadores (Climatologicos / Ambientales
PADAMOT
Interpretación Climática/Ambiental
BIOCLIM
Efecto Antrópico
Figura 37. Estructura acoplada de los proyectos en biosfera: Programa Biorad (1991-2003).

Tabla 17
Resumen de logros y líneas de progreso en las áreas incluidas en la biosfera.
Áreas Logros y capacidades actuales Líneas de progreso
Obtención e interpretación
de registros geológicos
Reconstrucción
de la evolución
paleo–ambiental
Evaluación de impacto
radiológico
Modelos de transporte
y transferencia
de radionucleidos
Bases de datos
Estudio de la evolución del entorno ambiental
Identificación de indicadores geológicos;
Localización de zonas de estudio en la
Península Ibérica y obtención de testigos;
Análisis de muestras e indicadores;
Interpretación de los resultados para establecer
la edad y condiciones de formación de los
registros
Reconstrucción de la evolución bioclimática;
Modelo de recargas;
Transporte de radionucleidos y evaluación de impacto radiológico
Metodología de evaluación de impacto,
basada en el concepto de biosfera de
referencia (BIOMASS);
Aplicaciones de la metodología a entornos
agrícolas, entornos seminaturales y tipo
“pozo” (BIOMOVS II, BIOMASS y BIOMOSA)
Modelos de dispersión de radionucleidos en
cuerpos de agua superficiales y acuíferos
(interfaz geo-bio);
Modelos de transferencia a suelos y
sedimentos;
Modelos de transferencia suelos – plantas y
animales;
Modelos de cálculo de dosis al hombre;
Modelos específicos (Yodo, Cloro, Tecnecio,
Plutonio)
Verificación de modelos por intercomparación;
Validación de diversos modelos con datos
experimentales;
Sensibilidad e incertidumbre paramétrica
Herramientas y códigos de cálculo
Base de datos paramétrica (VALORA);
Datos relativos a modelos de transferencia de
radionucleidos (VALORA)
2. Almacenamiento definitivo
Completar el registro climático y ambiental del
último millón de años en la Península Ibérica;
Extrapolación de los análisis de las zonas
estudiadas a otros emplazamientos de interés
en la Península Ibérica;
Necesidad de nuevos estudios
Desarrollo de metodología de reconstrucción
bioclimática; Aproximaciones discreta y
continua (BIOCLIM);
Reconstrucción paleo – ambiental, integración
bioclimática y paisaje;
Síntesis de la evolución de variables de interés
para Evaluación de Comportamiento y
Seguridad de AGP’s;
Determinación de la variabilidad del impacto
radiológico debida a distintas condiciones
climáticas (BIOMOSA);
Integración en los ejercicios/necesidades de
Evaluación de Comportamiento y Seguridad
Modelos: mejor estimación (BIOPROTA)
Consideración de la especiación radioquímica
(BIOPROTA);
Obtención de datos experimentales de mayor
aplicación a las condiciones nacionales;
Estudio de análogos naturales con objeto de
validación de modelos
Base de datos y datos internacionales de
Evaluaciones de Comportamiento (BIOPROTA);
Integración de las mejores estimaciones en
VALORA (BIOPROTA);
137

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
138
Tabla 17
Resumen de logros y líneas de progreso en las áreas incluidas en la biosfera. (Continuación)
Áreas Logros y capacidades actuales Líneas de progreso
Herramientas y Códigos de
cálculo para impacto
radiológico
Códigos de cálculo para
balance de agua
Códigos de cálculo para
transporte reactivo
1 Interfase BGB. Interfase Biosfera-geosfera-Biosfera.
Herramientas y códigos de cálculo
Herramientas de ayuda a la definición de
modelos. Listas de FEPs y matrices de
interacción (SIFYR);
Definición de modelos de transferencia y
resolución de ecuaciones (AMBER);
Balance de masa en cuencas de drenaje
(VISUAL-BALAN)
(CORE-LE)
Adaptación e integración de herramientas a los
nuevos desarrollos;
Aplicación al largo plazo y de forma discreta
Optimización en la interpretación y evaluación de
procesos en la interfase BGB 1

Completar y mejorar los registros
geológicos del último millón
de años en la P.I.
Reconstrucción paleo-ambiental
del último millón
de años en la P.I.
Interfaz
Geosfera-Biosfera
Término Fuente
a la Biosfera
Completar y mejorar la información climática
y ambiental del último millón de años en la PI
Mejorar y optimizar la metodología
de reconstrucción de la información climática
y ambiental del último millón de años en la PI
Desarrollo de metodologías de evaluación
de los procesos de la interfaz BGB
PROGRAMA I+D BIOSFERA
(2004-2008)
DESCRIPCIÓN
DE LA SECUENCIA AMBIENTAL
ESCENARIO DE
EVOLUCIÓN AMBIENTAL
DESCRIPCIÓN DE LA/S
BIOSFERA/S DE REFERENCIA
Escenarios de Evaluación de Seguridad
EVALUACIÓN DE COMPORTAMIENTO Y SEGURIDAD
Desarrollo de escenarios biosféricos
Evaluación y cálculo
de biosferas de referencia
2. Almacenamiento definitivo
Figura 38A. Esquema de actuaciones del nuevo programa BIORAD.
Integración de información, resultados,
metodologías y herramientas numéricas
en los ejercicios de PA
Figura 38B. Secuencia de actividades del nuevo programa BIORAD.
Evaluación de la Incertidumbre
Secretaría Técnica
139

3. Evaluación de la seguridad
3. Evaluación
de la seguridad

3. Evaluación de la seguridad

En la gestión de los residuos radiactivos la evaluación
de la seguridad es la actividad que realiza el
análisis sistemático del comportamiento a largo
plazo del sistema de gestión considerado (RBMA,
RAA, etc.), cuantificando el impacto al hombre y la
biosfera en forma de valores de dosis y riesgo.
La evaluación de la seguridad es una de las actividades
receptoras finales de los resultados y conocimientos
de la I+D. Adicionalmente, la evaluación
de la seguridad requiere la utilización de métodos,
técnicas y herramientas de cálculo específicos.
Dados los largos horizontes temporales para los
que hay que demostrar la seguridad, la complejidad
de componentes, la heterogeneidad de materiales,
la anisotropía de propiedades, y su evolución
con el tiempo etc., la evaluación de la seguridad es
una actividad clave dentro de la gestión. Requiere
una metodología propia, cada vez más estandarizada
a nivel internacional, y que permite utilizar toda
la información disponible en un análisis exhaustivo
de las posibles opciones de funcionamiento a largo
plazo de un sistema de almacenamiento. Fruto de
ese análisis las evaluaciones de la seguridad no
solo pondrán de manifiesto el grado de seguridad
del sistema de almacenamiento, sino que permite
detectar tanto carencias de conocimiento y tecnologías,
que deben ser abordados en la I+D o en los
programas de caracterización de emplazamientos,
como mejoras en los diseños de la instalación.
ENRESA ha desarrollado I+D en esta línea, en estrecha
conexión con la realización de sus ejercicios
de evaluación de seguridad. Hasta el momento los
ejercicios realizados son:
Evaluación de la seguridad de un almacenamiento
en medios graníticos: 1997
Evaluación de la seguridad de un almacenamiento
en arcillas: 1998.
ENRESA 2000 Granitos.
ENRESA 2003 Arcillas.
La metodología de desarrollo de estos ejercicios ha
ido mejorándose y los requerimientos hacia la I+D
se han ido haciendo más específicos.
La evaluación de la seguridad requiere disponer de:
Criterios de seguridad definidos de forma clara
y precisa.
Diseño detallado de la instalación de almacenamiento.
Conocimiento detallado de las características y
del comportamiento a largo plazo de los componentes
de la instalación, incluido el empla-
3. Evaluación de la seguridad
zamiento,
evolución.
bajo los distintos escenarios de
Modelos numéricos que representen tanto el
comportamiento de los componentes del sistema
como el funcionamiento global del mismo.
Una metodología de análisis en la que las
fuentes del conocimiento, los modelos, los datos,
la toma de decisiones y su justificación y
lógicamente, los resultados, sean en todo momento
accesibles, traceables y evaluables.
La metodología desarrollada y seguida por ENRESA
incluye los siguientes pasos:
Definición de los criterios de seguridad de referencia.
Descripción del sistema de almacenamiento.
Análisis de las posibles evoluciones futuras del
sistema (escenarios).
Análisis del comportamiento de las distintas
barreras (modelo conceptual, modelo matemático
y cálculo).
Análisis de consecuencias.
Análisis de resultados, sensibilidad e incertidumbres.
En la figura 39 se indica la secuencia habitual de
las actividades.
Los aspectos de la evaluación de la seguridad sobre
los que la I+D tiene una incidencia son:
1. Soporte de la selección de procesos y parámetros,
suministrando los datos cuantitativos
necesarios. Bases de datos y resultados de características
de parámetros y funcionamiento
de procesos son fundamentales para el desarrollo
de las evaluaciones (Identificación y soporte
FEP’s).
2. Soporte en la construcción de escenarios, suministrando
información acerca de actividades
similares en otras evaluaciones y analizando la
realidad científica, viabilidad de los escenarios
resultantes de la combinación de procesos y
parámetros. (Construcción de Escenarios).
3. Suministro de herramientas numéricas para
modelizar el funcionamiento del sistema. La
I+D está generando modelos de muchos tipos
a muchas escalas. La evaluación de la seguridad
es una de las actividades que requiere de
estos desarrollos numéricos (Modelización)
que representen adecuadamente el comportamiento
de los componentes del sistema dentro
del funcionamiento global del mismo.
143

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
4. Interpretación de resultados y análisis de sensibilidad
e incertidumbre: Tanto desde el punto
de vista metodológico, como de verificación
científica la I+D es fundamental en esta
actividad.
Las metodologías probabilistas de evaluación
son especialmente apropiadas para el tratamiento
de las incertidumbres y los análisis de
sensibilidad. Los resultados se expresan habitualmente
mediante estadísticas después de
un post-proceso mediante herramientas numméricas
específicas. El desarrollo y puesta a
punto de éstas es uno de los objetivos de I+D
que deberá continuarse en el futuro.
La colaboración de los grupos científicos en el
análisis de resultados analizando su coherencia
y consistencia con el estado del conocimiento,
ha sido también una actividad sistemática
de los grupos de I+D.
En el desarrollo de las actividades en el área de
evaluación de la seguridad, ENRESA ha contado
con los siguientes grupos externos:
CIEMAT, UPM-ETSIMM e INITEC y EEAA han
colaborado en el desarrollo de metodologías,
desarrollos y aplicaciones de herramientas numéricas
y la coordinación y secretaría técnica
de los ejercicios de evaluación.
144
RECOGIDA DE INFORMACIÓN
DESARROLLO DE ESCENARIOS
MODELIZACIÓN
El resto de grupos de I+D, a través de los GTI
(Grupos Temáticos de Integración) han participado
en los dos últimos ejercicios realizados,
asegurando el transvase de conocimientos,
ANÁLISIS DE CONSECUENCIAS
ANÁLISIS DE SENSIBILIDAD E INCERTIDUMBRE
CONSOLIDACIÓN DEL PROCESO DE EVALUACIÓN
modelos y herramientas desarrollados dentro
de sus áreas respectivas de I+D.
Los GTI establecidos y sus objetivos son los siguientes:
Áreas Científico-Tecnológicas con GTI específicos:
Caracterización y comportamiento del residuo.
Caracterización del emplazamiento.
Caracterización y evolución de la Biosfera
Evolución geoquímica.
Comportamiento THM de las barreras y la formación
geológica
Flujo y transporte en el sistema de barreras.
Objetivos:
COMPARACIÓN CON CRITERIOS
Figura 39. Secuencia de actividades en la realización de un ejercicio de evaluación de la seguridad.
Definición de un programa detallado para cada
área en el ejercicio.
Análisis de los FEP’s y generación de bases de
datos.
Participación activa en la construcción de los
modelos conceptuales.
Generación de datos y modelos matemáticos.
Soporte técnico y científico a las aproximaciones
e hipótesis soleccionados.
Revisión de los informes técnicos y participación
en los análisis de sensibilidad y evaluación
de los resultados.
Estos GTI’s analizan los procesos, parámetros, escenarios,
resultados, modelos,… en un proceso ite-

