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Metodologías
de caracterización
radiológica de bultos
de residuos radiactivos
desarrolladas
por ENRESA
enresa
publicación técnica 04/2005

Metodologías
de caracterización
radiológica de bultos
de residuos radiactivos
desarrolladas
por ENRESA

ENRESA
Dirección de Ciencia y Tecnología
Emilio Vargas nº 7
28043 Madrid - España
Tfno.: 915 668 100
Fax: 915 668 169
www.enresa.es
Diseño y producción: TransEdit
Imprime: GRAFISTAFF, S.L.
ISSN: 1134-380X
D.L.: M-39201-2005
Septiembre de 2005
Este trabajo ha sido realizado bajo contrato con ENRESA.
Las conclusiones y puntos de vista expresados en él corresponden
a sus autores y pueden no coincidir necesariamente con los de ENRESA

Índice
Índice

Índice

Índice
ABSTRACT .....................................................1
RESUMEN .....................................................5
1. INTRODUCCIÓN. ................................................9
2. ISÓTOPOS PRESENTES EN BULTOS DE RESIDUOS RADIACTIVOS ........................13
2.1. Características básicas ...................................... 15
2.2. Métodos directos de medida ................................... 18
2.2.1. Isótopos de fácil medida ................................. 18
2.2.2. Isótopos de dificil medida ................................. 20
3. CORRIENTES DE RESIDUOS ..........................................21
4. METODOLOGÍAS DESARROLLADAS POR ENRESA ................................25
4.1. Isótopos de facil medida: correlación A-TDC. ............................ 27
4.1.1. Cronología. ....................................... 28
4.1.2. Descripción del método .................................. 29
4.1.3. Bultos de geometría cilíndrica ............................... 32
4.1.4. Bultos de geometría prismática .............................. 32
4.2. Isótopos de dificil medida: factores de escala. ........................... 37
4.2.1. Cronología. ....................................... 37
4.2.2. Definición ........................................ 39
4.2.3. Aplicabilidad ....................................... 39
4.2.4. Media geométrica como factor de escala .......................... 40
4.2.5. Metodología de cálculo del factor de escala ......................... 41
4.2.6. Factores de escala habituales en CC. NN. españolas ..................... 43
4.2.7. Concentracion media de actividad/ factor de escala ..................... 44
4.2.8. Incertidumbre y exactitud del factor de escala ........................ 44
4.2.9. Aplicabilidad en residuos de desmantelamiento ....................... 45
III

Metodologías de caracterización radiológica de bultos de residuos radiactivos desarrolladas por ENRESA
IV
5. CONTROLES DE CALIDAD. ...........................................47
5.1. Verificaciones sistemáticas del contenido radiactivo de isótopos de fácil medida ............49
5.2. Verificaciones periódicas de los factores de escala. ......................... 49
6. DESARROLLOS FUTUROS ...........................................53
7. REFERENCIAS .................................................57

Abstract
Abstract

Abstract

The generation of radioactive wastes is the direct result
of activities inherent to the operation, maintenance
and dismantling of Nuclear Facilities, and to
a lesser extent of Radioactive Facilities. One of the
main producers of LILW are the Nuclear Power
Plants, at which waste generation is the result fundamentally
of processes such as the decontamination,
cleaning or maintenance of the different systems associated
with the operation of the reactor, the objective
being to improve the working environment in
the different areas of such facilities, reducing radiation
levels to values compatible with the normal
operating activities.
The potentially hazardous nature of these wastes
that prevents their being released to the environment
implies the need to establish action protocols
regarding methodologies applicable to their confinement
as stable products and guaranteeing their
adequate management at all times.
Numerous variables are involved in defining these
protocols, knowledge of which is fundamental for
decision-making in relation to the assessment of different
types of waste conditioning. Depending on
the system and the nature of the material used by
the facilities for the aforementioned processes of de-
LILW
Abstract
contamination and cleaning, the composition and
radioactive content of the waste produced may vary
significantly, this implying different types of conditioning
and different characteristics of the resulting
waste package.
Furthermore, in view of their significant quantitative
contribution, due to the important volumes generated,
a wide range of radioactive wastes needs to
be considered, apart from those arising at operating
nuclear power plants and, to a much lesser extent,
at radioactive facilities. These include the wastes resulting
from the dismantling of nuclear facilities,
arising not only from decontamination processes but
also from the disassembly of the plant itself, the volumes
of which may be significant within the overall
inventory of LILW.
The wastes from radioactive facilities consist mainly
of heterogeneous solids, radioactive sources and liquids
that require conditioning at the El Cabril Disposal
Facility.
This report describes the methodologies developed
by ENRESA for quantification of the activity of the
isotopes present in low and intermediate level radioactive
waste (LILW) packages. These are summarised
below:
¿?
Radiochemistry
Co-60
Cs-137
Figure 1
3

Metodologías de caracterización radiológica de bultos de residuos radiactivos desarrolladas por ENRESA
4
Theoretical methods correlating activity with contact
dose rate, these being used to determine the
activity of easily measured isotopes, gamma radiation
emitters easily detected directly or indirectly
from the exterior of waste packages.
Semi-empirical methods, based on the correlation
existing between easily measured and difficult
to measure isotopes and used for the quantification
of the latter, since they are impossible to
measure using non-destructive methods (measurements
on the package). Without such methods
it would be necessary to systematically apply
destructive analyses (radiochemistry) for quantification
on the waste packages.
In order to better understand the calculation methods
developed by ENRESA, it is first necessary to describe
certain concepts relating to the characteristics
of the wastes themselves and of the measurement
techniques and processes, such as:
Types and basic characteristics of the radioactive
isotopes present in low and intermediate
level waste (LILW) packages.
Direct measurement techniques for the different
radioactive isotopes.
Description of the physical nature of habitual
radioactive wastes and of their types of conditioning.

Resumen
Resumen

Resumen

La generación de residuos radiactivos es el resultado
directo de actividades inherentes al funcionamiento,
mantenimiento y desmantelamiento Instalaciones
Nucleares y en menor medida Radiactivas.
Entre los principales generadores de RBMA se encuentran
las Centrales Nucleares, su producción se
debe fundamentalmente a procesos tales como
descontaminación, limpieza o mantenimiento de los
diferentes sistemas asociados al funcionamiento del
reactor, que tienen como finalidad mejorar el entorno
de trabajo de las zonas de dichas instalaciones,
reduciendo los niveles de radiación a valores compatibles
con las actividades habituales de operación.
La potencial peligrosidad de dichos residuos frente a
su liberación al Medio Ambiente, supone la necesidad
de establecer protocolos de actuación en relación
con las metodologías aplicables a su confinamiento
en forma de productos estables, que garanticen
en todo momento una adecuada gestión de los
mismos.
En la definición de dichos protocolos intervienen numerosas
variables, cuyo conocimiento es fundamentalparalatomadedecisionesalahoradevalorar
el tipo acondicionamiento del residuo. En función
RBMA
Resumen
del sistema y de la naturaleza del material empleado
por las Instalaciones en los procesos de descontaminación
y limpieza indicados; la composición y el
contenido radiactivo pueden variar de forma significativa,
lo que supone diferentes formas de acondicionamiento
y características del bulto resultante.
Por otra parte, además de los residuos procedentes
de CC.NN en operación, y en mucha menor medida
los procedentes de Instalaciones Radiactivas, es preciso
considerar un abanico más amplio de residuos radiactivos,
en función de su contribución cuantitativa
debida a su importante volumen de generación,
como son los resultantes de los procesos de desmantelamiento
de Instalaciones Nucleares, que a parte de
los ya mencionados derivados de los procesos de
descontaminación, incluyen los procedentes de desmontaje
de la propia planta, cuyo volumen puede llegar
a ser significativo dentro del inventario de RBMA.
Los residuos procedentes de II.RR. están constituidos
principalmente de sólidos heterogéneos, fuentes radiactivas
y líquidos que precisan ser acondicionados
en el propio C.A El Cabril.
A lo largo de este informe se describirán las metodologías,
desarrolladas por ENRESA, para la cuan-
¿?
Radioquímica
Co-60
Cs-137
Figura 1
7

Metodologías de caracterización radiológica de bultos de residuos radiactivos desarrolladas por ENRESA
tificación de la actividad de los isótopos presentes
en un bulto de residuos radiactivos de baja y media
actividad (RBMA). Éstas se resumen a continuación:
8
Métodos teóricos que correlacionan la actividad
con la tasa de dosis en contacto, son los
empleados en la determinación de la actividad
de isótopos de fácil medida, emisores de radiación
Gamma, fácilmente detectables directa
o indirectamente desde el exterior de un
bulto de residuos.
Métodos semiempíricos, basados en la correlación
existente entre los isótopos de fácil medida
y los de difícil medida, y que son utilizados
para la cuantificación de estos últimos, ya
que es imposible su detección por métodos no
destructivos (medidos sobre el bulto). Sin estos
métodos, sería necesaria la aplicación sistemática
de análisis destructivos (radioquímica) para
su cuantificación en los bultos de residuos.
Para una mejor comprensión de los métodos de
cálculo a desarrollados por ENRESA, es preciso
describir previamente determinados conceptos relativos
a las características de los propios residuos y
de los procesos y técnicas de medida, como son:
Tipos y características básicas de los isótopos
radiactivos presentes en un bulto de residuos
radiactivos de baja y media actividad (RBMA).
Técnicas directas de medida directa de los diferentes
isótopos radiactivos.
Descripción de las naturalezas físicas de los residuos
radiactivos habituales, así como sus formas
de acondicionamiento.

1. Introducción
1. Introducción

1. Introducción

Como parte de los procesos de gestión de residuos
radiactivos destaca, por su importancia, la caracterización
radiológica de los mismos; desarrollada
con diferentes técnicas que permiten identificar y
cuantificar el contenido radiactivo de dichos residuos,
posibilitando la toma de decisiones en relación
con los requisitos de acondicionamiento, transporte
y almacenamiento.
ENRESA, en su Instalación de Sierra Albarrana, almacena
principalmente bultos de residuos radiactivos
debidamente acondicionados y caracterizados
de Instalaciones Nucleares, y bultos que genera en
sus propias instalaciones por acondicionamiento de
residuos procedentes de Instalaciones Radiactivas.
En todos los casos, sea cual fuere su procedencia;
el bulto resultante deberá cumplir los requisitos solicitados
por los Criterios de Aceptación vigentes, en
los que se establecen los límites radiológicos admisibles,
así como los mínimos de calidad exigibles al
residuo acondicionado.
Tanto los Criterios de Aceptación que deben de
cumplir los bultos para su almacenamiento, como
las metodologías de caracterización para la evaluación
del contenido radiactivo en los mismos, han sufrido
una evolución desde la puesta en marcha, en
el año 92, del Centro de Almacenamiento El Cabril.
Cronológicamente, han existido desde el inicio de
operación de la Instalación, varias revisiones de los
Criterios de Aceptación que han sido aplicados a
los bultos:
1. Introducción
Apéndice C más el Estudio Final de Seguridad
de El Cabril (1992-1997), Ref. [1].
Especificación Técnica 031-ES-IN-0053, Rev.
2 (1998-2003), Ref. [2].
Especificación Técnica 031-ES-IN-0002 “Criterios
de Aceptación de Unidades de Almacenamiento”,
(Desde enero 2004) , Ref. [3].
Las metodologías desarrolladas por Enresa para la
caracterización de residuos radiactivos han ido evolucionando
y adaptándose a lo solicitado tanto en
los Criterios de Aceptación indicados, como en los
Permisos/Autorizaciones de Explotación otorgadas
al C.A. El Cabril, de tal forma que a día de hoy, se
puede afirmar que la mayor parte de las naturalezas
de de residuos producidos cuentan con una
metodología de caracterización específica entre las
que se distinguen:
Determinaciones Directas:
Métodos no destructivos para isótopos de
fácil medida (espectrometría)
Métodos destructivos por extracción de
muestras para isótopos de difícil medida
(radioquímica).
Determinaciones Indirectas:
Métodos teóricos de correlación de actividad-Tasa
de dosis para isótopos de fácil
medida.
Aplicación de Factores de Escala o Concentraciones
Medias de Actividad para isótopos de difícil medida.
11

