El almacenamiento geológico profundo de los residuos radiactivos ...

enresa

El almacenamiento

geológico profundo

de los residuos

radiactivos de alta

actividad Principios

básicos y tecnología

Julio Astudillo PastorJefe del Dpto. de Coordinación de I+DDirección de Investigación y Tecnología

El almacenamientogeológico profundode los residuosradiactivos de altaactividad Principiosbásicos y tecnología

Edita: Empresa Nacional de Residuos Radiactivos, S.A.Diseño y coordinación editorial: Transedit

Imprime: Grafistaff

ISBN: 84-931224-4-0

Depósito legal: M-53951-2001

Diciembre 2001

Presentación

El almacenamiento de los residuos radiactivos de alta actividad agran profundidad en el interior de formaciones geológicas establesse denomina Almacenamiento Geológico Profundo y es, hoy en día,la solución internacionalmente aceptada como más segura y viablepara la gestión final de dichos residuos . Otras opciones considera-das, tales como su almacenamiento en los casquetes polares, enfosas marinas, en zonas de subducción de la corteza terrestre, o suenvío al espacio no cumplen los requisitos de protección y seguridadrequeridos, además de ser cuestionable su viabilidad de ejecución.La separación y transmutación de los radionucleidos contenidos enlos residuos de alta actividad podría, de llegar a ser una opción viable,reducir el inventario radiotóxico, pero siempre quedarían residuos dealta actividad a los que habría que dar una solución final.

Después de varias décadas de investigación y desarrollo tecnológi-co, existe un importante volumen de conocimientos y capacidadestecnológicas que avalan la opción del almacenamiento geológicoprofundo como la mejor solución, si bien existen todavía aspectosque requieren un mejor conocimiento científico y un refinamiento enlas capacidades tecnológicas necesarias.

Dado que el almacenamiento geológico profundo no es actualmenteuna necesidad a corto plazo para ningún país, se dispone de tiemposuficiente para mejorar las tecnologías y conocimientos requeridos através de los programas de I+D que desarrollan las agencias de ges-tión de residuos radiactivos de los distintos países y los organismosinternacionales involucrados en estos temas, tales como el IAEA y laOCDE-AEN.

Aunque el progreso científico y tecnológico en el campo de la gestiónde los residuos radiactivos ha sido muy rápido, su complejidad, pro-fundidad y, a veces, hermeticidad, ha motivado que su divulgaciónhaya sido más lenta de lo deseado, difucultando la aceptación social

Presentación - 1

Presentación

de alguna de las opciones de gestión, como es el caso del almace-namiento geológico prufundo. No obstante, los esfuerzos de comu-nicación y divulgación entre estamentos científicos y sociales permi-ten alcanzar el consenso deseado, tal como ha sucedido, por ejem-plo, en países como Finlandia, Suecia y Francia.

En otros casos, la consecución de este consenso llevará tiempo y re-querirá el aumento y mejora del conocimiento y la comunicación so-bre el almacenamiento geológico profundo. Por ello, esta opción degestión final de los residuos radiactivos, sólo podrá desarrollarse através de un proceso secuencial de gran transparencia y con la impli-cación directa de los estamentos científicos, sociales y políticos. Lasagencias de gestión de residuos deben promover, por tanto, no sólolos avances científicos y tecnológicos que mejoren la seguridad delas instalaciones, sino también la implicación y la información del res-to de estamentos en el seguimiento y toma de decisiones en esteproceso.

El punto de partida debe ser que todas las partes dispongan, entreotras cosas, de un conocimiento básico y veraz –generado por insti-tucciones de reconocido prestigio científico y tecnológico que garan-ticen su fiabilidad– de qué son los residuos radiactivos, en qué con-siste el almacenamiento geológico profundo, cuál es su situación in-ternacional y qué mejoras científicas y tecnológicas deben ponerse apunto para poder presentarlo no sólo como opción segura y viable,sino también socialmente aceptable.