ativo con el equipo de desarrollo de la evaluación.
Los resultados de esta organización de actividad
han sido muy buenos dado que:
Todo el conocimiento científico y tecnológico
utilizado en las evaluaciones es revisado por
todos los técnicos involucrados en el ejercicio.
Todas las hipótesis de funcionamiento y escenarios
son el resultado de reuniones de discusión
y alcanzados por consenso.
Los resultados son revisados por todos los participantes,
evaluándose la consistencia científica
de los mismos.
Los equipos de investigación obtienen información
directa sobre el papel de la I+D en las
Sorción en rellenos
de fracturas y sobre
películas de alteración
Matriz rocosa
evaluaciones, lo que ayuda al desarrollo de la
futura I+D.
Existe una conexión directa entre los modelizadores
de PA y los modelizadores que dentro de
la I+D desarrollan los modelos de detalle.
Los resultados finales de la evaluación son aceptados
y asumidos por todos los participantes.
Desarrollo Científico y Tecnológico
3. Evaluación de la seguridad
Las actividades de I+D se han orientado al desarrollo
de metodologías de construcción de escenarios,
herramientas de interpretación de resultados, modelización
de subsistemas específicos dentro de la evaluación,
o comparación de modelos aplicados a un
susbsistema específico. (Figuras 40, 41, 42 y 43)
Zona de meteorización
superficial y alta fracturación
(interfase geosfera/biosfera)
Macizo rocoso granítico
(Matriz rocosa + discontinuidades)
Coloides
Sorción en los poros
de la matriz
Difusión en la matriz
Difusión
en la matriz
Advección
Dispersión
Sorción
Figura 40. Descripción de procesos según el modelo conceptual.
145

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
Identificación de procesos
146
CÁPSULA
IDENTIFICACIÓN DE FACTORES
CLASIFICACIÓN
Y SELECCIÓN DEFACTORES
CONSTRUCCIÓN DE ESCENARIOS
CAMPO CERCANO
BENTONITA
RESIDUO
COMPORTAMIENTO
DE LAS BARRERAS
DE INGENIERÍA
TRANSPORTE
EN C.C.
Climático
Escenario de referencia
HIDROLOGÍA
CAMPO CERCANO
ENRESA ha participado en la creación y desarrollo
de la Base Internacional de FEP’S
de la NEA y actualmente colabora en su
mantenimiento.
Pozo profundo
TRANSPORTE DE R.N.
Pozo superficial
CAMPO LEJANO BIOSFERA
TRANSPORTE
EN C.L.
HIDROGEOLOGÍA
LOCAL
Sellos degradados
COMPORTAMIENTO DE LA GEOSFERA
Geodinámico
Intrusión
Figura 41. Construcción de escenarios.
TRANSPORTE
EN BIOSFERA
HIDROGEOLOGÍA
REGIONAL
Figura 42. Esquema de modelación por subsistemas.
Se ha colaborado en la selección de procesos
y parámetros dentro del proyecto FEPCAT
de la OCDE-AEN. El objetivo fue el establecimiento
de una base de datos de procesos
relevantes en arcillas. Como resultado se identificaron
más de 160 procesos y en base a

3. Evaluación de la seguridad
Figura 43. Esquema general de la evaluación de la seguridad.
147

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
148
su relevancia fueron reducidas a menos de
cien. Este documento constituye una ba- se
fundamental para la evaluación de la seguridad
en arcilla.
Base de datos de coeficientes de distribución:
La necesidad de utilizar Kd en los modelos
de transporte ha requerido el integrar
los datos propios de Kd en una base de datos
para su utilización en los ejercicios de
evaluación. A partir de esta base de datos,
que se irá actualizando con el progreso de
otras líneas de I+D se podrán obtener los
Kd necesarios.
Selección de datos de hidro-geoquímica de
granitos: En la evaluación de la seguridad
ENRESA 2000 en granito, al tratarse de un
ejercicio con un emplazamiento genérico,
se realizó un análisis de datos disponibles
de los granitos españoles para seleccionar
el que se consideró más representativo.
Construcción de escenarios
En esta línea se ha realizado una revisión
de las metodologías de construcción de escenarios
utilizados en los ejercicios publicados
hasta el momento. A partir de estos
análisis se ha elaborado una propuesta de
metodología general de construcción de escenarios,
adaptada al caso del Plan de residuos
radiactivos en España.
En otra línea se han desarrollado el análisis
de construcción de escenarios climáticos
para el futuro. La biosfera, receptora final de
los residuos, se ubicarán en un determinado
ambiente controlado por geología/Clima.
En base a los estudios paleoambientales realizados
se han desarrollado escenarios climáticos
futuros para evaluaciones de seguridad.
Modelización
Es la línea en la que se ha realizado un mayor
esfuerzo, realizando modelizaciones de detalle
dentro de algunos de los comportamientos del
sistema.
Dentro del proyecto BENIPA de la UE, se
ha desarrollado la modelización del sistema
de barreras de arcilla compactada, comprobando
las aproximaciones de distintos
países tanto en lo referente a modelos como
a funcionamiento de las barreras.
Construcción de su emplazamiento virtual en
base a resultados determinados en áreas específicas
y extrapoladas a un área sin información
utilizando métodos geoestadísticos.
Criterios
En el proyecto SPIN del 5º PM se ha abordado
el estudio de indicadores de seguridad a largo
plazo, distintos de los clásicos de dosis y riesgo.
Variabilidad natural de elementos traza,
análisis naturales, etc. están considerándose
en estos estudios.
Actividades futuras
La evaluación de la seguridad, como se ha comentado
anteriormente, es la principal consumidora de
I+D.
En cierta medida la mayoría de la I+D está orientada
a su utilización en la evaluación de la seguridad.
No obstante, se considera que son necesarios desarrollos
específicos para una mayor eficiencia de los
ejercicios. Estas actividades se centran en dos líneas
Mejora de desarrollos metodológicos
La mejora de desarrollos metodológicos incluyen:
Descripción y selección de procesos y parámetros
para granitos y arcillas.
Mejora en la identificación de la variación
espacial de procesos y parámetros.
Efectos de la variación temporal de procesos
y parámetros.
Biosfera a largo plazo: escenarios de referencia
y su evolución..
Mejora de modelos
En esta línea se pretende abordar la integración
de los modelos realizados para su aplicación
en Evaluación de la Seguridad.
Desarrollo específicos para un modelo global
de evaluación.
Selección de los modelos deterministas realizados
y ajustes para su aplicación.
Integración de los modelos en la plataforma
de aplicación interna.
Verificación del modelo utilizando las evaluaciones
ya realizadas.
Continuación de las actividades de modelos
de interpretación de resultados (MAYDAY).

4. Apoyo a instalaciones
4. Apoyo
a instalaciones

4. Apoyo a instalaciones

La I+D asociada al apoyo a instalaciones es una línea
fundamental dentro de los programas de
ENRESA. El objetivo genérico de estas actividades,
es establecer una línea continua de mejora tanto en
lo referente a aspectos operacionales como de seguridad,
derivados tanto de un mejor conocimiento
del comportamiento de los componentes de las instalaciones
como del progreso científico y tecnológico
que la sociedad va consiguiendo.
Las actividades de I+D se han agrupado en torno a
las siguientes líneas:
Tecnologías de gestión de residuos de baja y
media actividad
Desmantelamiento de instalaciones. Centro
Tecnológico Mestral
Protección Radiológica y restauración ambiental.
Monitorización de emplazamientos de instalaciones.
Dado el carácter aplicado de todas las actividades
de este área, los desarrollos científicos y tecnológicos
se han agrupado en un solo apartado.
Uno de los aspectos mas relevantes en este campo
es la creación del Centro Tecnológico Mestral, sobre
todo en lo referente a futuras actividades. Es
por ello, que se presentan con más detalle la descripción
de las líneas de investigación que se han
incluido en este Centro Tecnológico
4.1. I+D asociado a la gestión
de RBMA
4.1.1. Situación Tecnológica
La mayoría de las actividades de I+D en este área
se centran en cuatro grandes líneas asociadas con
las actividades de almacenamiento de RBMA en El
Cabril (Córdoba):
Mejora del conocimiento de las barreras de ingeniería
como contribución a una evaluación
de la seguridad más robusta.
Mejora de la capacidad de almacenamiento disponible
y minimización del volumen de residuos.
Mejora del conocimiento de las características
de los residuos almacenados.
Mejora de los procesos de tratamiento y acondicionamiento
sobre todo en casos de intervenciones
que puedan requerir nuevos sistemas.
4. Apoyo a instalaciones
Mejora del conocimiento de barreras de ingeniería
Los contenedores y celdas de almacenamiento de
hormigón son la clave de la seguridad de la instalación
de El Cabril. Ha sido y es un objetivo de
ENRESA mantener activos proyectos de I+D en el
campo de la durabilidad que permitan la mejora en
la tecnología actual incorporando desarrollos de la
I+D, o su adaptación para su aplicación a las corrientes
de residuos que puedan surgir.
El CSIC-Instituto Eduardo Torroja junto con GEOCISA,
son los principales ejecutores de estas actividades.
Las capacidades existentes a nivel nacional son suficientes
en este campo.
Mejora de la capacidad del almacenamiento
La reducción de volumen, primero por mejora en
los sistemas operacionales en las centrales nucleares
y actualmente por la aplicación de técnicas de
plasma, se presentan de cara al futuro como una
de las actuaciones más relevantes para optimizar la
capacidad de almacenamiento existente y minimizar
las necesidades futuras. En este campo, organizaciones
como CIEMAT, INASMET, NUSIM, Universidad
de Córdoba, Centro de Plasma de la UPM y
las propias Centrales Nucleares han sido las principales
artífices de los logros conseguidos.
Mejora de la caracterización e inventario de bultos
a almacenar
El conocimiento, lo más detallado y preciso posible
del contenido radiactivo y su distribución espacial, en
los bultos a almacenar en el Cabril, ha sido uno de
los principales objetivos de la I+D de ENRESA. Una
gran parte del esfuerzo se ha dedicado a la puesta a
punto y verificación de técnicas de caracterización
destructiva y no destructiva del inventario radiactivo,
de forma que el control de calidad de los bultos a
almacenar se optimice tanto desde el punto de vista
de la seguridad como de su operación (coste)
CIEMAT ha sido la organización que ha desarrollado
estos trabajos, junto con los propios laboratorios
de El Cabril.
Actualmente se cuenta con capacidades suficientes
para estas actividades, capacidades que han sido
verificadas mediante la participación en la red europea
de laboratorios de caracterización de RBMA
(Proyecto Interlab del 5º PM).
Tratamiento y acondicionamiento de residuos
Ha sido una línea clásica de actividad orientada a
demostrar la idoneidad de los sistemas de inmovili-
151

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
zación utilizados en los residuos procedentes de las
centrales nucleares, así como en los elaborados en
El Cabril. El diseño de sistemas de acondicionamiento
para otras corrientes de residuos como los
procecentes de acerías han sido también una actividad
clave. En ese sentido, las actividades principales
se orientan a la reducción del contenido en cloruros
de las matrices.
Desarrollo Científico y Tecnológico
La I+D realizada ha generado resultados específicos
en:
152
Mejora de las técnicas radioquímicas de caracterización
de bultos.
Las actividades se han orientado al desarrollo
y mejora de técnicas de caracterización radiológica
mediante la participación en proyectos
del 5º PM de la UE relacionados con la intercomparación
de análisis radioquímicos de residuos
de Proyecto INTERLAB (Figura 44), y el
desarrollo y automatización de procedimientos
analíticos para la determinación de emisores
en residuos radiactivos (DACAPO), así como a
través de ejercicios de comparación de métodos
no destructivos de caracterización (Round
Robin Test).
En este contexto, y desarrollado por CIEMAT,
se ha realizado:
Caracterización de residuos radiactivos de
naturaleza orgánica
Análisis de isótopos del Sr por cromatografía
de extracción
Separación de actínidos por co-precipitación
Extracción selectiva de actínidos por procesos
líquido-líquido
Comparación y validación de métodos analíticos
con otras organizaciones, determinando
el rango de precisión de los métodos,
detectando problemas y discrepancias
y elaborando un documento descriptivo de
técnicas y métodos analíticas.
Durabilidad de hormigón: procesos de degradación
y difusión de radionucleidos en hormigones,
respuesta frente a soluciones de salinidad
variable. etc.
Se ha mantenido el seguimiento de la evolución
de los procesos de alteración en el contenedor
experimental de simulación colocado en el Cabril,
bajo las condiciones ambientales de esta
instalación. La monitorización sigue su curso
(GEOCISA) al igual que la interpretación del
Figura 44. Proyecto Interlab. Distribución de muestras de referencia desde laboratorios españoles.