2. Isótopos presentes en bultos de residuos radiactivos
2. Isótopos presentes
en bultos de residuos
radiactivos

2. Isótopos presentes en bultos de residuos
radiactivos

Un residuo radiactivo de baja y media actividad es
aquel cuya composición radiológica presenta un
conteniendo significativo de emisores de vida corta
y cantidades limitadas, generalmente bajas, de
emisores de vida larga.
En los bultos resultantes del acondicionamiento de
este tipo de residuos, y como caso más representativo
los procedentes de una central nuclear, existe
una gran variedad de isótopos radiactivos, estando
habitualmente presentes emisores Gamma de fácil
medida, emisores Beta puros y emisores Alfa, ambos
de difícil medida. El conjunto de isótopos existentes
en los bultos se pueden dividir en tres grandes
grupos. En la Figura 2a se muestran los esquemas
de producción de los mismos:
Productos de activación (PA): Surgen como
consecuencia de la absorción de un neutrón
procedente del reactor, generando un isótopo
de diferentes características al original.
Este proceso ocurre generalmente con los productos
de corrosión presentes en el agua del
reactor. Estos productos son arrastrados por el
agua y a su paso por el núcleo del reactor absorben
parte de los neutrones que éste ha producido
en los procesos de fisión, generando
isótopos radiactivos a partir de elementos que
originalmente no lo eran.
Igualmente, las sustancias disueltas en el agua
del reactor pueden ser activadas de manera similar
que las partículas de corrosión anteriormente
indicadas. Ejemplos de tales sustancias
son el dióxido de carbono, ácido bórico, hidróxido
de litio y el propio agua del reactor,
entre otros.
Como ejemplo, en este grupo de productos de
activación se pueden indicarlos siguientes isótopos:
3H, 14C, 59Ni, 63Ni, 55Fe, 94Nb, 54Mn, 58Co, 60Co, 65Zn, 110mAg, 125Sb. En la Figura 2 se muestran los esquemas de
producción de los mismos.
Productos de fisión (PF): Se producen como
consecuencia de la división de los isótopos físiles
del reactor (U-235 fundamentalmente), es
decir, de los propios mecanismos de fisión,
responsables del funcionamiento del reactor.
Generalmente estos productos quedan confinados
mayoritariamente en el mismo combustible
del reactor, sin embargo, se pueden dar
una o varias circunstancias por las que este
tipo de elementos están presentes en el agua
del reactor:
Debido a la presencia de pequeñas trazas
de Uranio presentes en las vainas que recubren
al combustible, se produce una liberación
desde éstas al agua del reactor de los
productos de fisión originados.
Existen elementos capaces de difundir a través
de las vainas del combustible hasta el
agua del reactor.
Por último, pueden darse pequeñas fugas
de combustible hacia el agua del reactor a
través de defectos o roturas de las vainas.
Como ejemplo, en este grupo de productos de
fisión se pueden distinguir los siguientes isótopos
99 Tc; 106 Ru; 129 I; 134 Cs; 137 Cs; 152 Eu; 154 Eu;
155 Eu.
2. Isótopos presentes en bultos de residuos radiactivos
Transuránicos (TRU): Son los elementos generados
por activación a partir del Uranio. En
este caso, se forman elementos con un número
atómico superior al de los uranios presentes
en el combustible, tales como:
237Np; 238Pu; 239Pu; 240Pu; 241Pu; 241Am; 242Cm; 243Am; 244Cm. Su mecanismo de liberación al agua del reactor
es el mismo al indicado en los productos
de fisión
Del conjunto de todos los tipos de isótopos indicados,
(PA, PF y TRU), y una vez que El C.A. El Cabril
finalice su periodo operacional (cuando se llene en
su totalidad su capacidad), se hace especial hincapié
en aquellos que serán de significación durante
los 300 años de vigilancia institucional, en función
de:
Periodo de semidesintegración, ya que los isótopos
de vida muy corta prácticamente habrán
desaparecido.
Influencia en el almacenamiento, en función
de los diferentes escenarios considerados en el
Estudio de Seguridad.
2.1. Características básicas
El proceso físico fundamental que tiene lugar en un
bulto de residuos radiactivos es la desintegración
radiactiva de los isótopos que contiene, la cual, en
función del inventario isotópico, puede ser:
Desintegración Beta pura. El isótopo radiactivo
emite una partícula Beta (electrón o positrón).
15

Metodologías de caracterización radiológica de bultos de residuos radiactivos desarrolladas por ENRESA
16
1. Activaciónneutrónica
A. Formación de elementos ligeros
n
Li-7
n
B-10
n
Ni-14
(9,96%)
n
Fe-54
(5.8%)
n
Ni-58
(67,88%)
n
Nb-93
(100%)
H-3
y
He-5
H-3
2He-4
C-14
p
Fe-55
y
Ni-59
y
Nb-94
B. Formación de transuránidos
n
2. Productos de fisión
n
O-17
5730 años
2,7 años
Mn-55
(0,038%)
76000 años
Co-59
20300 años
Mo-94
n
Li-7
n
B-11
Ni-14
C-14
n
Co-59
(100%)
n
Ni-62
(3.66%)
n
H-3
He-4
H-3
Be-9
Grafito
n
C-13
(1,1%)
Co-60
y
Ni-63
U- U-239 Np-239 Pu-239
n
n
n
U-235
n
Cs-137
Rb-93
y
12,3 años
He-3
Ni-60
C-14
y
5,27 años
100 años
Cu-63
Figura 2a

A veces va acompañada de la emisión de algún
Rayo X y electrones Auger de menor energía
(procedentes de los electrones orbitales).
Desintegración Beta-Gamma. El isótopo radiactivo
además de emitir una partícula Beta
(electrón o positrón), emite generalmente uno
o varios fotones Gamma de fácil detección.
Transición Isomérica: El isótopo radiactivo se
encuentra en un estado metaestable y decae
emitiendo un fotón Gamma, generalmente.
Captura electrónica: El núcleo del isótopo radiactivo
toma un electrón de la corteza orbital,
emitiendo posteriormente algunos Rayos X y
electrones Auger de baja energía.
Captura electrónica-Gamma: El núcleo del
isótopo radiactivo toma un electrón de la corteza
orbital, emitiendo posteriormente fotones
Gamma de fácil medida y/o algunos Rayos X y
electrones Auger de baja energía.
Desintegración Alfa. El isótopo radiactivo emite
una partícula alfa (núcleo de Helio), acompañada
generalmente de varias emisiones Gamma
de baja energía y Rayos X.
En la figura 2b se muestran algunos ejemplos.
En la siguiente tabla se muestran las características
básicas de los isótopos radiactivos habitualmente
presentes en un bulto de residuos radiactivos procedente
de una central nuclear. El símbolo ‘y’ indica
que la emisión Gamma asociada es de fácil medida
desde el exterior de un bulto. Se han resaltado en
negrita aquellos que son más significativos de cara
al almacenamiento y están habitualmente presentes
en un bulto de residuos RBMA.
Isótopo Periodo (años) Tipo emisión
3 H 1,23E+01
10 Be 1,60E+06
14 C 5,73E+03
22 Na 2,60E+00 CE-
36 Cl 3,01E+05 ,CE
40 K 1,28E+09 -y, CE-
41 Ca 1,03E+05 CE
2. Isótopos presentes en bultos de residuos radiactivos
54 Mn 8,57E-01 CE-
55 Fe 2,70E+00 CE
58 Co 1,94E-01 CE-
59 Ni 7,50E+04 CE
60 Co 5,27E+00 -
63 Ni 9,60E+01
65 Zn 6,70E-01 CE-
79 Se 1,03E+05
90 Sr 2,91E+01
90 Y 7,31E-03
93 Mo 3,50E+03 CE
93m Nb 1,46E+01 TI
93 Zr 1,53E+06
94 Nb 2,03E+04 -
95 Zr 1,75E-01 -
99 Tc 2,13E+05
107 Pd 6,50E+06
108m Ag 1,27E+02 CE-
110m Ag 6,84E-01 -
113m Cd 1,41E+01
121m Sn 5,50E+01 , CE
124 Sb 1,65E-01 -
125 Sb 2,77E+00 -
129 I 1,57E+07
134 Cs 2,06E+00 -
135 Cs 2,30E+06
137 Cs 3,00E+01 -
144 Ce 7,79E-01 -
147 Pm 2,62E+00
17

Metodologías de caracterización radiológica de bultos de residuos radiactivos desarrolladas por ENRESA
18
151 Sm 9,00E+01
152 Eu 1,33E+01 CE-,-
154 Eu 8,80E+00 -
155 Eu 4,96E+00 -
166m Ho 1,20E+03 -
204 TI 3,78E+00 , CE
210 Bi 1,37E-02
210 Pb 2,23E+01
210 Po 3,79E-01
226 Ra 1,60E+03
227 Ac 2,18E+01 ,
228 Ra 5,75E+00
228 Th 1,91E+00
230 Th 7,70E+04
231 Pa 3,28E+04
232 Th 1,41E+10
234 U 2,44E+05
235 U 7,04E+08
236 U 2,34E+07
237 Np 2,14E+06
238 Pu 8,77E+01
238 U 4,47E+09
239 Pu 2,41E+04
240 Pu 6,54E+03
241 Am 4,32E+02
241 Pu 1,44E+01
243 Cm 2,85E+01
244 Cm 1,81E+01
106 Ru 1,01E+00
2.2. Métodos directos de medida
Para una mejor comprensión de las metodologías
de medida aplicadas a los bultos de residuos
RBMA, es necesario conocer los diferentes métodos
de medida directa de los isótopos radiactivos indicados.
Los métodos de medida varían fundamentalmente
en función del tipo de emisión radiactiva, además
de que para un mismo tipo de emisores, la técnica
de medida puede llegar a variar sustancialmente en
función de la intensidad de emisión de la partícula
y/o fotón emitido.
2.2.1. Isótopos de fácil medida
Generalmente son isótopos emisores Beta o de
captura electrónica, con uno o varios fotones Gamma
asociados cuya energía de emisión y rendimiento,
hace posible que sean fácilmente detectados y
cuantificados por técnicas relativamente sencillas de
fácil medida. Existes algunos emisores Alfa con alguna
emisión Gamma de baja energía que puede
llegar a ser considerada de fácil medida en determinadas
situaciones especiales.
La medida directa de este tipo de emisores se realiza
por la técnica espectrometría Gamma a:
Muestra de residuo previa al acondicionamiento
del mismo.
Bulto entero.
Esta técnica es capaz de cuantificar la cantidad de
este tipo de emisores a la vez en una misma medida,
ya que las emisiones Gamma de los isótopos radiactivos
son de energías diferentes, y perfectamente conocidas
antes de la ejecución de la medida.
La espectrometría directa a bulto entero suele detectar
con aceptable precisión emisiones superiores
a 150 KeV, siendo las emisiones con una energía
inferior a la indicada enmascaradas por las emisiones
de energía superior. Este tipo de emisiones de
energías inferiores a 150 KeV se detectan mejor sobre
una muestra sin acondicionar, donde la autoabsorción
del material de acondicionamiento y
del blindaje del bidón desaparecen.
En ocasiones, isótopos emisores Gamma de significación
en el almacenamiento de El Cabril (p.ej.
94
Nb), necesitan una separación química del mismo
para la posterior aplicación de la técnica de espectrometría
Gamma. Esto es debido a que la cantidad
de estos isótopos es muy pequeña en relación a la