El objetivo de este libro es, por tanto, suministrar esos conocimientosbásicos a todas las partes que tengan que estar involucradas en elproceso de la gestión final de los residuos de alta actividad. Tambiénconstituye un documento esencial para estudiantes y científicos inte-resados en la problemática medioambiental de los residuos que ge-nera la socieda industrial en la que estamos inmersos.

Para cumplir estos objetivos, el libro se ha dividido en dos partes dealcances distintos. Así, en la parte A, de caracter eminentemente des-criptivo, se presentan de forma muy sencilla y comprensible lo queson los residuos radiactivos de alta actividad, qué opciones de ges-tión existen, qué instalaciones son necesarias para su gestión, y enqué consiste y cómo funcionaría un almacén geológico profundo a lolargo del tiempo. Esta parte A se completa con una revisión del esta-do de la gestión de residuos de alta actividad en el mundo.

En la parte B, de carácter más científico y tecnológico, se profundiza,intentando mantener un nivel de comprensión accesible, en la des-

2 - El almacenamiento geológico profundo de los residuos radiactivos de alta actividad

cripción del funcionamiento del almacén geológico profundoy de suscomponentes, en el análisis de los principales procesos que tendránlugar a corto y largo plazo, en las capacidades tecnológicas que sehan desarrollado en España para caracterizar dichos procesos y de-mostrar la seguridad a largo plazo, y en la identificación de aquellasáreas o aspectos del almacenamiento que todavía requieren mejorascientíficas y/o tecnológicas.

Con objeto de potenciar la capacidad didáctica del libro, al final decada capítulo se resumen los conceptos más importantes, ofrecién-dose referencias bibliográficas, españolas en la medida de lo posi-ble, para aquellos que quieran profundizar más en los temas específi-cos tratados.

El propio contenido del libro y las imágenes que lo acompañan son laconsecuencia de más de 15 años de trabajos de I+D promovidospor la Empresa Nacional de Residuos Radiactivos (ENRESA), y desa-rrollados por científicos y técnicos españoles de muy alta cualifica-ción en las distintas disciplinas científicas asociadas con la gestión delos residuos radiactivos, pertenecientes a prestigiosas organizacio-nes de distinta índole: Universidades, centros de investigación, cen-tros tecnológicos, fundaciones, etc. En su tarea, estos investigadoreshan contado, además, con la colaboración de científicos e institucio-nes extranjeras de reconocida experiencia. El objetivo es que el con-junto de texto y figuras constituyan un elemento de divulgación cientí-fico-tecnológico riguroso pero de fácil lectura y comprensión en uncampo que, dadas sus implicaciones medioambientales, resulta degran interés para nuestra sociedad.

En la medida en que este libro ayude a conocer en qué consiste elproblema de la gestión de los residuos de alta actividad, en qué prin-cipios y conocimientos se fundamenta la solución de su almacena-miento geológico profundo y cuáles son los aspectos básicos que eldesarrollo científico futuro debe asentar y mejorar en este campo, sehabrán alcanzado los objetivos planteados.

Finalmente, sólo queda agradecer la colaboración tanto de los or-ganismos e investigadores que han desarrollado la I+D deENRESA – fuente principal del material científico y gráfico a partir delcual se ha elaborado este libro–, como de todos aquellos que hanparticipado en su revisión. Gracias a todos.