CSIC-IET, que va suministrando datos sobre la
evolución de la durabilidad de hormigón.
Reducción de volumen utilizando tecnología
plasma.
Se ha mantenido un proyecto promovido con
Iberdrola e INASMET, desarrollado principalmente
por INASMET que ha concluido la construcción
y pruebas con una planta piloto.
Desarrollo de técnicas de acondicionamiento
de residuos procedentes de acerías
Caracterización de matrices vítreas. Desarrollado
por INASMET, CSIC-ICV y promovido por
ENRESA, CSN y UNESA.
Actividades Futuras
El Plan 2004-2008 en el área de apoyo a la gestión
de residuos de baja y media actividad, pretende
mantener las actividades en este campo con un
perfil similar al desarrollado hasta el momento. Los
objetivos son:
Caracterización: Mantenimiento de las actividadesdemejoradetécnicasdeanálisisradioquímicos
destructivos y no destructivos. Creación
de una base de datos de tecnologías y resultados.
Mantenimiento de la intercomparación entre
distintos laboratorios. Desarrollo de procedimientos
de medida de nuevos radionucleidos.
Durabilidad: Mantenimiento de los ensayos in
situ de durabilidad sobre contenedores tipo del
Cabril.
Mejora de los modelos de vida en servicio de
estructuras.
Análisis de comportamiento a largo plazo bajo
condiciones de mayor salinidad en cloruros y
sulfatos.
Mejora del conocimiento sobre la difusión de
radionucleidos en hormigones.
Profundizar en el comportamiento de matrices
diversas y sin interacción con otras barreras
Obtención de datos sobre comportamiento del
hormigón bajo la acción de secuencias de humectación/desecación.
Durabilidad de barreras para residuos de muy
baja actividad.
Acondicionamiento: Mejora de las técnicas de
acondicionamiento de residuos no convencionales
y residuos de muy baja actividad. Reducción
del contenido en cloruros en matrices y
desarrollo de prototipos verificados para el
acondicionamiento.
Reducción de volumen: Desarrollo, construcción
y verificación de una planta de demostración
industrial para la aplicación de la reducción
de volumen por plasma.
Estudio de otros tratamientos alternativos (vitrificación
in situ).
Proyecto piloto para implantar planes de gestión,
incluida la desclasificación, con el objeto
de reducir volumen y optimizar la gestión.
Comportamiento termodinámico de radionucleidos
en hornos de acero con objeto de mejorar
la preparación de la respuesta ante eventuales
incidentes radiológicos.
4.2. I+D de apoyo
al desmantelamiento
de instalaciones nucleares
Situación Tecnológica
4. Apoyo a instalaciones
El desmantelamiento de la antigua fábrica de uranio
de Andújar y el de la Central Nuclear de Vandellós I,
ha supuesto un importante campo de pruebas para
la puesta a punto y verificación de técnicas de descontaminación
de materiales (hormigones, metales,
plásticos, etc). así como de técnicas de corte que
generen un bajo impacto radiológico. El CSIC-IET,
CIEMAT, UPC y GEOCISA ha desarrollado importantes
capacidades en este campo que serán de
aplicación en actividades futuras de ENRESA.
Entre estas actividades destacan las relacionadas
con técnicas de medida de contenido radiactivo
con vistas a la desclasificación radiológica de materiales.
Desarrollados en colaboración con CSN y
las Centrales Nucleares han sido de gran relevancia
dada la necesidad de hacer medidas seguras y
representativas del contenido radiactivo de materiales
procedentes del desmantelamiento para su
posible desclasificación.
Tanto las técnicas de muestreo como las medidas
de materiales con geometrías variables y complejas,
han requerido el desarrollo de proyectos especiales,
cuyos resultados permiten una optimización siempre
dentro de la seguridad del desmantelamiento. Estas
tecnologías y metodologías se aplicarán en el futuro
por ENRESA.
153

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
154
Descontaminación de suelos
La UPC-CSIC ha utilizado la modelación hidrogeoquímica como herramienta para evaluar y analizar la evolución
natural de la contaminación de Cs-137 en la zona no saturada del terreno SROA (Vandellós-I) y para proponer
estrategias de descontaminación, considerando el intercambio catiónico con el K y el contenido de arcillas (illita).
La alternativa analizada es el lavado del suelo con agua de mar enriquecida con K, mediante el modelo numérico
desarrollado (RETRASOa) que tiene en cuenta el flujo preferencial y el intercambio catiónico del Cs-137 por el K.
[ 137 Cs + ][mol/kgw]
1,E-09
1,E-10
1,E-11
1,E-12
Caso I
Caso II
1,E-13
0 500 1000 1500 2000 2500 3000 3500 4000
Tiempo [días]
1 er lavado del suelo
2 do lavado del suelo
Condiciones naturales
Curvas de salida de 137Cs (concentraciones que
entran a las aguas subterráneas), cuando se
considera un solo paso de lavado (Caso I), o dos
pasos de lavado (Caso II).
Para el apoyo de la modelización, Geocisa ha efectuado
una caracterización radiológica y geotécnica del terreno, junto
con ensayos de laboratorio, orientados a la determinación
de la viabilidad de las técnicas de descontaminación seleccionadas:
separación física por tamaños, lavados con distintos reactivos
y en distintas condiciones, y ensayos electrocinéticos Ensayo de lixiviación
Desclasificación como vía de gestión de materiales residuales
Figura 45. Metodología de descontaminación de suelos.
Esta línea de actuación, autorizada por el CSN en julio de 2001, ha permitido a ENRESA gestionar en Vandellós-I como convencionales
todos los materiales limpios que se hayan generado en el desmantelamiento de zonas con implicaciones radiológicas.
Las Unidades de Manejo autorizadas eran sometidas a la medida íntegra con el medidor de bajo fondo (Box Counter), un dispositivo que analiza
la carga radiológica del material mediante espectrometría gamma, y que permite ratificar que el material no excede los niveles establecidos.
El desarrollo de este proceso ha permitido trabajar en la instalación a escala industrial y al mismo tiempo conseguir los niveles de precisión exigidos.
Box Counter
Segregación de materiales residuales
Figura 46. Desclasificación. Segregación de materiales y vista del “Box Counter”.

Desarrollo Científico y Tecnológico
Las actividades se ha focalizado en:
Descontaminación de suelos
Técnicas de desclasificación como vía de gestión
Descontaminación de materiales metálicos utilizando
tecnología láser.
Caracterización de la corrosividad de la atmósfera
interior del contenedor.
Caracterización del grafito.
Los estudios de descontaminación han sido realizado
por UPC/CSIC, utilizando la modelización hidrogeoquímica
como herramienta fundamental y los códigos
desarrollados en otros ámbitos de la I+D (Almacenamiento
Definitivo). Esta modelización se ha
apoyado con datos geotécnicos y radiológicos obtenidos
por Geocisa. (Figura 45). En base a esto, se
han establecido propuestas específicas de descontaminación.
Referente a la desclasificación, las actividades de
I+D en esta línea se han orientado al desarrollo de
técnicas y metodologías de medida. Se ensayaron
4. Apoyo a instalaciones
medidas íntegradas con un medidor de bajo fondo,
dispositivo que analiza la carga radiológica
mediante espectrometría y permite analizar si el
material está por debajo de los límites establecidos
de desclasificación. (Figura 46)
La descontaminación de materiales por láser es otra
delastécnicaspuestaapunto,mediantelacolaboración
con el Centro Láser de la UPM. Se han aplicado
técnicas láser en superficies metálicas y de hormigón,
obteniéndose buenos resultados. (Figura 47)
El estudio de la atmósfera del interior del cajón del
reactor fue realizado por CSIC (CENIM) en los distintos
tipos de materiales metálicos existentes. Se
han utilizado probetas y técnicas de monitorización
en el interior. (Figura 48)
Referente al grafito se han mantenido las actividades
de caracterización radioquímica para una mejor
definición de su inventario radiactivo utilizando
técnicas espectrométricas de medición de emisores
, y . (Figura 49)
Dentro del desarrollo de las actividades de desmantelamiento
hay que citar la creación del Centro Tecnológico
Mestral, que aglutinará de cara al futuro
las actividades de I+D en desmantelamiento.
Descontaminación de materiales metálicos y hormigones por láser
El Centro Láser de la UPM ha realizado un estudio de investigación de la aplicación del láser a la descontaminación
radiactiva de superficies, consistente en dos series de ensayos en superficies metálicas y de hormigón. Para ello
ha utilizado diversos tipos de material base, con y sin recubrimientos plásticos. En concreto, las dos campañas
experimentales han consistido en: la descontaminación con láser impulsional de superficies metálicas cubiertas
de óxido o pintura y la de elementos pétreos y de hormigón sin recubrir o cubiertos previamente de una pintura
de base orgánica en distintas condiciones de irradiación.
Distribución espacial
del número de pulsos
por punto en hormigón
Dispositivo
experimental
Probetas de ensayo
Figura 47. Descontaminación de materiales utilizando técnicas láser.
155

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
156
Corrosividad de la atmósfera interior del cajón del reactor de Vandellós-I
El Centro Nacional de Investigaciones Metalúrgicas (CENIM/CSIC) viene realizando un estudio de corrosividad de
la atmósfera del interior del cajón del reactor en tres pozos habilitados al efecto.
La medida de la corrosividad atmosférica de los distintos materiales metálicos que integran las estructuras existentes
en el interior del cajón se realiza mediante: a) medida directa de la pérdida de masa (corrosión) de probetas testigo
situadas en el interior del cajón y su evolución durante el periodo de latencia, y b) monitoreo de la corrosividad
instantánea mediante sensores de resistencia eléctrica.
Medida
directa
de pérdida
de masa
PROCESO DE CARACTERIZACIÓN
Monitoreo de corrosividad instantánea
Figura 48. Metodología de control de la atmósfera interna del cajón del reactor (Vandellós I).
Sobre 58 muestras:
Molienda y preparación de la muestra en la geometría adecuada
Determinación de los índices ytotal Determinación directa por espectrometría gamma
3 14
Determinación de H y C por centelleo en fase líquida
Sobre 6 muestras seleccionadas en función del índice a y b total:
Mineralización
36
Análisis de material volatil ( Cl)
238 239/40 241 242 244 234 238
Determinación de emisores a ( Pu, Pu, Am, Cm, Cm, U y U)
41/45 55/59 59/63 89/90 93m/94 241
Determinación de emisores - ( Ca, Fe, Ni, Sr, Ni y Pu)
Figura 49. Esquema analítico de la caracterización radioquímica del grafito.