7
4 Be
60
27 Co
antes después
antes
antes
antes
antes
14
6 C
241
95 Am
Emisión gamma
99
43 Tcm
Emisión beta
Emisión alfa
captura electrónica
transición isométrica
después
14
7 N
2. Isótopos presentes en bultos de residuos radiactivos
60
28 Ni
e
237
93 Np
después
después
después
4
2 He
7
3 Li
99
43 Tc
Figura 2b
19

Metodologías de caracterización radiológica de bultos de residuos radiactivos desarrolladas por ENRESA
del resto de emisores Gamma presentes en el residuo,
por lo que las emisiones Gamma intensas de los
éstosenmascaranalasemisionesmenosintensas.
La espectrometría Gamma se basa en la sensibilidad
de determinados materiales a la radiación
Gamma:
20
Detectores de centelleo (cristales de INa, ITl).
Estos cristales pueden absorber total o parcialmente
el fotón Gamma, emitiendo posteriormente
luz proporcional a la energía absorbida
del fotón incidente. Esta luz es amplificada y su
valor en intensidad es almacenado para su
para su posterior recuento.
Detectores de semiconductores (Germanio). El
fotón incidente produce una corriente eléctrica
proporcional a la cantidad de energía que el
fotón ha depositado en el material. Al igual
que en el detector de centelleo, esta corriente
es amplificada y su valor es almacenado para
su posterior recuento.
2.2.2. Isótopos de dificil medida
Las técnicas directas para la cuantificación de este
tipo de emisores varían, como se ha indicado, en
función del tipo de emisión y de su intensidad. En
todos los casos es necesaria una separación química
previa (técnicas radioquímicas), para tener la seguridad
de tener el isótopo buscado de difícil medida
aislado en la muestra final a medir por la
técnica apropiada.
Básicamente se aplican las siguientes técnicas de
medida:
Emisores Beta puros:
La técnica habitualmente empleada es la de
centelleo líquido, en la que la muestra a medir
se introduce en su totalidad en una disolución
líquida que reacciona a la radiación
Beta emitiendo luz de forma proporcional a
la energía depositada por la partícula.
Esta técnica posee la ventaja de que la
muestra está completamente rodeada del
detector, y en el caso de que la partícula
Beta emitida por el isótopo a medir posea
energías extremadamente bajas ( 3H), es la
única manera de poder ser detectadas de
forma adecuada.
Emisores que decaen por Captura Electrónica
o emisores Beta con fotones Gamma de baja
energía:
Centello líquido.
Espectrometría Gamma de baja energía,
con detectores de Germanio intrínsecos,
donde la eficiencia a las bajas energías es
superior a la de los espectrómetros Gamma
habituales.
Emisores Alfa:
Espectrometría alfa con detectores de semiconductor
(Silicio).
Centelleo líquido. Esta técnica está en fase
de desarrollo para este tipo de emisores.

3. Corrientes de residuos
3. Corrientes
de residuos

3. Corrientes de residuos

Antes de afrontar en detalle las metodologías indirectas
de cálculo de actividad desarrolladas por
Enresa para bultos RBMA, es necesaria una breve
explicación de los tipos y naturalezas de los residuos
radiactivos existentes en las centrales nucleares, así
como su forma de acondicionamiento habitual.
Básicamente existen dos grandes grupos de corrientes
de residuos, las corrientes húmedas homogéneas
con un gran contenido en agua y las corrientes
de sólidos con un contenido muy bajo de agua.
Residuos húmedos homogéneos
Resinas de Intercambio iónico (grano o polvo).
Su actuación en los procesos de descontaminación
de los líquidos de la instalación
consiste en pasar este a través de
lechos conteniendo resinas, las cuales retienen
químicamente los iones, tanto los radiactivos
como los no radiactivos.
Concentrados de evaporador. El líquido a
descontaminar es evaporado, quedando como
residuo radiactivo en sí el concentrado.
Lodos húmedos. Proceden esencialmente
de fondos de tanques o de sumideros.
La forma de acondicionamiento de este tipo de
residuos es mediante su incorporación a conglomerante
hidráulico (C.H.), en función de la
cantidad de agua contenida en el residuo. El
resultado final es un bulto conteniendo un residuo
totalmente solidificado y con una total ausencia
de líquido libre. Este residuo acondicionado
ha de cumplir unos requisitos respecto a
sus propiedades físico mecánicas (resistencia a
rotura y ciclos de temperatura), y de estabilidad
respecto a la capacidad para la retención de la
actividad contenida (lixiviación), según establecen
los Criterios de Aceptación vigentes en
cada momento.
Los bultos de residuos sólidos se dividen a su
vez en dos grandes grupos, los residuos sólidos
inmovilizados y los residuos sólidos heterogéneos,
compactables o no. Es decir:
Residuos sólidos inmovilizados:
Filtros de cartucho. El líquido a descontaminar
se pasa a través del filtro, el cual retiene
las partículas sólidas (radiactivas y no
radiactivas) del tamaño especificado por el
diseño del mismo.
Lodos desecados. Tratamiento térmico que
consiste en la total eliminación del agua de
los residuos húmedos como los concentrados
de evaporador y lodos húmedos, con
la consiguiente optimización del volumen fi-
3. Corrientes de residuos
nal de estos residuos y concentración de
actividad en el sólido resultante.
El acondicionamiento final en el bulto de este
tipo de residuos es mediante la inmovilización
en C.H. por medio de una pared. Es decir el
residuo es introducido en un bidón cuya solera
y pared tienen un molde de hormigón de mortero
de espesor adecuado.
En el caso de los filtros de cartucho, éstos se introducen
en el bidón prehormigonado para posteriormente
añadir C.H. con la misma dosificación
del molde para su tapado final. En el caso
de los lodos desecados, éstos son acondicionados
previamente en un bidón de menor tamaño
que posteriormente es introducido en el bidón
prehormigonado, procediendo a su tapado final.
Del mismo modo que para los bultos de residuos
homogéneos, la pared de inmovilización
debe cumplir unos requisitos de resistencia mecánica,
ciclos de temperatura y difusión de radionucleidos,
que también se encuentran establecidos
en los Criterios de Aceptación vigentes.
Residuos sólidos heterogéneos
Compactables. Residuos tecnológicos generados
en procesos habituales de operación y
mantenimiento de la central, que son susceptibles
de sufrir reducción de volumen por
compactación en el bidón final de acondicionamiento,
se trata fundamentalmente de
papeles, plásticos, textiles, etc.
El acondicionamiento de estos residuos por
el productor es mediante precompactación
en el propio bidón, mediante el empleo de
prensas que permiten una mejor optimización
del volumen del embalaje que los contiene.
Finalmente la gestión de estos bultos
se realiza en el CA el Cabril supercompactando
el conjunto embalaje-residuo, mediante
una prensa con la fuerza de compresión
apropiada para que el resultado sea los
denominados pellet´s o galletas de supercompactación.
No compactables. Generados en los mismos
procesos que los residuos compactables,
pero de naturaleza no compactable,
es decir, hierros, maderas, cascotes, etc.
Este tipo de residuos, se acondicionan directamente
en bidón cilíndrico o contenedor
metálico paralelepipédico, finalmente
se procede al relleno de huecos mediante
la adición de un mortero fluido de C.H.
que garantice la compacidad del residuo.
23

4. Metodologías desarrolladas por ENRESA
4. Metodologías
desarrolladas
por ENRESA

4. Metodologías desarrolladas por ENRESA

Todas las descripciones realizadas hasta el momento
son necesarias para una mejor comprensión de
las diferentes metodologías desarrolladas por Enresa,
cuya finalidad es la cuantificación de los isótopos
indicados hasta ahora en los bultos de residuos
RBMA.
En este momento puede plantearse la pregunta de
por qué crear herramientas de cálculo de la actividad
a bultos RBMA, existiendo las técnicas de medida
que se acaban de describir en el presente documento.
La respuesta se fundamenta en que las técnicas
descritas son directas, mientras que las desarrolladas
por ENRESA son indirectas.
La cuantificación de emisores Gamma, requiere en
general técnicas directas no destructivas aplicadas
desde el exterior del bulto, mediante espectrometría
Gamma bien a bulto entero o bien a muestra sin
acondicionar. Pero esta técnica en general solo
puede ser aplicada a los bultos de residuos húmedos
homogéneos.
La aplicación de la espectrometría a bulto entero
requiere disponer de patrones de calibración, que
por el momento solo es posible fabricar con la representatividad
adecuada para los bultos homogéneos,
ya que por la propia definición del producto
acondicionado, es muy difícil obtener un patrón
para bultos heterogéneos que sea representativo de
toda la gama de heterogeneidades que se pueden
encontrar en los mismos.
En el caso de espectometría Gamma a una muestra
previa al embidonado, es evidente que su aplicación
a los bultos de sólidos heterogéneos sería
complicada ante la gran dificultad que supondría la
obtención de muestras representativas de la totalidad
del residuo en el bulto.
Por lo que para la cuantificación de este tipo de
emisores Gamma de fácil medida a los bultos de
naturaleza heterogénea, es necesario un desarrollo
de metodologías indirectas para el cálculo de su
actividad.
En el caso de los isótopos de difícil medida, resulta
difícil su aplicación a la totalidad de los bultos generados,
ya que esta operación sería altamente inoperativa.
Una cuantificación completa de emisores
de difícil medida de una única muestra requiere varios
meses de análisis en el laboratorio, si a esto se
le añade que a día de hoy existen unos 100.000
bultos almacenados en El Cabril, se deduce la dificultad
de aplicación de técnicas directas de medida
para este tipo de emisores a la totalidad de los bultos
generados. El número de medidas radioquími-
4. Metodologías desarrolladas por ENRESA
cas existentes, en relación al número de bultos
RBMA generados está en el orden del 3 por mil.
Para la cuantificación de este tipo de emisores de
difícil medida desde el exterior del bulto, es necesario
un desarrollo de metodologías indirectas semiempíricas
para el cálculo de su actividad (Factores
de Escala).
La finalidad de todo proceso de caracterización,
además de cuantificar el contenido radiactivo de
cada bulto, es el de asegurar el cumplimiento con
los límites de actividad del inventario final de referencia
establecido en el C.A. El Cabril.
4.1. Isótopos de facil medida:
correlación A-TDC
Los métodos indirectos y teóricos de cálculo de la
actividad de emisores Gamma de fácil medida a
bultos RBMA, se basan en la correlación existente
entre la actividad contenida en el bulto y la tasa de
dosis (generalmente en contacto) medida desde el
exterior del mismo.
La tasa de dosis tomada desde el exterior del bulto
es una medida de la energía que los fotones Gamma
depositan en el detector por unidad de masa y
tiempo; sin embargo, esta medida no tiene la posibilidad
de diferenciar las energías de los fotones
que le llegan. Cuanto mayor es la actividad de emisores
Gamma existente en el bulto, mayor es la
tasa de dosis en el exterior del mismo.
Su medida se realiza con radiámetros portátiles, de
bastante fácil manejo, al contrario que una espectrometría
Gamma a bulto entero, la cual requiere
geometrías fijas de medida, mayor tiempo de ejecución
y el traslado de los bultos a medir al lugar
donde se encuentra el equipo.
Cuanto mayor es la energía de los fotones emitidos,
caso del 60 Co, mayor será la tasa de dosis resultante.
Sin embargo, la misma tasa de dosis puede ser
causada por la existencia de una mayor cantidad
de isótopos con emisiones Gamma de energías inferiores,
caso del 137 Cs. Debido a que la medida
de la tasa de dosis no da información de los isótopos
existentes en el bulto, se ha de conocer, a priori,
no solo los principales isótopos emisores Gamma
existentes en el bulto, sino su composición porcentual.
Otro aspecto fundamental en los modelos de cálculo
teóricos es la naturaleza del residuo. Ante una
27