Presentación - 3

Índice

PARTE A:FUNDAMENTOSDE LA GESTIÓN DE RESIDUOS DE ALTA ACTIVIDAD . . . . . . . . 9

1. RESIDUOS DE ALTA ACTIVIDAD. CONCEPTOS BÁSICOS . . . . 11

Introducción. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 11

1. Residuos de alta actividad: características básicas . . . . . . 12

2. Producción de radionucleidos . . . . . . . . . . . . . . 14

3. Distribución y forma química de los radionucleidosen el combustible gastado. . . . . . . . . . . . . . . . 15

4. Generación de calor en el combustible . . . . . . . . . . . 16

5. Radiactividad del combustible gastado . . . . . . . . . . . 17

6. Radiotoxicidad del combustible gastado . . . . . . . . . . 17

7. Radionucleidos más relevantes . . . . . . . . . . . . . . 18

2. OPCIONES DE GESTIÓN DEL COMBUSTIBLEE INSTALACIONES ASOCIADAS. . . . . . . . . . . . . . . 21

Introducción. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 21

1. Ciclo abierto . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 21

2. Ciclo cerrado . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 22

3. Ciclo cerrado avanzado . . . . . . . . . . . . . . . . . 23

4. Instalaciones necesarias . . . . . . . . . . . . . . . . 24

5. Instalaciones potencialmente necesarias . . . . . . . . . . 25

3. EL ALMACENAMIENTO GEOLÓGICO PROFUNDO.PRINCIPIOS GENERALES . . . . . . . . . . . . . . . . . 29

Introducción. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 29

1. Concepto multibarrera . . . . . . . . . . . . . . . . . 30

2. Barreras de ingeniería: requisitos funcionales

y características de los componentes . . . . . . . . . . . 31

3. Barrera geológica: requisitos funcionales y características . . . 34

Índice - 5

Índice

4. FUNCIONAMIENTO A LARGO PLAZODE UN ALMACÉN GEOLÓGICO PROFUNDO . . . . . . . . . 39

Introducción . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 39

1. Etapa 0: estado previo inicial del emplazamiento . . . . . . . 39

2. Etapa I: excavación/construcción del repositorio . . . . . . . 40

3. Etapa II: funcionamiento durante la operación . . . . . . . . 40

4. Etapa III: funcionamiento después de la clausura . . . . . . . 42

5. Etapa IV: funcionamiento a largo plazo. Degradaciónde las barreras de ingeniería . . . . . . . . . . . . . . . 42

6. Etapa V: interacción radionucleido-barrera geológica/biosfera . . 44

7. Almacenamiento geológico profundo (AGP): desarrollo secuencial 47

5. ALMACÉN GEOLÓGICO PROFUNDO: DESARROLLOY VERIFICACIÓN DEL CONOCIMIENTO Y LA TECNOLOGÍA . . . . 55

Introducción . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 55

1. Laboratorios subterráneos . . . . . . . . . . . . . . . . 57

2. Laboratorios subterráneos europeos . . . . . . . . . . . . 58

3. Participación española en los laboratorios subterráneos europeos 61

4. Análogos y sistemas naturales . . . . . . . . . . . . . . 63

5. Modelización . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 65

6. SITUACIÓN INTERNACIONALDEL ALMACENAMIENTO GEOLÓGICO PROFUNDO . . . . . . 69

Introducción . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 69

1. Países del continente americano . . . . . . . . . . . . . 69

2. Países de Europa Occidental. . . . . . . . . . . . . . . 71

3. Países de Europa Oriental . . . . . . . . . . . . . . . . 74

4. Países asiáticos . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 76

5. Colaboración internacional. . . . . . . . . . . . . . . . 77

PARTE B:COMPORTAMIENTO DE LOS COMPONENTES DEL REPOSITORIO:PROCESOS, PARÁMETROS, TECNOLOGÍAS Y MODELOS . . . . . 81

1. INTRODUCCIÓN AL COMPORTAMIENTO DE LOS ACTÍNIDOSY PRODUCTOS DE FISIÓN EN EL MEDIO AMBIENTE . . . . . . 83

Introducción . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 83

1. Química de los actínidos y productos de fisión . . . . . . . . 84

2. Mecanismos de interacción de los radionucleidos con la materia . 86

2. BARRERAS DE INGENIERÍA: EL COMBUSTIBLECOMO PRIMERA BARRERA Y TÉRMINO FUENTE . . . . . . . . 91