Los objetivos del Mestral son:
Desarrollar I+D de aplicación al nivel III de
desmantelamiento de la Central Nuclear Vandellós
Iyaotros desmantelamientos futuros.
Crear una plataforma de formación en desmantelamiento.
Establecer relaciones de colaboración con universidades,
CIEMAT y otras instituciones para
cubrir los objetivos anteriores.
Se va a desarrollar una colaboración con EPRI
(EE.UU.) referente a la participación en el seguimiento
de su programa de I+D en desmantelamiento,
para su aplicación en la Central Nuclear José Cabrera.
Lás áreas de trabajo contempladas son:
Experiencias y lecciones aprendidas en el desmantelamiento
de centrales.
Guías sobre aspectos reguladores o de licencia.
Gestión de residuos resultantes del desmantelamiento.
Caracterización y liberación del emplazamiento.
Guías de planificación del desmantelamiento.
Desarrollo y demostración de tecnologías avanzadas
de descontaminación y desmantelamiento.
Actividades Futuras
Puesta en funcionamiento del Centro Tecnológico
Mestral que aglutine las actividades en este campo.
Los resultados previsibles del desarrollo de los proyectos
en el Centro Tecnológico Mestral pueden
clasificarse en:
Desarrollos instrumentales: robótica para la
toma de muestras y caracterización radiológica,
telemanipuladores para la inspección del
interior del cajón así como para el desmantelamiento
y corte de estructuras internas, modularización
de equipos de descontaminación y
medida, planta piloto para la descontaminación
de suelos.
Desarrollos metodológicos: metodología y secuencia
de desmantelamiento para nivel III, métodos
de caracterización radiológica de componentes
internos, métodos de gestión de residuos
especiales.
Medida de radionucleidos significativos.
Desarrollos numéricos: modelización de procesos
de migración en suelos contaminados.
Predicciones de comportamiento a largo pla-
zo frente a la corrosividad e integridad de estructuras.
Bases de datos de técnicas, costes y residuos
del desmantelamiento, y capacidad de gestión
abierta de las mismas.
Cursos de formación a terceros.
4. Apoyo a instalaciones
Certificación ISO 14.000 de los procesos de
desmantelamiento de ENRESA y otros productos
de evaluación del coste ambiental.
Otros desarrollos y sistemas que surjan.
Para ello se plantea el desarrollo de las siguientes
líneas de investigación:
Línea 1. Comportamiento a largo plazo/durabilidad
del cajón del reactor y estructuras internas
El objetivo es la realización de medidas y pruebas
que permitan vigilar la estanqueidad del confinamiento
del cajón, controlar su estabilidad estructural
y analizar el envejecimiento del hormigón sus armaduras
así como las estructuras internas.
En esta área encajarán proyectos de metrología de
confinamiento, patología de estructuras, medida de
corrosividad de materiales, modelos de predicción.
Línea 2. Caracterización radiológica de materiales
del cajón y sus internos
El objetivo de esta línea es el desarrollo de herramientas
telemanipuladas que permitan la toma de
muestras en el interior del cajón del reactor para su
posterior caracterización radiológica y mejor estimación
del inventario de actividad existente con vistas
al desmantelamiento.
Es necesario desarrollar proyectos para la toma de
muestras de diferentes materiales para su posterior
análisis y dado que algunos de estos materiales se
encuentran en ambientes hostiles, será necesario desarrollar
herramientas teleoperadas para la obtención
de probetas de aceros, hormigones, grafito, etc.
Línea 3. Tecnologías de desmantelamiento del cajón
y sus internos (nivel 3)
El objetivo es el análisis comparativo de diferentes
estrategias y metodologías de desmantelamiento
para el nivel III para optimizar costes e impacto radiológico,
así como el estudio de técnicas de corte
y descontaminación.
Proyectos relativos a técnicas de descontaminación
de hormigones y reproducibilidad y automatización
de las medidas de caracterización
de los mismo.
157

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
Desarrollo de herramientas eficientes de corte
teleoperadas.
Desarrollo de técnicas de demolición de estructuras
fuertemente armadas.
Proyectos de imágenes tridimensionales de sólidos
y modelización de los mismos a superficies
elementales para su caracterización radiológica.
Análisis multisecuencia. Incidencias del orden
en la consecución de los objetivos finales.
Retorno de experiencia del desmantelamiento aplicable
a nuevos proyectos de construcción de instalaciones
nucleares. Materiales modularización.
Línea 4. Gestión de residuos especiales
El objetivo es encontrar soluciones de tratamiento,
acondicionamiento y almacenamiento final para residuos
radiactivos.
Acondicionamiento, estabilización, inertización
de residuos especiales, tales como: grafito,
magnesio, etc.
Análisis de la aplicabilidad de otras tecnologías
utilizadas en residuos especiales.
Técnicas y métodos de reciclado de materiales
radiactivos.
Línea 5. Tecnologías de recuperación de terrenos
contaminados
El objetivo de esta línea es la recuperación de terrenos
contaminados que posibiliten su libre utilización
en el futuro. Esta línea se focaliza en el análisis de
los procesos de transporte de radionucleidos en
suelos contaminados para, sobre la base de los resultados,
ejecutar las acciones de recuperación más
adecuadas.
Proyectos de mejora de las técnicas de caracterización
de suelos y aguas contaminadas, el
estudio de los mecanismos de retención y
transporte, y la puesta a punto y verificación
de los modelos numéricos.
Proyectos de descontaminación y limpieza de
suelos en base a ensayos en laboratorio y en
planta piloto.
Línea 6. Gestión de conocimiento
El objetivo es estructurar y soportar el conocimiento
adquirido por las experiencias de ENRESA en tecnologías
de desmantelamiento, residuos generados,
impactos radiológicos y costes asociados, etc.
158
Proyectos de gestión de datos
Conocer los datos reales “as-built” del proyecto,
a modo de ejemplo: costes por edificio,
por técnica, por volumen de residuos, etc.
Definir los ratios y parámetros que puedan
ser extrapolables a futuros proyectos con la
finalidad de especificar y contratar.
Alimentar con mayor verosimilitud los datos
de las estimaciones y presupuestos de la
empresa en materia económica y de volumen
de residuos en los procesos de desmantelamiento.
Proyectos de organización documental
El producto documental de un proyecto de
desmantelamiento como el de Vandellós, debe
ser gestionado de una forma estructurada para
su consulta o reutilización, las principales actividades
serán selección, recopilación, clasificación
y posiblemente cambio de soporte de la
documentación necesaria para el desmantelamiento
de nivel 3.
Línea 7. Estudios Ambientales
El objetivo de esta línea de investigación es la evaluación
de los aspectos ambientales del desmantelamiento,
bien como actividad aislada o como parte
final de un ciclo productivo energético.
Proyectos de carga ambiental del desmantelamiento,
integrado en proyectos generales de
cargas ambientales de las diferentes fuentes de
generación de energía.
Actividades de procedimentación y auditoría
encaminadas a la obtención de la certificación
ISO 14.000 de las actividades de desmantelamiento
realizadas por ENRESA.
4.3. Protección radiológica
y restauración ambiental
Dentro del Plan de I+D se contempla la necesidad
de mejorar los conocimientos científicos para poder
contribuir al establecimiento de criterios en protección
radiológica aplicada a la gestión de residuos
radiactivos así como disponer de capacidades tecnológicas
de intervención postaccidental y de restauración
ambiental.
CIEMAT y las Universidades de Sevilla, Cantabria,
Córdoba, Extremadura y País Vasco, han sido las

principales organizaciones involucradas en este
campo.
Dentro de la I+D se ha dedicado un especial interés
a las actividades orientadas a obtener la información
sobre el comportamiento de radionucleidos
en la biosfera, aportar información para el
desarrollo de criterios de Protección Radiológica
específicamente en áreas de aplicaciones operativas
de la protección radiológica; incluida la restauración
de zonas afectadas por contaminantes
radiactivos.
El desarrollo científico y tecnológico se consiguió a
través de los proyectos:
BIOCOM-COMRA sobre el comportamiento
de radionucleidos en la biosfera realizado por
CIEMAT.
CPR. “Estudio de soporte sobre criterios y aplicaciones
de protección radiológica”. Realizado
por CIEMAT.
FASSET. “Framework for assessment of environmental
impact” Realizado por CIEMAT.
DOSIN. “Comparación de técnicas “in vivo e
in vitro”, para la medida de contaminación interna
por actínidos” Realizado por CIEMAT.
(Figura 50)
VULNES. “Vulnerabilidad específica de ecosistemas
agrícolas españoles” Realizado por CIEMAT
(Figura 51)
“Mecanismos de transferencia de radionucleidos
en el medio ambiente. (radiactividad natural
en la ría de Huelva)”. Realizado por la U.
de Sevilla.
Transferencia de radionucleidos y elementos
estables del sustrato al vegetal. Evaluación para
la recuperación de suelos contaminados
(radiactividad natural en zona de actividad minera)”.
Realizado por la U. de Extremadura.
Adecuación de los sistemas de potabilización
para la eliminación de contenido radiológico en
aguas (radiactividad natural y eventual contaminación
con radionucleidos artificiales). Realizado
por la U. de Extremadura y del País Vasco. (Figura
52)
A través de estos proyectos se están consiguiendo
datos específicos sobre el impacto de los radionucleidos
en distintos ambientes de la Península Ibérica,
un mejor conocimiento de los efectos de la radiación,
una disponibilidad de tecnologías más
eficaces para la medida de dosis y en definitiva una
base científica y tecnológica que puede apoyar el
establecimiento y la aplicación de criterios de protección
radiológica cada vez más realistas en lo referente
a la gestión de residuos radiactivos y a la
restauración ambiental de zonas afectadas por contaminantes
radiactivos.
Los resultados más relevantes desde el último Plan
de I+D se refieren a:
Disminución del impacto radiológico mediante
un tratamiento adecuado en la potabilización
de aguas para reducir el contenido de radionucleidos
naturales.
Mejor conocimiento sobre los mecanismos de
transferencia de los radionucleidos en el medio
ambiente (Ra, Pu, U, Ba, Cs, Am, Pa, etc..)
Respuesta de los suelos españoles frente a la
contaminación radiactiva
Mecanismos de transferencia de la radiactividad
ambiental a especies vegetales muy sensibles
(hongos).
Mejora de las técnicas de medida “in vivo” e
“in vitro” para la medida de la contaminación
interna por actínidos y su efecto en las evaluaciones
dosimétricas.
Actividades futuras
4. Apoyo a instalaciones
Las actividades de I+D en el campo de la protección
radiológica y restauración ambiental van a
continuar en la misma línea que en planes precedentes.
Se mantendrán por tanto actividades en las
líneas de:
Mejora del conocimiento del comportamiento
a corto plazo de los radionucleidos en los sistemas
superficiales de la biosfera: acuíferos,
lagos y suelos.
Mejora del conocimiento de la respuesta de
suelos y parte superior de la geosfera frente al
impacto de los radionucleidos y optimización
de acciones de remedio.
Mejora de las tecnologías para caracterizar
el efecto de las radiaciones y la evaluación
dosimétrica.
Soportar en base a los resultados anteriores la
aplicación de los criterios de protección radiológica
en el ámbito de la gestión de residuos y
la restauración ambiental.
159