Metodologías de caracterización radiológica de bultos de residuos radiactivos desarrolladas por ENRESA
misma cantidad de un determinado isótopo emisor
Gamma, si el residuo es más denso, la autoabsorción
de los fotones Gamma producida en el propio
residuo será superior que si es menos denso, este
hecho se verá reflejado en la disminución de la tasa
de dosis medida.
Por último, la tasa de dosis en contacto medida
será diferente si se mide en el centro de la generatriz
del bulto, en la parte superior de la misma, en
el centro de la tapa, o en un extremo de la misma.
Esto quiere decir que la geometría de la fuente influye
en el valor medido de la tasa de dosis.
En definitiva, los siguientes factores son esenciales
en el estudio de la correlación entre la actividad y
la tasa de dosis de un bulto:
Isotópico del bulto.
Naturaleza del residuo.
Geometría de la fuente.
El resultado final es la obtención de unos Factores
de Paso desde la tasa de dosis medida en el exterior
del bulto a la actividad contenida en el mismo
(Factor de Paso A-TDC).
4.1.1. Cronología
Los métodos de cálculos teóricos desarrollados por
Enresa, surgieron gradualmente en función de las
necesidades de retiradas de los bultos RBMA de las
centrales, y de los requisitos de los Criterios de
Aceptación vigentes en ese momento; los cuales indicaban
la necesidad de cuantificar determinados
isótopos emisores Gamma presentes en el bulto,
previo a su retirada.
Los primeros bultos en ser retirados de las centrales
fueron los de naturaleza homogénea, cuya actividad
era evaluada a partir de la medida de muestras
de residuos antes de su acondicionamiento final en
el bulto. Esta actividad era luego multiplicada por el
número de litros de residuo introducidos en cada
bulto. Con lo que para este tipo de bultos, se disponía
de una metodología aceptable de cálculo de
actividad.
La primera naturaleza de bultos RBMA que necesitó
una evaluación teórica de su actividad, fue la de los
bultos conteniendo sólidos heterogéneos compactables,
debido al gran número de bultos producidos y
a que ninguna de las técnicas directas de medida
existentes era capaz de cuantificar, con la precisión
habitual de las mismas, su contenido radiactivo.
28
Esta metodología se encuentra descrita en el documento
de Ref. [4].
La segunda naturaleza que requirió la elaboración
de modelos teóricos de cálculo de la actividad, fue
la de sólidos heterogéneos no compactables. La razón
fundamental es la misma que la argumentada
para los compactables. Esta metodología se encuentra
descrita en el documento de Ref. [5].
La siguiente naturaleza de residuos sólidos que necesitó
de un método de cálculo teórico de la actividad,
fue la de los filtros de cartucho; cuya variación
respecto de las metodologías anteriores era la existencia
de un espesor de pared de hormigón. Generalmente
este espesor era de 5 cm, y de 10 cm, en
función de la cantidad de actividad presente en el
bulto. A este tipo de bultos se les ha denominado
históricamente bultos tipo filtro.
Adicionalmente y en menor numero, se generaban
bultos con espesores de hormigón diferentes a los
indicados, por lo que existía un abanico de espesores
que variaban desde los 5 cm hasta los 22 cm.
La metodología que describe el cálculo de la actividad
a este tipo de bultos es la indicada en la Ref.
[6], donde se incluye el cálculo de actividad a bultos
homogéneos (de espesor nulo de pared de
hormigón).
A partir de este momento se dispone de las metodologías
de cálculo necesarias para la evaluación
de la actividad para bultos de 220 litros exclusivamente,
con independencia de la naturaleza del residuo
contenido.
Un nuevo tipo de embalaje de residuos RBMA surgió
como consecuencia de las actividades correspondientes
al desmantelamiento de la C.N. Vandellós
1. Este nuevo embalaje es el contenedor metálico
(CMT), de tipo prismático y con 1300 litros de
capacidad. Los residuos introducidos en éstos son
de naturaleza heterogénea no compactable. En la
Ref. [7] se describe la metodología de cálculo para
este tipo de bultos.
Con estas metodologías se cubría la mayor parte
de los residuos generados en las CC NN españolas,
sobre todo la de los bultos gestionados con un
proceso de aceptación habitual. Sin embargo, los
bultos históricos, generados incluso antes de la
creación de Enresa, tienen formas de acondicionamiento
diferentes a la de los actuales, diferenciándose
sobre todo en el tamaño del embalaje (bultos
de 400 y 480 litros con o sin pared de prehormigonado,
fundamentalmente).

Para afrontar esta nueva dificultad, se están desarrollando
métodos teóricos genéricos que aprovechen
lo hasta ahora realizado, y que sean aplicables
a bultos de geometría cilíndrica distinta a la
habitual de 220 l, pero de tamaño y espesor de pared
de prehormigonado variable, independientemente
de la naturaleza del residuo almacenado.
4.1.2. Descripción del método
Los problemas típicos de blindajes consisten en la
determinación de la energía depositada por unidad
de tiempo (tasa de dosis) en un punto de estudio,
causada por una fuente de una determinada naturaleza
y geometría. Entre la fuente y el punto indicado,
se pueden interponer materiales a modo de
blindajes. Existen dos formas habituales de resolver
este tipo de problemas:
Mediante la resolución de la ecuación del
transporte de fotones en los diferentes materiales
considerados. Esta vía de trabajo es la más
exacta de todas, pero es, con mucho, la más
difícil de abordar, ya que requiere, para cada
energía, la resolución de múltiples ecuaciones
diferenciales acopladas, cada una de ellas correspondiente
a una dirección angular en la
4. Metodologías desarrolladas por ENRESA
geometría a estudiar, junto con la ecuación de
difusión (Figura 3).
Mediante la división de la fuente en porciones
más pequeñas consideradas ‘puntuales’, y estudiando
la contribución directa al punto de
dosis de cada una de ellas; es decir; se realiza
una integración sobre la geometría de la fuente
de cada uno de las porciones consideradas.
Este segundo método es más fácil de llevar a cabo
que el primero, el inconveniente que tiene es que
solo es capaz de cuantificar la radiación directa que
llega al punto de estudio, y no tiene la posibilidad
de evaluar la radiación dispersa que le llega.
Esta carencia se subsana por la adición, al resultado
obtenido de la integración, de un término denominado
factor de acumulación (build up), que se
encuentra tabulado para la energía estudiada en
función de la naturaleza y geometría de los materiales
empleados, obtenido de resoluciones genéricas
de la ecuación del transporte.
Éste ha sido el método desarrollado por Enresa, el
cual se describe en la figura 4.
Cada porción en la que se ha dividido la fuente
global es considerada como una fuente puntual isotrópica,
en la que la intensidad decrece con el cua-
Figura 3
29

Metodologías de caracterización radiológica de bultos de residuos radiactivos desarrolladas por ENRESA
drado de la distancia hasta el punto P. Además hay
que considerar la atenuación () producida por la
materia situada entre la porción de fuente y el punto
indicado.
Según se muestra en la Figura 5, el haz procedente
de una de las fuentes puntuales ha de atravesar
parte de la fuente (h1) antes de alcanzar el punto de
dosis. El espacio comprendido entre el exterior de
la fuente y el punto de dosis P (h2) se considera
compuesto de aire.
La expresión que proporciona la intensidad causada
por cada una de las fuentes puntuales sobre el
punto de dosis situado a una distancia h1+h2 es la
siguiente:
Donde:
30
Pi
BS0iexp( fuenteh1 aireh2)
2
4(
hh )
1 2
(1)
S 0i: Intensidad de la porción i de la fuente, (fotones/s
ó Bq por unidad de volumen, superficie
o longitud, en función de si el tipo de
Figura 4
fuente es volumétrica, superficial o lineal,
respectivamente).
Pi: Intensidad o tasa de dosis en el punto de
estudio P debido a la porción i de la fuente
(mSv/h por cada MBq/m 3 , m 2 , m, de la
fuente, en función de si el tipo de fuente es
volumétrica, superficial o lineal).
B: Factor de acumulación, que tiene en cuenta
la radiación que le llega al punto de dosis
P de forma no directa.
fuente: Coeficiente de atenuación de la fuente
(m -1 ).
aire: Coeficiente de atenuación del aire (m -1 ).
h 1: Distancia en la fuente que tiene que atravesar
el rayo procedente de la porción i (m).
h 2: Distancia en el aire que tiene que atravesar
el rayo procedente de la porción i (m).
Si existiesen más de dos materiales entre la fuente y
el punto de dosis, habría que añadir el término correspondiente
a su atenuación en la exponencial de
la expresión (1); que ha de ser sumada sobre toda

la geometría, esto es, se ha de realizar la integral
sobre la totalidad de la fuente.
p
0
BS exp(
idi) 2 d
(2)
4(
dh) Esta operación se ha de realizar para cada una de
las energías que la fuente es capaz de emitir, ya
que los valores de los coeficientes de atenuación y
de los factores de acumulación dependen de la
misma. Además este tipo de integrales no se pueden
resolver analíticamente y se ha de recurrir al
empleo de métodos numéricos más o menos veloces,
en función del número de porciones en las que
se haya dividido a la fuente.
La aplicación de esta metodología bulto a bulto
puede llegar a resultar muy lenta. Para hacer más
ágil el proceso indicado se calcula, de forma previa,
y para cada tipo de fuente considerada, la dosis
causada por un MBq de cada uno de los isótopos
Gamma habitualmente presentes en las CC
NN españolas, incrementando la densidad de la
fuente en pequeñas cantidades desde un valor inicial
hasta un valor final establecido. A los valores
fuente
h 1
h 2
aire
obtenidos se les denomina Factores de Paso actividad
– tasa de dosis (di). Finalmente la actividad del
bulto se determina según la siguiente expresión:
A
D
in
i1
df
ii
A: Actividad del bulto (MBq).
D: Tasa de dosis del bulto (mSv/h).
P
4. Metodologías desarrolladas por ENRESA
Figura 5
n: Número de isótopos presentes en el bulto.
fi: fracción, en tanto por uno, del isótopo i.
(3)
di: Factor de Paso actividad-tasa de dosis para el
isótopo i de la fuente considerada (mSv/h por
MBq/Bulto).
La implementación de esta metodología en una
simple hoja de cálculo simplifica enormemente su
aplicación a un gran número de bultos.
31