1. Características iniciales . . . . . . . . . . . . . . . . . 91

2. Condiciones que controlan el comportamiento del combustible . 92

3. Mecanismos de liberación de radionucleidos. . . . . . . . 94

4. La investigación y la tecnología del combustible . . . . . . . 95


3. BARRERAS DE INGENIERÍA: CÁPSULAS METÁLICAS . . . . . . 101

1. Principios básicos . . . . . . . . . . . . . . . . . . 101

2. Procesos de corrosión y clasificación de materiales metálicos . 103

3. Productos de corrosión (Acero al Carbono) . . . . . . . . 106

4. Investigación y tecnología en materiales metálicos . . . . . . 107

4. BARRERAS DE INGENIERÍA: ARCILLA COMPACTADA . . . . . 113

1. Papel de las barreras de arcilla . . . . . . . . . . . . . 113

2. Características y propiedades de las bentonitas . . . . . . . 114

3. Funcionamiento de la barrera de arcilla . . . . . . . . . . 117

4. Infraestrutura tecnológica . . . . . . . . . . . . . . . . 119

5. Medidas, escalas y modelos . . . . . . . . . . . . . . 120

5. BARRERAS DE INGENIERÍA:COMPATIBILIDAD DE COMPONENTES . . . . . . . . . . . 129

Introducción . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 129

1. Requisitos funcionales . . . . . . . . . . . . . . . . . 129

2. Conceptos básicos . . . . . . . . . . . . . . . . . . 130

3. Procesos considerados: funcionamiento de la interfasecemento-bentonita . . . . . . . . . . . . . . . . . . 130

4. Situación tecnológica . . . . . . . . . . . . . . . . . 131

6. BARRERA GEOLÓGICA: CONCEPTOS BÁSICOS . . . . . . . 133

1. Requisitos funcionales . . . . . . . . . . . . . . . . . 133

2. Las litologías. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 134

3. El agua subterránea . . . . . . . . . . . . . . . . . . 136

4. Las vías de migración . . . . . . . . . . . . . . . . . 138

5. Procesos geoquímicos y migración de radionucleidos . . . . 139

6. Sísmica y neotectónica . . . . . . . . . . . . . . . . 141

7. Cambio climático . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 142

8. Funcionamiento de la barrera geológica . . . . . . . . . . 144

7. CARACTERIZACIÓN DE LA BARRERAGEOLÓGICA. PROCESOS, PARÁMETROS Y MODELOS. . . . . 151

Introducción . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 151

1. Condicionantes de la caracterización de parámetrosde la barrera geológica . . . . . . . . . . . . . . . . 151

2. Caracterización de medios cristalinos . . . . . . . . . . . 153

3. Modelos numéricos en la geosfera . . . . . . . . . . . . 157

4. Caracterización de medios arcillosos . . . . . . . . . . . 158

8. LA BIOSFERA COMO ÚLTIMA BARRERA. . . . . . . . . . . 167

Introducción . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 167

1. Compartimentos de la biosfera . . . . . . . . . . . . . 168

Índice - 7

2. Evolución de la biosfera . . . . . . . . . . . . . . . . 170

3. Modelización . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 172

4. Parámetros y modelos. . . . . . . . . . . . . . . . . 172

9. EVALUACIÓN DE LA SEGURIDADDE UN ALMACÉN GEOLÓGICO PROFUNDO . . . . . . . . . 175

Introducción . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 175

1. Metodología de evaluación . . . . . . . . . . . . . . . 176

2. Criterios de seguridad . . . . . . . . . . . . . . . . . 177

3. Descripción del sistema de almacenamiento . . . . . . . . 179

4. Análisis de la evolución futura del sistemade almacenamiento (escenario) . . . . . . . . . . . . . 179

5. Análisis del comportamiento de las distintas barerras . . . . . 181

6. Análisis de consecuencias . . . . . . . . . . . . . . . 181

7. Resultados . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 182

ANEXOS . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 185

Acrónimos . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 187

Referencias corporativas de las figuras . . . . . . . . . . . . . 191


PARTE A:FUNDAMENTOS

DE LA GESTIÓN DERESIDUOS DE ALTA

ACTIVIDAD

Residuosde alta actividad.