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
160
241
2.- MEDIDAS IN VIVO DE Am CON SISTEMA LE Ge EN PULMÓN Y EN HUESOS
2.1.- Desarrollo de técnicas de medida in-Vivo de incorporaciones internas ocupacionales. GEOMETRÍA PULMÓN.
2.1.1- Sistema de detección LE Ge
Excelente resolución espectral (RX yg)
4 Detectores LEGe: 70 mm diámetro,
25 mm espesor, ventanaCarbon Epoxy
Software ABACOS-GPC, Genie- 2000
E= 10-1000KeV
Tmed= 45 min.
Calibración: Maniquí LLNL + Pulmones
241 Am/ 152 Eu+ capas torácicas
Espesores Tor ácicos Calib:1.67-4.27 cm
Multi-eficiencia:
para cada espesor torácico
2.1.2.- Actividad Mínima Detectable (AMD) de 241Am en pulmón
Norma ANSI N13.30 + Criterio de Currie aplicado a Personas Blanco
AMD(Bq)
=
4.65*
Ef * Tc
Fondo
3
+
Ef * Tc
= 7.5 Bq
241
Am(ET
= 2.6 cm)
Geometría operativa: Ef vertical (cps/Bq)= 6.56E-3 ±3% AMD= 8.5 Bq
Geometría más eficiente: Ef envolvente (cps/Bq)= 8.15E-3 ±3%; AMD= 7 Bq
Eficiencia (c/g)
Comparación de las Eficiencias
Matemática (MCNP) y Experimental en función de la distancia.
GEOMETRÍA ENVOLVENTE
2,50E-02
2,00E-02
1,50E-02
1,00E-02
5,00E-03
y = -0,0016x + 0,0257
R 2 = 0,9921
Ef-envolv-MCNP
Ef-envolvente-exp
Lineal (Ef-envolvente-exp)
Lineal (Ef-envolv-MCNP)
y = -0,001x + 0,0235
R 2 = 0,9974
0,00E+00
0 2 4 6 8 10 12 14
Distancia (cm)
Esp.Torác. AMD 241 Am
(cm) (Bq)
2,27 6,62
2,42 7,31
2,56 7,53
3,08 9,71
3,11 9,78
3,35 10,60
3,37 10,80
3,79 13,00
4,09 13,40
2.2.- Desarrollo de técnicas de medida in-Vivo de incorporaciones crónicas y post-accidente. GEOMETRÍA HUESOS.
2.2.1.- Medida de 241 Am en CRÁNEO
* Eficiencia experimental (E= 59.5 keV)
- Maniquí Cohen (NY,USA)
- Estudio de geometrías: vertical, girada
y envolvente. Optimización de Eficiencia.
* Calibración matemática (MCNP)
- Maniquí a partir de imágenes TAC
- Simulación Monte Carlo: sistema LEGe,
transporte de la radiación, eficiencia,...
* Eficiencia experimental de 241 Am en cráneo. Cálculo de AMD (1200 s)
- Sistema LE Ge a d=2 cm de la cabeza:
- Estudio de geometrías: variación de Eficiencia con la distancia.
Eficiencia (c/g)
2,50E-02
2,00E-02
Ef-Envolvente:
y = -0,0016x + 0,0257
R 2 = 0,9921
Ef-Vertical:
y = -0,0012x + 0,0216
R 2 = 0,9712
Ef-Girada:
y = -0,0012x + 0,0226
R 2 1,50E-02
1,00E-02
5,00E-03
0,00E+00
=0,975
0 2 4 6 8 10
Distancia (cm)
12 14
2.2.1.- Medida de 241 Am en RODILLA
241
* Maniquí Calibración: Rodilla Spitz + simuladores de huesos con Am, junto a maniquí LLNL
AMD »11 Bq 241 Am
- Ef (cps/Bq) = 4.361E-3 ±4%
- Sistema LE Ge sobre 2 rodillas
-d=2cm
- Tc= 1800 s
241Am RX Eg=59.5 g keV
250000
200000
150000
100000
50000
0
0 50 100 150
Figura 50. Metodología de medida de contaminación interna mediante técnicas “in vivo” e “in vitro”.

4.4. I+D asociado
al emplazamiento
de instalaciones
Desarrollo Científico y Tecnológico
Estas actividades se focalizan en el emplazamiento
del almacenamiento de El Cabril. El emplazamiento
de la instalación del Cabril no forma parte de los
elementos de seguridad activa de la instalación. Sin
Tipo de
Suelo
embargo, su funcionamiento hidrogeológico e hidrogeoquímico
es fundamental para estudios de
seguridad a largo plazo.
Dada la complejidad del emplazamiento, que se
sitúa en un medio geológico de baja permeabilidad
se han desarrollado actividades de I+D referentes
a:
Mejora del modelo hidrogeológico
Vulnerabilidad radiológica de los suelos peninsulares
e el caso de la vía de la cadena alimentaria (Trueba et al.,2000a)
%
Ocupación
137
a) Cs
Muy baja Baja Media Alta Muy alta
1 2 3 4 5
Agua Urbano Sin dato
4. Apoyo a instalaciones
Mejora de la caracterización del funcionamiento
hidrogeoquímico
90
b) Sr
Uso del suelo Factor de transferencia
Clase
textural
Bk 7,51 Arcilloso
Be 5,35 Franco
RN Índice
Vuln.
137 Cs 2
90 Sr 1
137 Cs
a.-Estimado en Trueba et al.,
2000a;
-1
-1
b.-Expresado en Bq kg peso seco planta / Bq kg peso seco suelo
TLS = Tierras de Labor en Secano
CHR = Cultivos Herbáceos en Regadío
3
90 Sr 2
Uso Suelo TF b
TLS: cereal
TLS: leguminosa
CHR
TLS: cereal
TLS: leguminosa
CHR
TLS: cereal
TLS:leguminosa
CHR
TLS: cereal
TLS:leguminosa
CHR
Sensibilidad Radiológica
1.4 10 2 - Leguminosa=Cereal < CHR
1.1 10 2 -
1.2 10 -1
7.1 10 2 - Cereal

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
Estas actividades han sido desarrollado por el equipo
compuesto por:
CIEMAT: Hidrogeoquímica
AITEMIN: Testificación Hidráulica y Bases
de Datos
UPC-DIT: Modelización hidrogeológica
INGEMISA: Apoyo a la Gestión y la Integración.
CSIC-Instituto
Jaume Almera: Revisión geológico-estructural
Este equipo, derivado de las actividades de caracterización
de la barrera geológica, puesto a punto en
el proyecto Ratones, dispone de una gran experiencia
y versatilidad para el desarrollo de este tipo de
actividades.
Las actividades realizadas se han orientado a:
Revisión del modelo geológico-estructural.
Mejora de la caracterización hidrogeológica
con revisión de los ensayos hidráulicos realizados
y realización de nuevos ensayos hidráulicos
en los tramos más representativos de sondeos
específicos, conectados con el funcionamiento
de las plataformas. Estos ensayos se han realizado
con distintas aproximaciones (Inyección
constante/Extracción constante) y con distinta
duración (puntales, días, meses).
162
Mejora del modelo de funcionamiento hidrogeológico
del emplazamiento a través de:
Revisión de los aspectos geoestructurales
del emplazamiento (Revisión geológica).
Revisión de los usos, utilización y gestión
del agua en la instalación.
Revisión de la aproximación numérica del
modelo.
Mejora del funcionamiento hidrogeoquímico
mediante:
Análisis sistemático de elementos mayores,
menores, traza e isotópicos en los sondeos
del Cabril.
Estudios de posibles fuentes de aportes hidrogeoquímicos
a las aguas subterráneas y
sus vías de dispersión.
Modelización geoquímica.
Además de estas actividades se ha acometido la revisión
del funcionamiento geoquímico-hidrogeoquímico
de la escombrera de la antigua Fábrica de
Uranio de Andújar y del acuífero aluvial sobre el
que se asienta.
Actividades Futuras
Aplicación de las tecnologías de caracterización
hidrogeológica/hidrogequímica a emplazamientos
de residuos de muy baja actividad.
Automatización de los sistemas de monitorización
de sondeos.
Mejora en la modelización hidrogeológica e hidrogeoquímica
considerando distintos escenarios
y nuevas herramientas de visualizadores.
Mejora de la gestión de la bases de datos del
emplazamiento.

Anexo. Relación de proyectos del Plan 1999-2003
ANEXO.
RELACIÓN
DE PROYECTOS
DEL PLAN 1999-2003

Anexo. Relación de proyectos
del Plan 1999-2003

Tecnologías básicas. Áreas 1.
Anexo. Relación de proyectos del Plan 1999-2003
PROYECTOS PARTICIPANTES
CARACTERIZACION DE ACTINIDOS Y PRODUCTOS DE FISION
FISICO-QUIMICA Y SORCION DE BASES (FISQUIA&SORCION)
UPC-DIQ
QUANTISCI
CIEMAT-ITN
CIEMAT-IMA
QUANTISCI
DESARROLLO DE UNA BASE DE DATOS DE SORCION (NEA SDB) OCDE/NEA
MODELIZACION DE ESTUDIOS DE SORCION (BORIS) UPC-DIQ
COMPORTAMIENTO A LARGO PLAZO DE LA BIOSFERA (BIORAD)
CIEMAT
ETSIMM-DIG
ENVIROS
165

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
166
Separación y transmutación. Área 2
PROYECTOS PARTICIPANTES
SEPARACION DE RADIONUCLEIDOS POR PROCESOS PIROMETALURGICOS CIEMAT-ITN/UNIV. VALLADOLID
SEPARACION DE RADIONUCLEIDOS POR PROCESO HIDROMETALURGICO
(HIDROMETALURGIA)
CIEMAT-ITN
ASISTENCIA TECNICA A SEPARACION Y TRANSMUTACION A.URIARTE
TRANSMUTACION DE RADIONUCLEIDOS DE VIDA LARGA CIEMAT-ITN
ESTUDIOS DE TRANSMUTACION DE RADIONUCLEIDOS F2I2
CORROSION MATERIARES DE SISTEMAS TRANSMUTADORES.
ANEXO ENRESA-CIEMAT ST IV (TECLA-CORROSION TRANSMUTADORES)
CIEMAT-ITN

Almacenamiento definitivo. Área 3
Anexo. Relación de proyectos del Plan 1999-2003
PROYECTOS PARTICIPANTES
ESTUDIO DEL COMPORTAMIENTO DE CORROSION DE MATERIALES (CORROSION) INASMET
PROYECTO FEBEX II
PROYECTO CROP
PROYECTO HE
MODELACION Y SIMULACION NUMERICA DEL TRANSPORTE
DE GAS (GMT)
EFECTOS DE LA INTERACCION CEMENTO-BENTONITA (ECOCLAY II)
AITEMIN
CIEMAT-IMA
CSIC-ZAIDIN
ETSIMM-DMAMI
UPC-CIMNE
UDC (ING. CIVIL)
DM-IBERIA
AITEMIN
UPC-IMNE
AITEMIN
GEOTECHNICAL INSTITUTE
GEOTECHNICAL INSTITUTE
DM IBERIA
UPC-DIT
UAM
CSIC-TORROJA
PROYECTO GAMBIT SKB
PROTOTYPE REPOSITORY PROJECT (PROTOTYPE)
UPC-DIT
AITEMIN
CIEMAT-IMA
PARTICIPACION DE ENRESA EN LA FASE 6ª DE Mt. TERRI (Mt.TERRI6) GEOTECHNICAL INSTITUTE
167