Metodologías de caracterización radiológica de bultos de residuos radiactivos desarrolladas por ENRESA
4.1.3. Bultos de geometría
cilíndrica
Enresa ha desarrollado metodologías de cálculo
teóricas de la actividad a bultos de 220 l para las
siguientes naturalezas y formas de acondicionamiento:
32
Bultos de residuos compactables (método
UNESA-Enresa).
Se han calculado los Factores de Paso de cada
isótopo a partir de la tasa de dosis en contacto
(TDC) a media altura del bulto, variando la
densidad del bulto desde 0.25 g/cm3 , hasta
2g/cm3 , cada 0,05 g/cm3 . Éstos se han calculado
suponiendo un material de la fuente de
tipo celulósico, de tipo plástico, etc.
La tasa de dosis representativa en contacto del
bulto a introducir en la expresión (2), es la media
aritmética del valor máximo de la TDC de
cuatro generatrices separadas entre ellas 90º,
a partir de la generatriz del tornillo de cierre
del bidón. La aplicación de esta sistemática se
hace necesaria para la obtención de valores
de Tasas de Dosis representativas de conjunto
del termino fuente, debido a la propia naturaleza
heterogénea del bulto y para minimizar el
efecto de puntos denominados ‘calientes’, y
que podrían evaluar en exceso el contenido
radiactivo del bulto.
En la Figura 6 se describe este modelo.
Bultos de residuos no compactables
Igual que antes, se han calculado los Factores
de Paso de cada isótopo a partir de la tasa de
dosis en contacto (TDC) a media altura del bulto,
variando la densidad del bulto desde
0,75 g/cm3 ,hasta3,2g/cm3 , cada 0,05 g/cm3 .
Éstos se han calculado suponiendo que la
fuente está constituida por elementos metálicos
y escombros, fundamentalmente.
La tasa de dosis representativa en contacto del
bulto a introducir en la expresión (2), se mide
de la misma forma que para los bultos
compactables.
Debido a las variaciones de masa en este tipo
de bultos, para densidades inferiores a las indicadas,
se supone que la contribución de materiales
ligeros (del tipo compactables) es predominante
en la composición de estos bultos,
por lo que los Factores de Paso son los correspondientes
a residuos compactables. Para
densidades entre 0,8 y 1,20 g/cm 3 se considera
una mezcla gradual entre ambas naturalezas,
y para densidades superiores a 1,20 g/
cm 3 , se toman los factores de Paso específicos
de naturaleza no compactable.
En la Figura 7 se muestra este modelo.
Bultos tipo filtro de espesores de pared de hormigón
de 5, 10 15 y 22 cm.
Los Factores de Paso de cada isótopo se han
determinado a partir de la tasa de dosis en
contacto a media altura del bulto, suponiendo
un espesor de pared de hormigón de 5, 10,
15 y 22 cm; variando la densidad de la fuente
interior a la pared desde 0,25 hasta 2,5
g/cm3 , cada 0,05 g/cm3 .
La tasa de dosis en contacto representativa del
bulto se mide de la misma manera que en los
dos casos anteriores.
Finalmente se ha deducido una compleja relación
matemática única para todos los espesores,
de tal forma que se pueden inferir, los
Factores de Paso para espesores diferentes a
los indicados.
En la Figura 8 se muestra este caso
Bultos de residuos húmedos solidificados
Los Factores de Paso de cada isótopo se han
determinado a partir de la tasa de dosis en
contacto a media altura, siendo su tratamiento
igual al anterior, pero sin poner espesor de
pared de prehormigonado.
Aunque los bultos de sólidos húmedos solidificados
tienen otras herramientas más precisas
de determinación de actividad (espectrometría a
bulto entero o a muestra previa al acondicionamiento),
el método teórico descrito para estos
bultos es útil en el caso de tener que estudiar
posibles discrepancias entre lo medido por el
productor, y lo analizado en el Laboratorio de
Verificación de El Cabril en los controles de calidad
que se realizan de forma continua.
En la Figura 9 se muestra este método.
4.1.4. Bultos de geometría prismática
Enresa utiliza dos embalajes de tipo prismático:
CMT, de 1300 l de capacidad, en el que se
introducen residuos de naturaleza heterogénea.
Su contenido en actividad se deduce a
partir de la tasa de dosis en contacto.

di ( Gy/h
por MBq/Bulto)
TDC 4
90º
90º
3,50E+00
3,00E+00
2,50E+00
2,00E+00
1,50E+00
1,00E+00
5,00E-01
0,00E+00
TDC 3
TDC 1
90º
90º
BULTOS COMPACTABLES
TDC 2
FACTORES DE PASO BULTOS COMPACTABLES 220 l
0,25 0,50 0,75 1,00 1,25 1,50 1,75 2,00
Densidad kg/l
4. Metodologías desarrolladas por ENRESA
TDC1
= TDC2
= TDC3
= TDC4
TDC =
4
Masa (kg)
=
di
Masa
220
Mn-54
Co-58
Co-60
Zn-65
Ag-110m
Sb-125
Cs-134
Cs-137
Eu-152
Eu-154
Figura 6
33

Metodologías de caracterización radiológica de bultos de residuos radiactivos desarrolladas por ENRESA
34
TDC 4
di ( Gy/h
por MBq/Bulto)
90º
90º
3,50E+00
3,00E+00
2,50E+00
2,00E+00
1,50E+00
1,00E+00
5,00E-01
TDC 3
TDC 1
90º
90º
BULTOS HETEROGÉNEOS
TDC 2
FACTORES DE PASO BULTOS SOLIDOS HETEROGÉNEOS
(antes de la adición de C.H.)
TDC1
= TDC2
= TDC3
= TDC
TDC =
4
Masa (kg)
(antes de la adición de C.H.)
Masa
=
220
0,00E+00
0,25 0,75 1,25 1,75 2,25 2,75 3,25 3,75
Densidad (kg/l)
di
4
Mn-54
Co -58
Co -60
Zn -65
Ag -110m
Sb -125
Cs -134
Cs -137
Eu -152
Eu -154
Figura 7

TDC 4
Gy/h por MBq/Bulto
90º
90º
TDC 3
1,80E+00
1,60E+00
1,40E+00
1,20E+00
1,00E+00
8,00E-01
6,00E-01
4,00E-01
2,00E-01
=
TDC 1
90º
90º
Masa - M PREHORMIGONADO
Volumen Residuo
BULTOS TIPO FILTRO
TDC 2
FACTORES DE PASO BULTOS TIPO FILTRO
0,00E+00
0,25 0,75 1,25 1,75 2,25
Densidad kg/l
e=5 cm M P =200 kg
e=10 cm M P =340 kg
e=15 cm M P =430 kg
e=22 cm M P =493 kg
e=5 cm V=131 litros
e=10 cm V=71 litros
e=15 cm V=32 litros
e=22 cm V=6 litros
4. Metodologías desarrolladas por ENRESA
TDC1
= TDC2
= TDC3
= TDC4
TDC =
4
Masa (kg)
Co-605cm
Co-6010cm
Co-6015cm
Co-6022cm
di
Figura 8
35

Metodologías de caracterización radiológica de bultos de residuos radiactivos desarrolladas por ENRESA
36
di ( Gy/h
por MBq/Bulto)
3,50E+00
3,00E+00
2,50E+00
2,00E+00
1,50E+00
1,00E+00
5,00E-01
0,00E+00
TDC
BULTOS HOMOGÉNEOS
FACTORES DE PASO BULTOS HOMOGÉNEOS
Masa (kg)
0,25 0,75 1,25 1,75 2,25
Densidad (kg/l)
di
Masa
=
220
Mn -54
Co -58
Co -60
Zn -65
Ag -110m
Sb -125
Cs -134
Cs -137
Eu -152
Eu -154
Figura 9

CMD, de 2000 l de capacidad, en el que se
introducen materiales potencialmente desclasificables,
por lo que su contenido en actividad
es prácticamente despreciable, no pudiéndose
aplicar metodologías teóricas de cálculo a
partir de la tasa de dosis en contacto, por ser
ésta nula.
El cálculo teórico de la actividad a bultos tipo CMT
se realiza a partir de la tasas de dosis en contacto
representativa de cada segmento de 220 litros de
los 6 en los que se puede dividir a un CMT. Esta
operación se realiza para minimizar los errores causados
por la propia naturaleza heterogénea del
material y debido a su gran tamaño, en relación a
un bulto de 220 litros.
La tasa de dosis representativa de cada segmento
se calcula como la media aritmética de los tres valores
máximos de TDC de las caras laterales y superior
del segmento. Posteriormente se calcula la
actividad teórica de todo el CMT a partir de la TDC
representativa de cada segmento, siendo la actividad
total del CMT la suma de la obtenida de cada
segmento dividida por 6. De esta forma se supone
que la TDC de cada segmento es causada principalmente
por éste y en menor medida por el resto
del CMT.
Se han calculado los Factores de Paso de cada isótopo
y segmento a partir de la tasa de dosis en contacto
(TDC) en el punto central del segmento, variando
la densidad del bulto desde 0,15 g/cm 3 ,
hasta 1,5 g/cm 3 , cada 0,05 g/cm 3 . Éstos se han
calculado suponiendo que la fuente está constituida
por elementos metálicos y escombros, fundamentalmente.
En la Figura 10 se muestra el método.
4.2. Isótopos de dificil medida:
factores de escala
De la misma manera ENRESA ha elaborado una
metodología paralela que permite evaluar la actividad
de los isótopos de difícil medida presentes en
el bulto RBMA.
Los productos de corrosión presentes en los sistemas
del reactor y que son arrastrados por el agua
del refrigerante, a su paso por el mismo pueden ser
activados neutrónicamente, generando isótopos radiactivos
a partir de elementos inicialmente estables.
La cantidad de cada isótopo radiactivo producido
por activación, depende directamente de la in-
tensidad del flujo neutrónico, por lo que en el agua
del reactor las cantidades de cada isótopo producido,
de esta forma, presenten altas correlaciones
entre ellos.
Los TRU y los productos generados en los procesos
de fisión que son transferidos al agua del reactor,
bien a partir de las trampas de Uranio presentes en
las vainas, por su difusión a través de las mismas,
o por la rotura de éstas; deben presentar igualmente
altas correlaciones entre ellos en el refrigerante,
al poseer un mecanismo de producción similar.
Finalmente, la transferencia de cada isótopo a los
residuos como consecuencia de los diferentes procesos
de descontaminación aplicados (resinas, concentrados,
etc.), depende de las características físico-químicas
de los isótopos radiactivos, tales como
la solubilidad, mecanismos de transporte, forma química,
etc. De tal forma que la proporción inicialmente
existente entre isótopos en el agua del reactor
puede cambiar de manera sustancial. Tales procesos
físico-químicos pueden incluso hacer que la correlación
observada cambie o incluso desaparezca.
Si para cada uno de los grupos de isótopos indicados,
existiese uno de fácil medida, se podría estudiar
la existencia o no de correlación entre los isótopos
de difícil medida y el de fácil medida elegido.
Esta es la denominada metodología de Factores de
Escala.
4.2.1. Cronología
4. Metodologías desarrolladas por ENRESA
El desarrollo de una metodología propia de Factores
de Escala ha sido un proceso largo y técnicamente
complejo que, una vez elaborada y previamente
a su aplicación, tenía que ser apreciada favorablemente
por el Consejo de Seguridad Nuclear
(CSN), tal y como se indicaba en el Permiso de
Explotación.
La metodología de Factores de Escala propios de
CC NN españolas, ha requerido la creación de
una base de datos previa de medidas radioquímicas
sobre muestras de residuos antes de su acondicionamiento
en los bultos, o sobre muestras de residuo
acondicionado. El desarrollo de la citada base
de datos, con un número apropiado de registros,
ha sido y es una tarea de duración considerable,
por lo que inicialmente se decidió aplicar unos Factores
de Escala genéricos para centrales PWR y
BWR, Ref. [8].
37