Conceptos básicos

IntroducciónLos residuos radiactivos, esto es, aquellos materiales que no tenien-do ningún uso declarado, contienen isótopos radiactivos por encimade un valor legalmente establecido, se clasifican para su gestión endos grandes grupos:

� Residuos de Baja y Media Actividad (RBMAen lo sucesivo) que contienen isótopos ra-diactivos con períodos de semidesintegra-ción iguales o inferiores a 30 años.

� Residuos de Alta Actividad (RAA en lo su-cesivo) que contienen isótopos radiacti-vos con períodos de semidesintegración superiores a 30años. Estos, además, suelen ser emisores de calor y pue-den ser activos durante miles o decenas d

Para la gestión de los residuos radiactivos en Es1984 la Empresa Nacional de Residuos Radiactivo

La gestión de ambos grupos de residuos requie-re, lógicamente, soluciones tecnológicas distin-tas. Para los RBMA su aislamiento y confinamien-to debe asegurarse para períodos de aproxima-damente 300 años, establecidos considerandoque transcurridos 10 veces el período de semi-desintegración la actividad habrá prácticamentedesaparecido.

Par

1Parte A - 1.Residuos dealta actividad.Conceptosbásicos

Radiaciones ionizantes y propiedades.

e miles de años.

paña, se creó ens (ENRESA).

200.000 m3

TOTAL:

46.000 m

140.000 m

2.000 m

8.000 m

4.000 m

3

3

3

3

3

Operación centrales nucleares:

Desmantelamiento centrales

nucleares:

Fabricación combustible nuclear:

Instalaciones radiactivas:

Otros residuos:

Producción prevista de RBMAacondicionados en España.

te A - 1. Residuos de alta actividad. Conceptos básicos - 11

El diseño de instalaciones que aseguren estos períodos de confina-miento y aislamiento es una práctica industrial real y viable con losmateriales tecnológicos actuales (hormigones, aceros, etc.). Para es-tos residuos existen por tanto soluciones industriales probadas. EnEspaña se cuenta para su gestión con la instalación de almacena-miento de El Cabril (Córdoba), diseñada y construida por ENRESA, enoperación desde 1992.

Los residuos de Alta Actividad (RAA), al contener isótopos radiactivoscon períodos de semidesintegración de cientos o miles de años, re-quieren otros sistemas de gestión definitiva que aseguren su aisla-

nto y confinamiento por períodos de de-as o centenas de miles de años. El al-enamiento geológico profundo es laión internacionalmente aceptada para latión final de este tipo de residuos.

almente, en España, los residuos deactividad están constituídos, casi en sulidad, por el combustible gastado de lastrales nucleares, en forma de elementosbustibles, existiendo una pequeña can-

d de materiales procedentes del repro-o (vidrios, residuos tecnológicos, etc.).

scriben con detalle las características de

Instalación de almacenamiento de RBMAde El Cabril (Córdoba).

miecenmacopcges

Actualtatotacencomtidaces

En este primer capítulo se de

Combustible gastado:

9.900 m (6.750 tU)3

Vidrios de reproceso: 80 m3

19.680 elementos combustibles

Producción de residuosde alta actividad en España.

estos RAA así como las distintas formas potencialmente posiblespara su gestión a largo plazo.