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
168
Almacenamiento definitivo. Área 3 (Continuación)
PROYECTOS PARTICIPANTES
EB
TRANSPORTE EN REPOSITORIOS (TRANSFEBEX)
AITEMIN
UPC-CIMNE
GEOTECHNICAL INSTITUTE
NAGRA
CIEMAT-IMA
HIDROGEOLOGÍA DE MEDIOS DE BAJA PERMEABILIDAD (HIDROGRIMSEL) AITEMIN
MIGRACIÓN DE GASES (GAM) UPC
TRUE BLOCK SCALE (TBS) SKB
ESTUDIO DE RETARDO DE COLOIDES Y RADIONUCLEIDOS (CRR)
ENSAYOS LABORATORIOS SUBTERRÁNEOS (HIDROLABS)
UPC
QUANTISCI
NAGRA
CIEMAT-IMA
CIEMAT-IMA
UPC
AITEMIN
UPV

Almacenamiento definitivo. Área 3 (Continuación)
PROYECTOS PARTICIPANTES
MECANISMO DE TRANSPORTE EN ARCILLAS COMPACTADAS
(TRANSPORTE ARCILLAS)
Anexo. Relación de proyectos del Plan 1999-2003
CIEMAT-IMA
AITEMIN
CARACTERIZACION GEOQUIMICA (CARACTERIZACION GEOQUIMICA) QUANTISCI
PARTICIPACION DE ENRESA EN LA FASE 7ª DE Mt.TERRI GEOTECHNICAL INSTITUTE
VE
CARACTERIZACIÓÓN SUPERFICIAL (RATONES)
AITEMIN
DM-IBERIA
UPV
UPC-CIMNE
GEOTECHNICAL INSTITUTE
CIEMAT-IMA
UPC
AITEMIN
TRANSPORTE ARCILLAS PLASTICAS (TRAMA) CIEMAT-IMA
MATRIX
AITEMIN
CIEMAT-IMA
CARACTERIZACION GEOQUIMICA (CARACTERIZACION GEOQUIMICA) QUANTISCI
DESARROLLO DE HERRAMIENTAS DE PROCESOS ACOPLADOS (PETRA)
SECRETARIA TECNICA (BENCHPAR-DECOVALEX III)
ETSIMM-DMAMI
CIEMAT-IMA
HIDROBAP II ETSIMM-DMAMI
PROYECTO RETENCION (RETENCION)
SKI
UPC
UPV
UPC
UPV
169

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
170
Almacenamiento definitivo. Área 3 (Continuación)
PROYECTOS PARTICIPANTES
MODELIZACION DE TRANSPORTE DE SOLUTOS (MTSQ)
UPC-CIMNE
APOYO ACTIVIDADES MODELIZACION ENRESA-2000 UPV
UDC
MODEX-REP UPC-DIT
MODELIZACION DISOLUCION SILICATOS CSIC-ZAIDIN
GASMET UPM-ETSIMM
DETERMINACION DE FALLAS DE PRIMER ORDEN MEDIANTE EL ANÁLISIS
INTEGRADO DE DATOS GEOLOGICOS (PRIOR)
PERFIL SISMICO PROFUNDO DEL SUDOESTE DE LA PENINSULA IBERICA
(IBERSEIS)
ESTUDIOS DE ANALOGOS NATURALES (ANALOGOS NATURALES)
MIGRACIÓN EN BENTONITAS (BARRA II)
UCM-CG
CSIC-JALMERA
CIEMAT-IMA
U.ZARAGOZA
ULC
UCM-DG
CIEMAT-IMA
CSIC-ZAIDIN
ANALOGOS ARQUEOLOGICOS (ARCHEO II) UCM-DIM
MODELIZACION SISMICA (MODELSIS)
CSIC-ALMERA
UCM
CSIC-ALMERA
PETROLOGIA DE LA MATRIZ (PETROMAT) UNIOVI
IIC

Evaluación de la seguridad. Área 4
PROYECTOS PARTICIPANTES
MANTENIMIENTO DATA BASE FEP ´S OCDE/NEA
MODELIZACION DE LA SEGURIDAD DE UN AGP (MODELIZACION-AGP)
Anexo. Relación de proyectos del Plan 1999-2003
UPV
UZARAGOZA
PARTICIPACION EN EL EJERCICIO IPAG-3 (IPAG-3) NEA/OCDE
ANALISIS DE SEGURIDAD A LARGO PLAZO (SEGURIDAD LP)
ESTUDIO DE LA COMPOSICIÓN QUIMICA
DEL AGUA-GRANITO. ENRESA-2000
CIEMAT
CTN-ETSIIM
UPC-DIT
UDC
CIEMAT
INIMA
DM IBERIA
171

Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008
172
Apoyo a instalaciones. Área 5
PROYECTOS PARTICIPANTES
RESTAURACION AMBIENTAL (RESTAURACION)
DESARROLLO DE TECNOLOGIA DE PLASMA AL TRATAMIENTO DE RBMA
(PLASMA)
PROGRAMA DURABILIDAD DE HORMIGONES
(EXTRACCION DE TESTIGOS/DURABILIDAD/CORROSION)
CARACTERIZACION DE MATERIALES SUSCEPTIBLES DE DESCLASIFICACION
(DESCLASIFICACION)
CARACTERIZACION DE MATRICES (MATRICES)
CIEMAT
U. SEVILLA
U. PAIS VASCO
UNIV. EXTREMADURA
IBERDROLA
INASMET
U. CORDOBA
GEOCISA
CSIC-TORROJA
EE.AA.
INASMET
CSIC-INSTITUTO DE CERAMICA Y VIDRIO
ACTIVIDADES DE I+D ASOCIADAS A LA GESTION DE RBMA (RBMA) CIEMAT-ITN

Apoyo a instalaciones. Área 5 (Continuación)
PROYECTOS PARTICIPANTES
ENSAYOS ELECTROLISIS DE POLVO E INERTES DE ACERIA (ACERINOX)
Anexo. Relación de proyectos del Plan 1999-2003
CSIC-INSTITUTO TORROJA
ENSA
GEOCISA
NUSIM
CARACTERIZACION DE MUESTRAS DE GRAFITO DE VANDELLOS EDF
TECNICAS DE DESCONTAMINACION (DESCONTAMINACION)
UPM
U.FENOSA
GEOCISA
ESTUDIO DE TRANSFERENCIA DE RADIACTIVIDAD EN HONGOS (HONGOS) U.EXTREMADURA
ESTUDIOS DE PROTECCION RADIOLOGICA (PR) CIEMAT
ACTUALIZACION DE LA MODELIZACION DE LA FUA
ESTUDIO Y SINTESIS DE LA CARACTERIZACION DEL EMPLAZAMIENTO
DE EL CABRIL (SINTESIS CABRIL)
MODELO HIDROGEOLOGICO DEL CABRIL (HIDROCABRIL)
DESARROLLO DE SISTEMA EXPERTO DE ANALISIS PROBABILISTA
DE PELIGROSIDAD SISMICA (EXPEL)
UPC
QUANTISCI
UDC
INGEMISA
CSIC-JALMERA
UPC
AITEMIN
UPM
173

