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sepiolitas, materiales cerámicos, fosfatos<br />
naturales y sintéticos, vidrios especiales,<br />
etc., serán algunos de los candidatos a ensayar<br />
dentro de las actividades del laboratorio<br />
de migración.<br />
1.1.2 Caracterización de actínidos<br />
y productos de fisión<br />
en residuos radiactivos<br />
de alta actividad<br />
Las centrales nucleares españolas van a generar<br />
aproximadamente 20.000 elementos<br />
combustibles que contendrán la casi totalidad<br />
de los residuos de alta actividad en el<br />
caso del ciclo abierto, actualmente considerado<br />
como opción básica.<br />
ENRESA, como responsable de la gestión<br />
de residuos radiactivos debe disponer de<br />
tecnología, instalaciones y experiencia para<br />
poder controlar en todo momento estos<br />
combustibles irradiados o las matrices procedentes<br />
del reproceso llevado a cabo en el<br />
pasado, desde su salida de la central, o<br />
planta de reproceso, hasta su ubicación definitiva,<br />
pasando por su almacenamiento<br />
temporal.<br />
Parte B-1.Tecnologías básicas<br />
En el momento actual, existe ya un importante<br />
número de elementos de combustible<br />
irradiado en las piscinas de las centrales<br />
nucleares, razón por la cual la I+D de<br />
ENRESA debe poner lógicamente, más énfasis<br />
en la tecnología asociada a estos elementos.<br />
En paralelo se debe comenzar a<br />
considerar otras matrices como los vidrios y<br />
residuos de larga vida del reproceso convencional.<br />
Por término medio, por cada tonelada inicial<br />
de uranio, enriquecido al 3,5% en<br />
U-235, utilizada en los reactores de agua a<br />
presión de las centrales nucleares españolas<br />
se producen, después de un quemado<br />
en el reactor de 33000 MWD/tU, y a los<br />
tres años de su descarga del reactor, 9,7 kg<br />
de plutonio, 0,78 kg de actínidos minoritarios<br />
(Am, Cm y Np) y 34,3 kg de productos<br />
de fisión y 180 gramos de productos de activación<br />
(Zr, Nb, C y Ni), con una distribución<br />
como la indicada en la Figura 7.<br />
Una de las principales características del<br />
combustible irradiado es su emisión de calor<br />
y radiactividad. La emisión de calor proviene<br />
principalmente de radionucleidos de<br />
vida corta, tales como Sr-90 y Cs-137.<br />
Aunque este calor va a ir disminuyendo con<br />
el tiempo, deberá considerarse en cualquier<br />
COMBUSTIBLE IRRADIADO<br />
Distribución de Productos de Fisión y Elementos Transuránicos (excluido el Uranio)<br />
Varios<br />
(Zr, Mo, Tc)<br />
18%<br />
Lantánidos e Itrio<br />
(Y, La, Ce, Pm, Pr, Sm, Nd, Eu, Gd, Tr, Ds)<br />
24%<br />
Metales Nobles y Otros<br />
(Ag, Cd, Sn, Sb, Pd, In, Ru, Rh)<br />
10%<br />
Alcalinotérreos<br />
(Sr, Ba)<br />
6%<br />
Grupo del Azufre<br />
(Se, Te)<br />
1%<br />
Halógenos<br />
(Br, I)<br />
1% Gases Nobles<br />
(Xe, Kr)<br />
13%<br />
Alcalinos<br />
(H, Rb, Cs)<br />
7%<br />
Neptunio<br />
1%<br />
Americio<br />
1%<br />
Plutonio<br />
18%<br />
Figura 7. Distribución de radionucleidos en el combustible irradiado.<br />
57<br />
El conocimiento de estos<br />
mecanismos es clave<br />
para el diseño y<br />
análisis de sistemas de<br />
confinamiento.<br />
Las técnicas de caracterización<br />
de isótopos<br />
en el combustible irradiado<br />
son muy complejas<br />
por la dificultad de<br />
trabajar con material<br />
irradiado y por el solape<br />
en los espectros de<br />
identificación de los<br />
isótopos presentes.<br />
Por cada tonelada inicial<br />
de uranio que entra<br />
en un reactor PWR<br />
se generan, después<br />
de un quemado de<br />
33.000 MW día y 3<br />
años de confinamiento,<br />
9,7 Kg de Pu, 0,78 de<br />
actínidos minoritarios<br />
(Am, Cm y Np), 34,0<br />
kg de productos de fisión<br />
y 180 g de productos<br />
de activación<br />
(Zr, Nb, C y Ni).