Metodologías de caracterización radiológica de bultos de residuos radiactivos desarrolladas por ENRESA
38
Gy/h por MBq/Bulto
1,00E+00
9,00E-01
8,00E-01
7,00E-01
6,00E-01
5,00E-01
4,00E-01
3,00E-01
2,00E-01
TDC 1A
A
TDC
A
1
A
2
jA
TDC
TDC
3
A3
A4
6
j
jB
A
5
TDC
TDC 1B TDC 2B TDC 3B TDC 4B TDC 5B TDC 6B
TDC 1C TDC 2C TDC 3C TDC 4C TDC 5C TDC 6C
TDC 2A
TDC 3A
FACTORES DE PASO CMT
TDC 4A
1,00E-01
0,00E+00
0,15 0,40 0,65 0,90 1,15 1,40
Densidad kg/l
BULTOS CMT
Co-60 Seg. 1,6
Co-60 Seg. 2,5
Co-60 Seg. 3,4
(antes de la adición de C.H.)
A
6
Gy/h por MBq/Bulto
jC
TDC 5A
2,50E-01
2,00E-01
1,50E-01
1,00E-01
5,00E-02
TDC 6A
d i
FACTORES DE PASO CMT
0,00E+00
0,15 0,40 0,65 0,90 1,15 1,40
Densidad kg/l
(antes de la
adición de C.H.)
Masa (kg)
Masa
1300
Cs-137 Seg. 1,6
Cs-137 Seg. 2,5
Cs-137 Seg. 3,4
Figura 10

Debido a la ausencia inicial de datos específicos de
residuos de centrales españolas, los Factores de Escala
genéricos fueron definidos a partir de datos de
CC NN americanas.
En 1996 el CSN indicó la necesidad de calcular
Factores de Escala para cada central nuclear y corriente
de residuos. Acudiéndose a valores exclusivamente
españoles, en la medida de los posible.
En 2001 el CSN aprecia favorablemente la metodología
de Factores de Escala. Los documentos que
describen la metodología son los siguientes
051-IF-IN-0022 ”Metodología de cálculo de
los Factores de Escala de RBMA procedentes
de las CC NN en operación”, Ref. [9].
051-IF-CV-884 “Metodología de cálculo de
los Factores de Escala de materiales potencialmente
desclasificables procedentes del desmantelamiento
de Vandellós 1”, Ref. [10].
A partir de este momento, se disponía ya de medidas
propias de residuos de CC NN españolas para
el cálculo de Factores de Escala.
4.2.2. Definición
El punto de partida para la definición de Factor de
Escala es la base de datos de medidas de radioquímica
efectuadas sobre residuo sin acondicionar,
previo al embidonado, o a partir de ensayos destructivos
aplicados a bultos acondicionados.
El objetivo es el cálculo de un Factor de Escala
para cada una de las corrientes de cada central nuclear.
Objetivo a cumplir en un periodo considerable
de tiempo (años), ya que depende de varios
factores simultáneos:
Producción de un determinado residuo en una
central nuclear.
Generalmente, si no se dispone aún de un
Factor de Escala de una determinada central y
corriente de residuo, hay que esperar a que la
central genere el mismo, para poder tomar
una muestra.
Disponibilidad de los laboratorios.
Fundamentalmente debido al tiempo que se
requiere para el análisis completo de una
muestra.
Se define Factor de Escala como la media geométrica
de las relaciones de actividad entre los isóto-
pos de difícil medida respecto de los de fácil medida,
según la siguiente expresión:
Donde:
FE
in n
i1
y
x
i
i
(4)
FE: Factor de Escala.
yi: Actividad del isótopo de difícil medida en la
muestra i (Bq/g, Bq/l…).
xi: Actividad del isótopo de fácil medida en la
muestra i (Bq/g, Bq/l….
4.2.3. Aplicabilidad
4. Metodologías desarrolladas por ENRESA
La media geométrica entre las concentraciones del
isótopo de difícil y fácil medida no se puede aplicar
sin antes comprobar varios aspectos, relacionados
con las características tanto del isótopo de fácil medida
(llave) como del de difícil medida.
Características básicas para el isótopo llave (de fácil
medida):
Emisor Gamma con una energía de emisión
fácilmente cuantificable para cualquier espectrómetro
Gamma.
Periodo de semidesintegración relativamente
alto. Casi todos los emisores Gamma tienen
periodos del orden o inferior al año, por lo que
no son prácticos a la hora de utilizarlos como
isótopos llave, ya que su detección es problemática
tras unos pocos años de decaimiento.
Prácticamente, los únicos isótopos emisores Gamma
que cumplen este requisito son el 60 Co y 137 Cs.
Características esperables, a priori, del isótopo de
difícil medida:
Mecanismo de producción similar al del isótopo
llave, es decir si son productos de activación
(P.A.) o productos de fisión (P.F.).
Solubilidad similar al del isótopo llave.
Mecanismo de transporte al residuo final similar
al del isótopo llave.
Es decir, solo se aplicará el concepto de Factor de
Escala cuando exista correlación entre los dos isótopos
a estudiar.
39

Metodologías de caracterización radiológica de bultos de residuos radiactivos desarrolladas por ENRESA
La comprobación de la existencia o no de correlación
se realiza en escala logarítmica, donde los datos
parecen seguir una distribución Normal. Un
ejemplo claro de correlación se muestra en la siguiente
Figura 11, donde en abscisas se da el logaritmo
de la actividad de 60 Co y en ordenadas la de
63 Ni, dos productos de activación.
La regresión en logaritmos es la siguiente:
donde:
y’=a+bx’
y’: Logaritmo de la concentración del isótopo de
difícil medida.
x’: Logaritmo de la concentración del isótopo llave.
a: Ordenada en el origen, obtenida del ajuste
de los datos disponibles.
b: Pendiente de la recta, obtenida del ajuste de
los datos disponibles.
Deshaciendo el cambio aplicado, se obtiene la siguiente
expresión:
40
y=Ax b
63 60
Ni/ Co
donde:
y: Concentración del isótopo de difícil medida.
x: Concentración del isótopo llave.
A: Exponencial de a.
Generalmente, se ha observado que la pendiente
unidad queda dentro del intervalo de confianza de
la pendiente obtenida por el ajuste, en este caso ‘b’
es la unidad y A es el Factor de Escala definido anteriormente
como media geométrica:
aybxyxLn( y) Ln( x)
1 1 1
Ln y Ln x Ln
n n
n
y
in in i n
i n
i
yi
( i) ( i)
( ) Ln(
n )
x
x
I1
i1
LnFE ( ) FE
i1
i
i1
in n
i1
4.2.4. Media geométrica como factor
de escala
y
x
i
i
i
(5)
La elección de la media geométrica como Factor de
Escala en vez del uso de los parámetros obtenidos
Figura 11

por regresión, se basa en dos hechos experimentales
observados de forma sistemática:
Mejor comportamiento de la media geométrica
para predecir valores fuera del rango de
ajuste mínimo cuadrático.
La pendiente, obtenida por ajuste de los datos,
está muy influenciada por la variabilidad de
los datos, más cuanto menor es el rango de
los mismos. Por ejemplo, en la figura 12 se
muestran los datos de las medidas, la pendiente
obtenida del ajuste de los mismos (línea
recta negra continua), y la media geométrica
(línea recta negra discontinua).
En ella se observa la fuerte diferencia entre la
recta de ajuste obtenida y la recta de la media
geométrica. Sin embargo, al añadir datos de
menor actividad, se observa como la media
geométrica había predicho mucho mejor la situación
de los datos que la recta de ajuste (Figura
13).
Cuando existe correlación, no existen diferencias
significativas entre la variabilidad mostrada
por el Factor de Escala y la mostrada por el
modelo de regresión.
4. Metodologías desarrolladas por ENRESA
Siempre se ha de elegir el modelo más simple
(un solo parámetro), frente al modelo más
complejo (regresión con dos parámetros), hasta
que los datos no demuestren lo contrario.
Por lo que se escoge el modelo de un solo parámetro
(media geométrica).
Cuando han existido diferencias estadísticamente
significativas entra ambas variabilidades, se
ha observado la ausencia de correlación.
En todos los gráficos de Factores de Escala se
observa, en conjunto, que la diferencia entre
los valores individuales y la recta de la media
geométrica, y la recta de ajuste obtenida por
regresión, no es estadísticamente significativa.
4.2.5. Metodología de cálculo del factor
de escala
Un resumen de la metodología adoptada en España
para el cálculo del Factor de Escala de una determinada
corriente de residuos de una central nuclear,
se muestra a continuación:
1. Buscar el isótopo llave que mejor correlacione
con el de difícil medida cuya media geométrica
se va a calcular.
Figura 12
41

Metodologías de caracterización radiológica de bultos de residuos radiactivos desarrolladas por ENRESA
42
2. Antes de calcular el valor de la media geométrica,
se ha de comprobar que se dispone del
mínimo número de muestras, estadísticamente
significativo, para el correspondiente cálculo.
Se ha establecido como significativo, desde el
punto de vista estadístico, el valor de 15 como
el número de datos mínimo para el cálculo
del Factor de Escala. Si no se dispone del
mismo se opera de la siguiente manera:
Unir los datos de la corriente en estudio
con los de otra corriente de la misma central,
comprobando previamente, mediante
los correspondiente test estadísticos, que
se puede realizar dicha unión.
Si lo anterior no es posible, se procederá
del mismo modo con una corriente, similar
a la de estudio, aun cuando pertenezca
a otra central nuclear española.
3. Verificar la ausencia de datos anómalos del
conjunto total de los datos a emplear en el
cálculo. En este caso se tienen dos alternativas.
Figura 13
Si el Coeficiente de Variación es inferior a
1.5, se considerará la ausencia de datos
anómalos, aún cuando las herramientas
estadísticas empleadas indicaran la presencia
de los mismos. Esto se realiza para
tomar el mayor número razonablemente
posible de medidas radioquímicas en el
cálculo de la media geométrica.
Si el Coeficiente de Variación es superior
a 1.5 y existen datos anómalos, éstos se
excluirán del cálculo de la media geométrica.
Se denomina Coeficiente de Variación a la razón
entre la varianza y la media de los datos
sin transformar y que, en primer orden de
aproximación, informa de la varianza de los
logaritmos de los datos.
CV
in in y 1 1 y i
( )
xin x i
i
n
1
in 1 y i
n x
i1
1
i1
i
2
(6)

4. Calcular la media geométrica de:
La relaciones de actividad del isótopo de
difícil medida con respecto al isótopo llave,
si existe correlación. En este caso la
media geométrica se define como Factor
de Escala (FE).
Las actividades del isótopo de difícil medida.,
si no existe correlación. En este caso
la media geométrica se denomina Concentración
Media de Actividad (CMA).
4.2.6. Factores de escala habituales
en CC NN españolas
Las correlaciones más frecuentes son las siguientes:
55 Fe/ 60 Co.
59 Ni/ 60 Co.
63 Ni/ 60 Co.
90 Sr/ 137 Cs, Sr-90/ 60 Co.
241 Pu/ 60 Co, 241 Pu/ 137 Cs.
238 Pu/ 241 Pu.
239,0 Pu/ 241 Pu.
241 241
Am/ Pu
241 Am/ 241 Pu.
244 Cm/ 241 Pu.
4. Metodologías desarrolladas por ENRESA
Los TRU muestran una excelente correlación entre
ellos, por lo que se toma el 241 Pu, emisor Beta puro,
como isótopo llave para el resto de TRU. El paso
siguiente es buscar la correlación de éste con un
isótopo llave de fácil medida ( 60 Co ó 137 Cs).
El 241 Pu tiene una actividad de casi dos órdenes de
magnitud superior al resto de TRU. La Figura 14
muestra un ejemplo de la excelente correlación del
241 241
Am con el Pu de todas las corrientes conjuntamente
de una central BWR..
Otro rasgo a tener en consideración es que en las
centrales nucleares donde no se han dado fugas
significativas de combustible, el 60 Co es un buen
isótopo llave para los productos de activación, fisión
y transuránicos conjuntamente. El 137 Cs también
cumple este hecho, pero con una mayor variabilidad,
debido a la mayor dificultad a la hora de
cuantificar su actividad . Lógicamente, en estos casos
el 60 Co y 137 Cs presentan una buena correlación
entre sí.
Figura 14
43