Títulos publicados
1991
01 REVISIÓN SOBRE LOS MODELOS NUMÉRICOS RELACIONADOS
ON EL ALMACENAMIENTO DE RESIDUOS RADIACTIVOS.
02 REVISIÓN SOBRE LOS MODELOS NUMÉRICOS RELACIONADO
CON EL ALMACENAMIENTO DE RESIDUOS RADIACTIVOS. ANEXO 1.
Guía de códigos aplicables.
03 PRELIMINARY SOLUBILITY STUDIES OF URANIUM DIOXIDE
UNDER THE CONDITIONS EXPECTED IN A SALINE REPOSITORY.
04 GEOESTADÍSTICA PARA EL ANÁLISIS DE RIESGOS. Una introducción
a la Geoestadística no paramétrica.
05 SITUACIONES SINÓPTICAS Y CAMPOS DE VIENTOS ASOCIADOS
EN “EL CABRIL”.
06 PARAMETERS, METHODOLOGIES AND PRIORITIES OF SITE SELECTION
FOR RADIOACTIVE WASTE DISPOSAL IN ROCK SALT FORMATIONS.
1992
01 STATE OF THE ART REPORT: DISPOSAL OF RADIACTIVE WASTE IN DEEP
ARGILLACEOUS FORMATIONS.
02 ESTUDIO DE LA INFILTRACIÓN A TRAVÉS DE LA COBERTERA DE LA FUA.
03 SPANISH PARTICIPATION IN THE INTERNATIONAL INTRAVAL PROJECT.
04 CARACTERIZACIÓN DE ESMECTITAS MAGNÉSICAS DE LA CUENCA
DE MADRID COMO MATERIALES DE SELLADO. Ensayos de alteración
hidrotermal.
05 SOLUBILITY STUDIES OF URANIUM DIOXIDE UNDER THE CONDITIONS
EXPECTED IN A SALINE REPOSITORY. Phase II
06 REVISIÓN DE MÉTODOS GEOFÍSICOS APLICABLES AL ESTUDIO
Y CARACTERIZACIÓN DE EMPLAZAMIENTOS PARA ALMACENAMIENTO
DE RESIDUOS RADIACTIVOS DE ALTA ACTIVIDAD EN GRANITOS, SALES
Y ARCILLAS.
07 COEFICIENTES DE DISTRIBUCIÓN ENTRE RADIONUCLEIDOS.
08 CONTRIBUTION BY CTN-UPM TO THE PSACOIN LEVEL-S EXERCISE.
09 DESARROLLO DE UN MODELO DE RESUSPENSIÓN DE SUELOS
CONTAMINADOS. APLICACIÓN AL ÁREA DE PALOMARES.
10 ESTUDIO DEL CÓDIGO FFSM PARA CAMPO LEJANO. IMPLANTACIÓN
EN VAX.
11 LA EVALUACIÓN DE LA SEGURIDAD DE LOS SISTEMAS
DE ALMACENAMIENTO DE RESIDUOS RADIACTIVOS. UTILIZACIÓN
DE MÉTODOS PROBABILISTAS.
12 METODOLOGÍA CANADIENSE DE EVALUACIÓN DE LA SEGURIDAD
DE LOS ALMACENAMIENTOS DE RESIDUOS RADIACTIVOS.
13 DESCRIPCIÓN DE LA BASE DE DATOS WALKER.
Publicaciones no periódicas
PONENCIAS E INFORMES, 1988-1991.
SEGUNDO PLAN DE I+D, 1991-1995. TOMOS I, II Y III.
SECOND RESEARCH AND DEVELOPMENT PLAN, 1991-1995, VOLUME I.
1993
01 INVESTIGACIÓN DE BENTONITAS COMO MATERIALES DE SELLADO
PARA ALMACENAMIENTO DE RESIDUOS RADIACTIVOS DE ALTA
ACTIVIDAD. ZONA DE CABO DE GATA, ALMERÍA.
02 TEMPERATURA DISTRIBUTION IN A HYPOTHETICAL SPENT NUCLEAR FUEL
REPOSITORY IN A SALT DOME.
03 ANÁLISIS DEL CONTENIDO EN AGUA EN FORMACIONES SALINAS.
Su aplicación al almacenamiento de residuos radiactivos
04 SPANISH PARTICIPATION IN THE HAW PROJECT. Laboratory
Investigations on Gamma Irradiation Effects in Rock Salt.
05 CARACTERIZACIÓN Y VALIDACIÓN INDUSTRIAL DE MATERIALES
ARCILLOSOS COMO BARRERA DE INGENIERÍA.
06 CHEMISTRY OF URANIUM IN BRINES RELATED TO THE SPENT FUEL
DISPOSAL IN A SALT REPOSITORY (I).
PUBLICACIONES TÉCNICAS
07 SIMULACIÓN TÉRMICA DEL ALMACENAMIENTO EN GALERÍA-TSS.
08 PROGRAMAS COMPLEMENTARIOS PARA EL ANÁLISIS ESTOCÁSTICO
DEL TRANSPORTE DE RADIONUCLEIDOS.
09 PROGRAMAS PARA EL CÁLCULO DE PERMEABILIDADES DE BLOQUE.
10 METHODSANDRESULTSOFTHE INVESTIGATION
OF THE THERMOMECHANICAL BEAVIOUR OF ROCK SALT WITH REGARD
TO THE FINAL DISPOSAL OF HIGH-LEVEL RADIOACTIVE WASTES.
Publicaciones no periódicas
SEGUNDO PLAN DE I+D. INFORME ANUAL 1992.
PRIMERAS JORNADAS DE I+D EN LA GESTIÓN DE RESIDUOS
RADIACTIVOS. TOMOS IYII.
1994
01 MODELO CONCEPTUAL DE FUNCIONAMIENTO DE LOS ECOSISTEMAS
EN EL ENTORNO DE LA FÁBRICA DE URANIO DE ANDÚJAR.
02 CORROSION OF CANDIDATE MATERIALS FOR CANISTER APPLICATIONS
IN ROCK SALT FORMATIONS.
03 STOCHASTIC MODELING OF GROUNDWATER TRAVEL TIMES
04 THE DISPOSAL OF HIGH LEVEL RADIOACTIVE WASTE IN ARGILLACEOUS
HOST ROCKS. Identification of parameters, constraints and geological
assessment priorities.
05 EL OESTE DE EUROPA Y LA PENÍNSULA IBÉRICA DESDE HACE -120.000
AÑOS HASTA EL PRESENTE. Isostasia glaciar, paleogeografías
paleotemperaturas.
06 ECOLOGÍA EN LOS SISTEMAS ACUÁTICOS EN EL ENTORNO DE EL CABRIL.
07 ALMACENAMIENTO GEOLÓGICO PROFUNDO DE RESIDUOS RADIACTIVOS
DE ALTA ACTIVIDAD (AGP). Conceptos preliminares de referencia.
08 UNIDADES MÓVILES PARA CARACTERIZACIÓN HIDROGEOQUÍMICA
09 EXPERIENCIAS PRELIMINARES DE MIGRACIÓN DE RADIONUCLEIDOS
CON MATERIALES GRANÍTICOS. EL BERROCAL, ESPAÑA.
10 ESTUDIOS DE DESEQUILIBRIOS ISOTÓPICOS DE SERIES RADIACTIVAS
NATURALES EN UN AMBIENTE GRANÍTICO: PLUTÓN DE EL BERROCAL
(TOLEDO).
11 RELACION ENTRE PARAMETROS GEOFISICOS E HIDROGEOLOGICOS.
Una revisión de literatura.
12 DISEÑO Y CONSTRUCCIÓN DE LA COBERTURA MULTICAPA DEL DIQUE
DE ESTÉRILES DE LA FÁBRICA DE URANIO DE ANDÚJAR.
Publicaciones no periódicas
SEGUNDO PLAN I+D 1991-1995. INFORME ANUAL 1993.
1995
01 DETERMINACIÓN DEL MÓDULO DE ELASTICIDAD DE FORMACIONES
ARCILLOSAS PROFUNDAS.
02 UO2 LEACHING AND RADIONUCLIDE RELEASE MODELLING UNDER HIGH
AND LOW IONIC STRENGTH SOLUTION AND OXIDATION CONDITIONS.
03 THERMO-HYDRO-MECHANICAL CHARACTERIZATION OF THE SPANISH
REFERENCE CLAY MATERIAL FOR ENGINEERED BARRIER FOR GRANITE
AND CLAY HLW REPOSITORY: LABORATORY AND SMALL MOCK UP
TESTING.
04 DOCUMENTO DE SÍNTESIS DE LA ASISTENCIA GEOTÉCNICA AL DISEÑO
AGP-ARCILLA. Concepto de referencia.
05 DETERMINACIÓN DE LA ENERGÍA ACUMULADA EN LAS ROCAS SALINAS
FUERTEMENTE IRRADIADAS MEDIANTE TÉCNICAS DE
TERMOLUMINISCENCIA. Aplicación al análisis de repositorios de residuos
radiactivos de alta actividad.
06 PREDICCIÓN DE FENÓMENOS DE TRANSPORTE EN CAMPO PRÓXIMO
Y LEJANO. Interacción en fases sólidas.
07 ASPECTOS RELACIONADOS CON LA PROTECCIÓN RADIOLÓGICA DURANTE
EL DESMANTELAMIENTO Y CLAUSURA DE LA FÁBRICA DE ANDÚJAR.
08 ANALYSIS OF GAS GENERATION MECHANISMS IN UNDERGROUND
RADIACTIVE WASTE REPOSITORIES. (Pegase Project).
09 ENSAYOS DE LIXIVIACIÓN DE EMISORES BETA PUROS DE LARGA VIDA.
10 2º PLAN DE I+D. DESARROLLOS METODOLÓGICOS, TECNOLÓGICOS,
INSTRUMENTALES Y NUMÉRICOS EN LA GESTIÓN DE RESIDUOS
RADIACTIVOS.
11 PROYECTO AGP- ALMACENAMIENTO GEOLÓGICO PROFUNDO. FASE 2.
12 IN SITU INVESTIGATION OF THE LONG-TERM SEALING SYSTEM
AS COMPONENT OF DAM CONSTRUCTION (DAM PROJECT).
Numerical simulator: Code-Bright.
Publicaciones no periódicas
TERCER PLAN DE I+D 1995-1999.
SEGUNDAS JORNADAS DE I+D. EN LA GESTIÓN DE RESIDUOS
RADIACTIVOS. TOMOS IYII.
1996
01 DESARROLLO DE UN PROGRAMA INFORMÁTICO
PARA EL ASESORAMIENTO DE LA OPERACIÓN DE FOCOS EMISORES
DE CONTAMINANTES GASEOSOS.
02 FINAL REPORT OF PHYSICAL TEST PROGRAM CONCERNING SPANISH
CLAYS (SAPONITES AND BENTONITES).
03 APORTACIONES AL CONOCIMIENTO DE LA EVOLUCIÓN PALEOCLIMÁTICA
Y PALEOAMBIENTAL EN LA PENÍNSULA IBÉRICA DURANTE LOS DOS
ÚLTIMOS MILLONES DE AÑOS A PARTIR DEL ESTUDIO DE TRAVERTINOS
Y ESPELEOTEMAS.
04 MÉTODOS GEOESTADÍSTICOS PARA LA INTEGRACIÓN DE INFORMACIÓN.
05 ESTUDIO DE LONGEVIDAD EN BENTONITAS: ESTABILIDAD HIDROTERMAL
DE SAPONITAS.
06 ALTERACIÓN HIDROTERMAL DE LAS BENTONITAS DE ALMERÍA.
07 MAYDAY. UN CÓDIGO PARA REALIZAR ANÁLISIS DE INCERTIDUMBRE
Y SENSIBILIDAD. Manuales.
Publicaciones no periódicas
EL BERROCAL PROJECT. VOLUME I. GEOLOGICAL STUDIES.
EL BERROCAL PROJECT. VOLUME II. HYDROGEOCHEMISTRY.
EL BERROCAL PROJECT. VOLUME III. LABORATORY MIGRATION TESTS
AND IN SITU TRACER TEST.
EL BERROCAL PROJECT. VOLUME IV. HYDROGEOLOGICAL MODELLING
AND CODE DEVELOPMENT.
1997
01 CONSIDERACIÓN DEL CAMBIO MEDIOAMBIENTAL EN LA EVALUACIÓN
DE LA SEGURIDAD. ESCENARIOS CLIMÁTICOS A LARGO PLAZO
EN LA PENÍNSULA IBÉRICA.
02 METODOLOGÍA DE EVALUACIÓN DE RIESGO SÍSMICO EN SEGMENTOS
DE FALLA.
03 DETERMINACIÓN DE RADIONUCLEIDOS PRESENTES EN EL INVENTARIO
DE REFERENCIA DEL CENTRO DE ALMACENAMIENTO DE EL CABRIL.
04 ALMACENAMIENTO DEFINITIVO DE RESIDUOS DE RADIACTIVIDAD ALTA.
Caracterización y comportamiento a largo plazo de los combustibles
nucleares irradiados (I).
05 METODOLOGÍA DE ANÁLISIS DE LA BIOSFERA EN LA EVALUACIÓN
DE ALMACENAMIENTOS GEOLÓGICOS PROFUNDOS DE RESIDUOS
RADIACTIVOS DE ALTA ACTIVIDAD ESPECÍFICA.
06 EVALUACIÓN DEL COMPORTAMIENTO Y DE LA SEGURIDAD
DE UN ALMACENAMIENTO GEOLÓGICO PROFUNDO EN GRANITO.
Marzo 1997
07 SÍNTESIS TECTOESTRATIGRÁFICA DEL MACIZO HESPÉRICO. VOLUMEN I.

Títulos publicados
08 III as JORNADAS DE I+D Y TECNOLOGÍAS DE GESTIÓN DE RESIDUOS
RADIACTIVOS. Pósters descriptivos de los proyectos de I+D y evaluación
de la seguridad a largo plazo.
09 FEBEX. ETAPA PREOPERACIONAL. INFORME DE SÍNTESIS.
10 METODOLOGÍA DE GENERACIÓN DE ESCENARIOS PARA LA EVALUACIÓN
DEL COMPORTAMIENTO DE LOS ALMACENAMIENTOS DE RESIDUOS
RADIACTIVOS.
11 MANUAL DE CESARR V.2. Código para la evaluación de seguridad
de un almacenamiento superficial de residuos radiactivos de baja
y media actividad.
1998
01 FEBEX. PRE-OPERATIONAL STAGE. SUMMARY REPORT.
02 PERFORMANCE ASSESSMENT OF A DEEP GEOLOGICAL REPOSITORY
IN GRANITE. March 1997.
03 FEBEX. DISEÑO FINAL Y MONTAJE DEL ENSAYO “IN SITU” EN GRIMSEL.
04 FEBEX. BENTONITA: ORIGEN, PROPIEDADES Y FABRICACIÓN
DE BLOQUES.
05 FEBEX. BENTONITE: ORIGIN, PROPERTIES AND FABRICATION
OF BLOCKS.
06 TERCERAS JORNADAS DE I+D Y TECNOLOGÍAS DE GESTIÓN
DE RESIDUOS RADIACTIVOS. 24-29 Noviembre, 1997. Volumen I
07 TERCERAS JORNADAS DE I+D Y TECNOLOGÍAS DE GESTION
DE RESIDUOS RADIACTIVOS. 24-29 Noviembre, 1997. Volumen II
08 MODELIZACIÓN Y SIMULACIÓN DE BARRERAS CAPILARES.
09 FEBEX. PREOPERATIONAL THERMO-HYDRO-MECHANICAL (THM)
MODELLING OF THE “IN SITU” TEST.
10 FEBEX. PREOPERATIONAL THERMO-HYDRO-MECHANICAL (THM)
MODELLING OF THE “MOCK UP” TEST.
11 DISOLUCIÓN DEL UO2(s) EN CONDICIONES REDUCTORAS Y OXIDANTES.
12 FEBEX. FINAL DESIGN AND INSTALLATION OF THE “IN SITU” TEST
AT GRIMSEL.
1999
01 MATERIALES ALTERNATIVOS DE LA CÁPSULA DE ALMACENAMIENTO
DE RESDIUOS RADIACTIVOS DE ALTA ACTIVIDAD.
02 INTRAVAL PROJECT PHASE 2: STOCHASTIC ANALYSIS
OF RADIONUCLIDES TRAVEL TIMES AT THE WASTE ISOLATION PILOT
PLANT (WIPP), IN NEW MEXICO (U.S.A.).
03 EVALUACIÓN DEL COMPORTAMIENTO Y DE LA SEGURIDAD
DE UN ALMACENAMIENTO PROFUNDO EN ARCILLA. Febrero 1999.
04 ESTUDIOS DE CORROSIÓN DE MATERIALES METÁLICOS PARA CÁPSULAS
DE ALMACENAMIENTO DE RESIDUOS DE ALTA ACTIVIDAD.
05 MANUAL DEL USUARIO DEL PROGRAMA VISUAL BALAN V. 1.0.
CÓDIGO INTERACTIVO PARA LA REALIZACION DE BALANCES
HIDROLÓGICOS Y LA ESTIMACIÓN DE LA RECARGA.
06 COMPORTAMIENTO FÍSICO DE LAS CÁPSULAS DE ALMACENAMIENTO.
07 PARTICIPACIÓN DEL CIEMAT EN ESTUDIOS DE RADIOECOLOGÍA
EN ECOSISTEMAS MARINOS EUROPEOS.
08 PLAN DE INVESTIGACIÓN Y DESARROLLO TECNOLÓGICO
PARA LA GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS 1999-2003.
OCTUBRE 1999.
09 ESTRATIGRAFÍA BIOMOLECULAR. LA RACEMIZACIÓN/EPIMERIZACIÓN
DE AMINOACIDOS COMO HERRAMIENTA GEOCRONOLÓGICA
Y PALEOTERMOMÉTRICA.
10 CATSIUS CLAY PROJECT. Calculation and testing of behaviour
of unsaturarted clay as barrier in radioactive waste repositories.
STAGE 1: VERIFICATION EXERCISES.
11 CATSIUS CLAY PROJECT. Calculation and testing of behaviour
of unsaturarted clay as barrier in radioactive waste repositories.
STAGE 2: VALIDATION EXERCISES AT LABORATORY SCALE.
12 CATSIUS CLAY PROJECT. Calculation and testing of behaviour
of unsaturarted clay as barrier in radioactive waste repositories.
STAGE 3: VALIDATION EXERCISES AT LARGE “IN SITU” SCALE.
2000
01 FEBEX PROJECT. FULL-SCALE ENGINEERED BARRIERS EXPERIMENT
FOR A DEEP GEOLOGICAL REPOSITORY FOR HIGH LEVEL RADIOACTIVE
WASTE IN CRYISTALLINE HOST ROCK. FINAL REPORT.
02 CÁLCULO DE LA GENERACIÓN DE PRODUCTOS RADIOLÍTICOS
EN AGUA POR RADIACIÓN . DETERMINACIÓN DE LA VELOCIDAD
DE ALTERACIÓN DE LA MATRIZ DEL COMBUSTIBLE
NUCLEAR GASTADO.
03 LIBERACIÓN DE RADIONUCLEIDOS E ISÓTOPOS ESTABLES CONTENIDOS
EN LA MATRIZ DEL COMBUSTIBLE. MODELO CONCEPTUAL Y MODELO
MATEMÁTICO DEL COMPORTAMIENTO DEL RESIDUO.
04 DESARROLLO DE UN MODELO GEOQUÍMICO DE CAMPO PRÓXIMO.
05 ESTUDIOS DE DISOLUCIÓN DE ANÁLOGOS NATURALES DE COMBUSTIBLE
NUCLEAR IRRADIADO Y DE FASES DE (U)VI-SILICIO REPRESENTATIVAS
DE UN PROCESO DE ALTERACIÓN OXIDATIVA.
06 CORE2D. A CODE FOR NON-ISOTHERMAL WATER FLOW AND REACTIVE
SOLUTE TRANSPORT. USERS MANUAL VERSION 2.
07 ANÁLOGOS ARQUEOLÓGICOS E INDUSTRIALES PARA ALMACENAMIENTOS
PROFUNDOS: ESTUDIO DE PIEZAS ARQUEOLÓGICAS METÁLICAS.
08 PLAN DE INVESTIGACIÓN Y DESARROLLO TECNOLÓGICO
PARA LA GESTIÓNDE RESIDUOS RADIACTIVOS 1999-2003.
REVISIÓN 2000.
09 IV JORNADAS DE INVESTIGACIÓN Y DESARROLLO TECNOLÓGICO
EN GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS. POSTERS DIVULGATIVOS.
10 IV JORNADAS DE INVESTIGACIÓN Y DESARROLLO TECNOLÓGICO
EN GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS. POSTERS TÉCNICOS.
11 PROGRAMA DE INVESTIGACIÓN PARA ESTUDIAR LOS EFECTOS
DE LA RADIACIÓN GAMMA EN BENTONITAS CÁLCICAS ESPAÑOLAS.
12 CARACTERIZACIÓN Y LIXIVIACIÓN DE COMBUSTIBLES NUCLEARES
IRRADIADOS Y DE SUS ANÁLOGOS QUÍMICOS.
2001
01 MODELOS DE FLUJO MULTIFÁSICO NO ISOTERMO Y DE TRANSPORTE
REACTIVO MULTICOMPONENTE EN MEDIOS POROSOS.
02 IV JORNADAS DE INVESTIGACIÓN Y DESARROLLO TECNOLÓGICO
EN GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS. RESÚMENES Y ABSTRACTS.
03 ALMACENAMIENTO DEFINITIVO DE RESIDUOS DE RADIACTIVIDAD ALTA.
CARACTERIZACIÓN Y COMPORTAMIENTO A LARGO PLAZO
DE LOS COMBUSTIBLES NUCLEARES IRRADIADOS (II).
04 CONSIDERATIONS ON POSSIBLE SPENT FUEL AND HIGH LEVEL WASTE
MANAGEMENT OPTIONS.
05 LA PECHBLENDA DE LA MINA FE (CIUDAD RODRIGO, SALAMANCA),
COMO ANÁLOGO NATURAL DEL COMPORTAMIENTO DEL COMBUSTIBLE
GASTADO. Proyecto Matrix I.
06 TESTING AND VALIDATION OF NUMERICAL MODELS OF GROUNDWATER
FLOW, SOLUTE TRANSPORT AND CHEMICAL REACTIONS IN FRACTURED
GRANITES: A QUANTITATIVE STUDY OF THE HYDROGEOLOGICAL
AND HYDROCHEMICAL IMPACT PRODUCED.
07 IV JORNADAS DE INVESTIGACIÓN Y DESARROLLO TECNOLÓGICO
EN GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS. Volumen I.
08 IV JORNADAS DE INVESTIGACIÓN Y DESARROLLO TECNOLÓGICO
EN GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS. Volumen II.
09 IV JORNADAS DE INVESTIGACIÓN Y DESARROLLO TECNOLÓGICO
EN GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS. Volumen III
10 IV JORNADAS DE INVESTIGACIÓN Y DESARROLLO TECNOLÓGICO
EN GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS. Volumen IV
2002
01 FABRICACIÓN DE BLANCOS PARA LA TRANSMUTACIÓN DE AMERICIO:
SÍNTESIS DE MATRICES INERTES POR EL MÉTODO SOL-GEL.
ESTUDIO DEL PROCEDIMIENTO DE INFILTRACIÓN DE DISOLUCIONES
RADIACTIVAS.
02 ESTUDIO GEOQUÍMICO DE LOS PROCESOS DE INTERACCIÓN
AGUA-ROCA SOBRE SISTEMAS GEOTERMALES DE AGUAS
ALCALINAS GRANITOIDES.
03 ALTERACIÓN ALCALINA HIDROTERMAL DE LA BARRERA DE BENTONITA
POR AGUAS INTERSTICIALES DE CEMENTOS.
04 THERMO-HYDRO-MECHANICAL CHARACTERISATION OF A BENTONITE
FROM CABO DE GATA. A study applied to the use of bentonite as sealing
material in high level radioactive waste repositories.
05 ESTUDIOS GEOLÓGICO-ESTRUCTURALES Y GEOFÍSICOS EN MINA
RATONES (PLUTÓN DE ALBALÁ).
06 IMPACTO DE LA MINA RATONES (ALBALÁ, CÁCERES) SOBRE
LAS AGUAS SUPERFICIALES Y SUBTERRÁNEAS: MODELIZACIÓN
HIDROGEOQUÍMICA.
07 CARACTERIZACIÓN PETROLÓGICA, MINERALÓGICA, GEOQUÍMICA
Y EVALUACIÓN DEL COMPORTAMIENTO GEOQUÍMICO DE LAS REE
EN LA FASE SÓLIDA (GRANITOIDES Y RELLENOS FISURALES)
DEL SISTEMA DE INTERACCIÓN AGUA-ROCA DEL ENTORNO
DE LA MINA RATONES.
08 MODELLING SPENT FUEL AND HLW BEHAVIOUR IN REPOSITORY
CONDITIONS. A review of the state of the art.
09 UN MODELO NUMÉRICO PARA LA SIMULACIÓN DE TRANSPORTE
DE CALOR Y LIBERACIÓN DE MATERIA EN UN ALMACENAMIENTO
PROFUNDO DE RESIDUOS RADIACTIVOS.
10 PROCESOS GEOQUÍMICOS Y MODIFICACIONES TEXTURALES
EN BENTONITA FEBEX COMPACTADA SOMETIDA A UN GRADIENTE
TERMOHIDRÁULICO.
2003
01 CONTRIBUCIÓN EXPERIMENTAL Y MODELIZACIÓN DE PROCESOS
BÁSICOS PARA EL DESARROLLO DEL MODELO DE ALTERACIÓN DE LA
MATRIZ DEL COMBUSTIBLE IRRADIADO.
02 URANIUM(VI) SORPTION ON GOETHITE AND MAGNETITE: EXPERIMENTAL
STUDY AND SURFACE COMPLEXATION MODELLING.
03 ANÁLOGOS ARQUEOLÓGICOS E INDUSTRIALES PARA ALMACENAMIENTO
DE RESIDUOS RADIACTIVOS: ESTUDIO DE PIEZAS ARQUEOLÓGICAS
METÁLICAS (ARCHEO-II).
04 EVOLUCIÓN PALEOAMBIENTAL DE LA MITAD SUR DE LA PENÍNSULA
IBÉRICA. APLICACIÓN A LA EVALUACIÓN DEL COMPORTAMIENTO
DE LOS REPOSITORIOS DE RESIDUOS RADIACTIVOS.
05 THE ROLE OF COLLOIDS IN THE RADIONUCLIDE TRANSPORT
IN A DEEP GEOLOGICAL REPOSI8TORY. Participation of CIEMAT
in the CRR project.
06 V as JORNADAS DE INVESTIGACIÓN Y DESARROLLO TECNOLÓGICO
EN GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS. Resúmenes de ponencias.
07 V as JORNADAS DE INVESTIGACIÓN Y DESARROLLO TECNOLÓGICO
EN GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS. Sinopsis de pósteres.
08 V as JORNADAS DE INVESTIGACIÓN, DESARROLLO TECNOLÓGICO
Y DEMOSTRACIÓN EN GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS. Pósteres
técnicos.
09 DISMANTLING OF THE HEATER 1 AT THE FEBEX "IN SITU" TEST.
Descriptions of operations
10 GEOQUÍMICA DE FORMACIONES ARCILLOSAS: ESTUDIO DE LA ARCILLA
ESPAÑOLA DE REFERENCIA.
11 PETROPHYSICS AT THE ROCK MATRIX SCALE: HYDRAULIC PROPERTIES
AND PETROGRAPHIC INTERPRETATION

Plan de investigación,
desarrollo tecnológico
y demostración
para la gestión
de residuos radiactivos
2004-2008
PUBLICACIÓN TÉCNICA 01/2004
Para más información, dirigirse a:
enresa
Dirección de Comunicación
C/ Emilio Vargas, 7
28043 MADRID
http://www.enresa.es
Enero 2004