Metodologías de caracterización radiológica de bultos de residuos radiactivos desarrolladas por ENRESA
4.2.7. Concentracion media de actividad
/factor de escala
Los isótopos que siempre han mostrado correlación
con el isótopo llave y por tanto tienen Factor de
Escala, son los siguientes:
63 Ni
55 Fe
90 Sr
Todos los TRU
Los isótopos cuya correlación con el isótopo llave
ha motivado que a veces sea posible definir un Factor
de Escala y a veces se deba acudir a la determinación
de la Concentración Media de Actividad,
son los siguientes:
3 H
14 C
59 Ni
94 Nb
129 I
El isótopo que nunca ha mostrado correlación con
ningún isótopo llave y por tanto no ha sido posible
definir un tenido Factor de Escala, es el siguiente:
99 Tc
A continuación se indican algunas de los aspectos
relacionados con estos isótopos.
44
El 3 H y 14 C presentan buenas correlaciones
con el 60 Co, únicamente en las resinas de las
centrales tipo PWR.
La generación tanto del 3 H como del 14 Cno
está ligada a la de los productos de corrosión
que son activados a su paso por el reactor;
sino que se generan a partir de elementos presentes
en el agua del reactor, por lo que la
mayor parte de las veces no correlacionarán
con los productos de corrosión.
59 Ni. No se dispone a veces de Factor de
Escala en los concentrados de evaporador, residuo
con menor actividad a las resinas y donde
se dispone de un mayor número de valores
LID (Límite Inferior de Detección) del mismo,
de ahí la ausencia de correlación en algunos
casos.
129 Iy 94 Nb. Es muy difícil la obtención de valores
por encima del LID, por este motivo es muy
difícil encontrar correlación.
99 Tc. Se dispone de abundantes valores por
encima del LID y la constatación de la total ausencia
de correlación con ningún isótopo llave.
Este hecho es posiblemente debido a que
es tanto un producto de activación como de fisión,
además de las diferencias en solubilidad
y transporte con respecto a los posibles isótopos
llave.
4.2.8. Incertidumbre y exactitud
del factor de escala
La metodología de Factores de Escala se ha creado
para agilizar el cálculo de los emisores de difícil
medida presentes en un bulto de residuos, además
de reducir el coste que supondría su análisis en
cada bulto.
No obstante, la fiabilidad de los valores obtenidos
ha de tener en consideración la incertidumbre asociada
al mismo. Las dos siguientes expresiones indican
con bastante exactitud el intervalo de confianza
(95%), para la totalidad de los datos y para el valor
medio, respectivamente, en logaritmos.
LnFE ( ) tCVLnFE ( ) LnFE ( ) tCV
M n1 V M n1
LnFE t CV
LnFE LnFE t
n
CV
( M) n ( V) ( M) n
n
1 1 (7)
Y deshaciendo la transformación se tiene:
FE
n
e
e
FE FE
e
t
M
1CV
V M
FE
M
CV
t n
1
n
FE FE
e
V M
t niCV CV
t ni n
(8)
Las desviaciones típicas habituales de los Factores
de Escala son del orden de la unidad, en la escala
logarítmica, por lo que el Factor de Escala obtenido
con al menos 15 datos tiene una variabilidad de de
casi un factor 2 que divide y multiplica al valor establecido;
mientras que la variabilidad de la totalidad
de los datos es de casi un orden de magnitud alrededor
del valor establecido.
Esto quiere decir que la estimación de la actividad
de los isótopos de difícil medida en un bulto tiene
una incertidumbre relativamente elevada. Sin embargo
la incertidumbre de la actividad almacenada en
El Cabril se ve reducida sensiblemente, ya que va
unida al valor medio, cuya incertidumbre está dividida
por la raíz cuadrada del número de bultos (unos

100000) y aproximadamente existirá el mismo número
de bultos por encima y por debajo del valor de
actividad calculado con el Factor de Escala.
4.2.9. Aplicabilidad en residuos
de desmantelamiento
Básicamente la metodología de Factores de Escala
descrita hasta aquí es la que se aplica a los residuos
procedentes del desmantelamiento. La única
diferencia reside en que en éstos ya no existe término
fuente generador de isótopos radiactivos; es decir,
el reactor ya no se encuentra en operación no
existiendo la producción en continuo de productos
de activación ni de fisión.
En una central nuclear en operación, los Factores
de Escala de los residuos generados durante este
4. Metodologías desarrolladas por ENRESA
periodo no cambian, y el decaimiento de los isótopos
queda compensado por el proceso de generación
de los mismos en el reactor, de tal forma que
la relación entre isótopos que correlacionan se
mantiene a lo largo de la operación de la central.
En una central en desmantelamiento, el único proceso
que tiene lugar es el decaimiento de los isótopos
radiactivos, por lo que el Factor de Escala irá
modificándose con el paso del tiempo en función
de los diferentes periodos de semidesintegración
del isótopo de difícil medida y el isótopo llave. En
estas situaciones hay que referir a los Factores de
Escala calculados a una determinada fecha, decayéndolos
posteriormente a la fecha de caracterización
del residuo tratado, para obtener la actividad
de los isótopos de difícil medida en la misma fecha.
45

5. Controles de calidad
5. Controles de calidad

5. Controles de calidad

Otra de las aplicaciones principales de las metodologías
hasta aquí expuestas, es la realización de
controles periódicos o sistemáticos de la actividad
contenida en los bultos RBMA, tanto de los isótopos
de fácil medida como de los de difícil medida.
5.1. Verificaciones sistemáticas
del contenido radiactivo
de isótopos de fácil medida
De forma habitual y una vez que el productor informa
a Enresa de los datos radiológicos de la totalidad
los bultos recientemente producidos; se realizan
verificaciones de la coherencia entre la actividad
de los bultos y su tasa de dosis en contacto,
mediante la aplicación de las metodologías teóricas
de cálculo descritas, según la especificación técnica
031-ES-IN-003, Ref. [11].
Generalmente, las metodologías desarrolladas por
cada productor para este tipo de isótopos, es diferente
a la realizada por Enresa, sobre todo para los
bultos de residuos homogéneos, de ahí que como
punto de partida, se establezca como diferencia
significativa a partir de la cual se realizarán estudios
en detalle, toda aquella superior a un 200%, entre
la actividad declarada por el productor y la calculada
por Enresa teóricamente.
Para los bultos cuya actividad ha calculado por métodos
teóricos por el productor, se establecen dos
criterios, Ref. [11]:
Para aquellos métodos teóricos desarrollados
por el productor que son diferentes a los empleados
por Enresa, se les permite una desviación
máxima del 200%.
Para los métodos teóricos desarrollados conjuntamente
por el productor y Enresa, la desviación
máxima permitida debe ser la correspondiente
a errores propios de redondeo en
las operaciones de cálculo y nunca superior al
10%.
Adicionalmente, el laboratorio de verificación de la
calidad del residuo (LVCR) del C.A. El Cabril, realiza
ensayos periódicos denominados de verificación
técnica (EVT), para la comprobación de los aspectos
indicados por el productor en la documentación
de aceptación del residuo inspeccionado. Entre estos
ensayos figura la medida de isótopos de fácil
medida por aplicación de espectrometría a bulto
entero o por análisis de polvo de residuo
acondicionado. Esta técnica se aplica a los bultos
de residuos homogéneos.
En estos casos, se establecen varios niveles de alarma
en función de las siguientes situaciones:
Misma metodología de medida directa sobre
el bulto realizada por el productor y por el
LVCR (Espectrometría a bulto entero). La desviación
máxima establecida es de un 50%.
Diferente metodología de medida empleada
tanto por el productor como por el LVCR. La
desviación máxima permitida es de un 75%.
Cuando el nivel de alarma es superado, se aplican
los métodos teóricos desarrollados por Enresa
como herramienta de apoyo que pueda identificar
la causa de la discrepancia observada.
5.2. Verificaciones periódicas
de los factores de escala
5. Controles de calidad
Los controles a realizar a los Factores de Escala no
se pueden llevar a cabo con la misma frecuencia
que la aplicada a los isótopos de fácil medida, debido
al tiempo significativo requerido para la medida
de los isótopos de difícil medida.
Como se indica en la especificación de Ref. [11],
una vez establecido el valor del FE según la metodología
indicada, se realiza un seguimiento, con
periodicidad bienal, por si fuera necesario modificar
el valor del FE establecido.
Del conjunto de medidas determinadas con posterioridad
al establecimiento del FE, se aplican esencialmente
los siguientes pasos:
1. Verificar la no existencia de datos anómalos,
respecto del conjunto original de datos, si éstos
existen, no se tendrán en cuenta.
2. Aplicar test estadísticos para determinar si los
dos grupos de datos, el original y los nuevos
posteriores, son iguales desde el punto de vista
estadístico.
3. Si éstos resultan ser iguales, se mantendrá el
valor del FE originalmente establecido.
4. En caso contrario se considerará que existen
“desviaciones relevantes del FE”, y se calculará
nuevamente el FE considerando los nuevos
valores disponibles conjuntamente con los originales
de los que previamente se habrán eli-
49

Metodologías de caracterización radiológica de bultos de residuos radiactivos desarrolladas por ENRESA
50
Quitar
Primeras 3 medidas
y recalcular el FE
con el conjunto total
de datos
1988.82
FE inicial
1994.16
FE revisado
Revisión del Factor de Escala
FE
No revisión del Factor de Escala
Añadir
Ultimas 3 medidas
con una tendencia
diferente al resto
de valores
No añadir
Ultimas 3 medidas
con una tendencia
idéntica al resto
de valores
Figura 15

minado tantos datos (los de mayor antigüedad)
como valores nuevos incluidos.
En el supuesto que los FE no se vean modificados
por la existencia de nuevos valores en el periodo indicado,
estos serán considerados conjuntamente
con los obtenidos en el siguiente bienio y así sucesi-
5. Controles de calidad
vamente. Si en futuras comprobaciones se detectasen
desviaciones relevantes, la metodología de actuación
será la indicada para este supuesto.
En la Figura 15 e muestran dos ejemplos, uno que
supone la modificación del Factor de Escala y otro
que no.
51

6. Desarrollos futuros
6. Desarrollos futuros

6. Desarrollos futuros

En cuanto a los métodos teóricos de cálculo de la
actividad a partir de la tasa de dosis se refiere, actualmente
se está estudiando su aplicación a bultos
de geometría cilíndrica de dimensiones diferentes a
la habitual de 220 l, y con espesores de prehormigonado
igualmente variables.
Se han aprovechado los Factores de Paso hasta ahora
estudiados y se han calculado otros tantos para diferentes
tamaños de bidón y de espesor de pared,
buscando correlaciones entre los Factores de Paso y
parámetros básicos tales como la altura, radio, espesor,
densidad del término fuente, volumen, etc.
En la Figura 16 se muestra el resultado obtenido.
En cuanto a la metodología de Factores de Escala se
refiere, se están realizando los siguientes avances:
d
d
4,5
4,0
3,5
3,0
2,5
2,0
1,5
1,0
0,5
0,0
0 0,2 0,4 0,6 0,8 1
Volumen (1000 litros)
3,0
2,5
2,0
1,5
1,0
0,5
0,0
0 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10
H/R H/R
A: Actividad del bulto ( MBq ).
D: Tasa de Dosis en contacto ( Gy/h).
fi: Fracción isotópica, en tanto por uno, del isótopo i.
n: Número de isótopos emisores Gamma presentes.
d : i Factor de Paso Actividad-Tasa de dosis en contacto
del isótopo i ( Gy /h por MBq /Bulto).
V: Volumen de la fuente o residuo RBMA (m3 ).
: Densidad del residuo (g/cm 3 i
).
H: Altura de la fuente.
R: Radio de la fuente.
e: Espesor de pared de prehormigonado(dm).
Ci : Constante energética del isótopo i.
B : i Constante de espesor del isótopo i.
La constante C depende de la suma del producto Energía-Rendimiento (ER)
Ei: Energía del fotón j emitido por el isótopo en estudio (MeV).
Ri: Rendimiento, en tanto por uno, de emisión del fotón j.
p: Número de fotones considerados.
No existe correlación entre la B y la variable ER. B= -1,84, B = 0,1.
Expresión genérica:
Expresión igualmente válida para un cóctel de isótopos, en el que
H/R=1
H/R=2
H/R=2,5
H/R=3
H/R=3,5
H/R=4
180 l
220 l
290 l
400 l
480 l
d
d
8,0
7,0
6,0
5,0
4,0
3,0
2,0
1,0
0,0
0 0,5 1 1,5 2 2,5
Densidad (kg/l)
2,5
2,0
1,5
1,0
0,5
0,0
0,00 0,30 0,60 0,90 1,20 1,50 1,80 2,10 2,40
Espesor (dm)
6. Desarrollos futuros
Aplicación de la técnica de espectrometría de
masas a isótopos de muy difícil medida, como
el 129 I, 94 Nb y 99 Tc, debido a su baja concentración
en el residuo, y así disponer de valores
diferentes a los LID, que son los que generalmente
se obtienen con las técnicas radioquímicas
aplicadas a estos isótopos. Con estos futuros
valores se podrá calcular un Factor de
Escala más exacto y preciso.
Medidas de isótopos adicionales a los habitualmente
determinados, en función de estudios
internacionales que indican su posible significación
a largo plazo en el almacenamiento,
tales como el 93 Mo y 93 Zr, Ref. [12].
90 l
180 l
220 l
290 l
400 l
480 l
90 l
180 l
220 l
290 l
400 l
480 l
d
d
BULTOS
CILÍNDRICOS
DE DIMENSIONES
YPAREDESDE
PREHOMOGONADO
VARIABLES
3,0
180 l
2,5
2,0
220 l
290 l
1,5
400 l
1,0
0,5
0,0
480 l
0,0 0,5 1,0 1,5 2,0 2,5 3,0 3,5 4,0 4,5 5,0
Radio (dm)
3,0
180 l
2,5
220 l
2,0
290 l
1,5
400 l
1,0
0,5
0,0
480 l
0 1 2 3 4 5
Altura (dm)
6 7 8 9 10
Figura 16
55

7. Referencias
7. Referencias

7. Referencias

1.-Apéndice C del Estudio Final de Seguridad del Centro
de Almacenamiento de El Cabril, Enero-1987
2.-031-ES-IN-0053 “Criterios de Aceptación de los bultos
RBMA para su almacenamiento en el Cabril” Rev. 2
de Septiembre-1996.
3.-031-ES-IN-0002 “Criterios de Aceptación de Unidades
de Almacenamiento”. Rev. 0 de Enero-2004
4.-IF-PC-02 “Asignación de actividad a bultos de residuos
compactables de CC NN” Rev. 0 de Julio-1993.
Rev. 1 de Abril-1996.
5.-031-IF-GP-0018 “Asignación de actividad a bultos de
sólidos heterogéneos no compactables de II NN”,
Rev. 0 de Septiembre-1999.
6.-031-IF-IN-0072 “Metodología de cálculo de actividad
a bultos tipo filtro de II NN”. REv. 0 de Septiembre-2002
7.-031-IF-GP-0039 “Determinación teórica de la actividad
- total y segmentada de residuos sólidos heterogéneos
introducidos en contenedores metálicos
de tipo paralelepípedo”, Rev. 0 de Marzo-2000.
8.-“Isotopes of Significance to the Disposal of Low-Level
Radioactive Waste”, D.W.James & Associates. Marzo-1992.
9.-051-IF-IN-0022”Metodología de cálculo de los Factores
de Escala de RBMA procedentes de las CC NN
en operación”, Rev. 0 de Octubre-2001
10.-051-IF-CV-884 “Metodología de cálculo de los Factores
de Escala de materiales potencialmente desclasificables
procedentes del desmantelamiento de
Vandellós 1” Rev. 0 de Septiembre-2001
11.-031-ES-IN-0003 “Especificación técnica para la evaluación
aceptación y seguimiento de las metodolo-
7. Referencias
gías aplicables en la determinación de la actividad
de los bultos de RBMA” Rev. 1 de Enero de 2002.
12.—NUREG /CR-6567 “Low Level Radioactive Waste
Calssification, and Assessment: Waste Streams and
Neutron-Activated Metals”. Rev. 0 de Julio de 2000.
13.-“Updated Scaling Factors for Low-Level Radioactive
Waste Disposal”, D.W.James & Associates. Agoto-1994
14.-“Derivation of Plant Specific Scaling Factors”. D.W.James
& Associates. Febrero-1996
15.-EPRI NP-4037: “Radoactive Correlations in Low-Level
RadWaste”. Final Report, Junio de 1985.
16.-D.W.JAMES & ASSOCIATES:”10CFR61 Sample Analysis
Program. Program” Technical Report. Enero de
1993
17.-DANIEL PEÑA Y SÁNCHEZ DE RIVERA: “Estadística,
Modelos y métodos”.Vols. 1 y 2, Segunda Edición,
1995. Alianza Editorial.
18.-D.W.JAMES & ASSOCIATES; INITEC S.A.: “Low-Level
Radioactive Waste Production in National Energy
Plan (PEN)”. Final Report, Enero de 1993.
19.-031-IF-GP-0001: “Metodología de cálculo de los
Factores de Escala de RBMA en las CC NN españolas”
Rev. 0. Enero de 1999.
20.-MICROSHIELD “User’s Manual” Grove Engineering.
(Framatome Technologies) Ver. 5.05.
21.-ISO/DIS 21238 “Standard guide for the Scaling Factor
method to determine the radioactivity of low and
intermediate level radioactive waste packages generated
at nuclear power plants”.
59

Títulos publicados
1991
01 REVISIÓN SOBRE LOS MODELOS NUMÉRICOS RELACIONADOS
CON 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).
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 METHODS AND RESULTS OF THE INVESTIGATION OF THE
THERMOMECHANICAL BEAVIOUR OF ROCK SALT WITH REGARD TO THE FINAL
DISPOSAL OF HIGH-LEVEL RADIOACTIVE WASTES.
PUBLICACIONES TÉCNICAS
Publicaciones no periódicas
SEGUNDO PLAN DE I+D. INFORME ANUAL 1992.
PRIMERAS JORNADAS DE I+D EN LA GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS.
TOMOSIYII.
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 RELACIÓN ENTRE PARÁMETROS GEOFÍSICOS E HIDROGEOLÓGICOS.
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.
TOMOSIYII.
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.
as
08 III 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.

Títulos publicados
10 FEBEX. PREOPERATIONAL THERMO-HYDRO-MECHANICAL (THM) MODELLING
OF THE “MOCK UP” TEST.
11 DISOLUCIÓN DEL UO 2(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 TECNOLÓGICOPARA LA GESTIÓN
DE RESIDUOS RADIACTIVOS 1999-2003.OCTUBRE 1999.
09 ESTRATIGRAFÍA BIOMOLECULAR. LA RACEMIZACIÓN/EPIMERIZACIÓN
DE AMINOÁCIDOS COMO HERRAMIENTA GEOCRONOLÓGICA
Y PALEOTERMOMÉTRICA.
10 CATSIUS CLAY PROJECT. Calculation and testing of behaviourof unsaturarted
clay as barrier in radioactive waste repositories. STAGE 1: VERIFICATION
EXERCISES.
11 CATSIUS CLAY PROJECT. Calculation and testing of behaviourof 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 RADIOLÍTICOSEN 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 GESTIÓN
DE 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 TECNOLÓGICOEN 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 th 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.
as
06 V JORNADAS DE INVESTIGACIÓN Y DESARROLLO TECNOLÓGICO EN GESTIÓN
DE RESIDUOS RADIACTIVOS. Resúmenes de ponencias.
as
07 V JORNADAS DE INVESTIGACIÓN Y DESARROLLO TECNOLÓGICO EN GESTIÓN
DE RESIDUOS RADIACTIVOS. Sinopsis de pósteres.
as
08 V 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.
2004
01 PLAN DE INVESTIGACIÓN, DESARROLLO TECNOLÓGICO Y DEMOSTRACIÓN
PARA LA GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS 2004-2008.
02 ESTUDIO DE LOS PRODUCTOS DE CORROSIÓN DE LA CÁPSULA Y SU
INTERACCIÓN CON LA BARRERA ARCILLOSA DE BENTONITA "CORROBEN".
03 EFECTO DE LA MAGNETITA EN LA RETENCIÓN DE LOS RADIONUCLEIDOS EN EL
CAMPO PRÓXIMO: CESIO, ESTRONCIO, MOLIBDENO Y SELENIO.
04 V as JORNADAS DE INVESTIGACIÓN Y DESARROLLO TECNOLÓGICO EN GESTIÓN
DE RESIDUOS RADIACTIVOS. Volumen I.
05 V as JORNADAS DE INVESTIGACIÓN Y DESARROLLO TECNOLÓGICO EN GESTIÓN
DE RESIDUOS RADIACTIVOS. Volumen II.
06 V as JORNADAS DE INVESTIGACIÓN Y DESARROLLO TECNOLÓGICO EN GESTIÓN
DE RESIDUOS RADIACTIVOS. Volumen III.
07 V as JORNADAS DE INVESTIGACIÓN Y DESARROLLO TECNOLÓGICO EN GESTIÓN
DE RESIDUOS RADIACTIVOS. Volumen IV.
08 FEBEX PROJECT. POST-MORTEM ANALYSIS: CORROSION STUDY.
09 FEBEX II PROJECT. THG LABORATORY EXPERIMENTS.
10 FEBEX II PROJECT. FINAL REPORT ON THERMO-HYDRO-MECHANICAL
LABORATORY TEST.
11 FEBEX II PROJECT. POST-MORTEM ANALYSIS EDZ ASSESSMENT.
2005
01 DEVELOPMENT OF A MATRIX ALTERATION MODEL (MAM).
02 ENGINEERED BARRIER EMPLACEMENT EXPERIMENT IN OPALINUS CLAY FOR
THE DISPOSAL OF RADIOACTIVE WASTE IN UNDERGROUND REPOSITORIES.
03 USE OF PALAEOHYDROGEOLOGY IN RADIOACTIVE WASTE MANAGEMENT.

Metodologías
de caracterización
radiológica de bultos
de residuos radiactivos
desarrolladas
por ENRESA
PUBLICACIÓN TÉCNICA 04/2005
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Abril 2005