1. Residuos de alta actividad:

características básicas

Los residuos radiactivos de alta actividad, de acuerdo con la estrate-gia de gestión seguida en España, están constituidos por el combus-tible gastado de las centrales nucleares. Este combustible presentaunas propiedades estructurales, de estabilidad frente a la corrosión y

de emisión de calor y ra-diación derivadas tanto desus características inicialescomo de los procesos alos que ha sido sometidodurante su irradiación (que-mado) en el reactor nu-clear. El conocimiento deestas propiedades es fun-


Elementos combustiblesy detalle de uno de los mismos.

damental para poder desarrollar una ges-tión adecuada de estos materiales.

Inicialmente el combustible nuclear estáconstituído por un conjunto de pastillascerámicas cilíndricas de óxido de 238U, conun grado variable de enriquecimiento en235U, inferior al 5%, colocadas dentro de tu-bos (vainas) de una aleación de circoniodenominada zircaloy, resistente a las eleva-das presiones (150 atm) y temperaturas(400°C en el reactor y 1400°C en la parte centy ensambladas en una estructura de acero e

Las características específicas de los elementfunción del reactor nuclear en el que van a senucleares españolas son básicamente de dosdenominadas PWR o de agua en ebullición d

Con independencia del tipo de elemento ccombustible gastado se hará referencia a lacas de las pastillas cerámicas de UO2 desp

El proceso de quemado: se refiere al períodbustible está dentro del reactor. Durante estjo neutrónico al que está sometitienen lugar reacciones de captunica y de fisión nuclear de partey de otros radionucleidos gdando lugar a productos de fductos de activación y a la geneplutonio y de actínidos minoritael neptunio, americio y curio coneración de calor.

Esa generación de radionuclecondiciones de presión y tempeque se ven sometidas las pastillmodifican sus propiedades físiles, con formación de grietas, inmetálicas, burbujas, etc. que vacionar el comportamiento y distralgunos de los radionucleidos gde acuerdo con sus propiedadelidad químico-físicas.

0 92 1 2n + U Pf + PF +2.4 n + 200 Mev1 235

Esquema de desintegración del uranio 235.

ral de las pastillas de UO2)special (Inconel).

os combustibles varían enr irradiados. Las centralestipos: de agua a presión,

enominadas BWR.

ombustible, al hablar des características específi-ués de su irradiación.

o durante el cual el com-e período y debido al flu-

Parte A - 1. Residuos d

10 mm

10

mm

Una pastilla de UO

( 7 g)produce,

aproximadamente,la misma energía

que 1 tm de carbón.

2

�

Esquema de una pastilla de UO2

Generación de actínidos

do el UO2,ra neutró-del uranioenerados,isión, pro-ración de

rios comon gran ge-

idos y lasratura a la

as de UO2

cas inicia-clusiones

n a condi-ibución deenerados,s de movi-

Pu240Np239

U234

U235

U238

U236

U237

U239

Np237

Pu239

Pu241

Pu238

Am241

Am242

Cm242

Cm243

Np238

Desintegración

Desintegración

Reacción (n, )

Uranio natural

Fisionable

�

�

�

en un reactor nuclear.

e alta actividad. Conceptos básicos - 13

El proceso de quemado puede durar de 3 a 5 ciclos (cada ciclo duraentre 12 y 24 meses), controlando dicho tiempo y la intensidad deirradiación, el inventario de radionucleidos a la salida del reactor(composición inicial). El parámetro que integra las dos magnitudesanteriores es el “grado de quemado”, que se expresa habitualmenteen megavatios día producidos por cada tonelada de uranio inicial. Elquemado también influirá en el estado físico de las pastillas, factoreste también relevante para el comportamiento a largo plazo delcombustible gastado.

2. Producción

de radionucleidos

Como se ha indicado, durante el proceso de quemado se van a ge-nerar actínidos minoritarios, productos de fisión y productos de acti-

omo ejemplo se puede decir, en términos generales, quelada de uranio inicial, después de un quemado de 33.000contendría aproximadamente 956 Kg de uranio, 9,7 Kg de0,78 Kg de actínidos minoritarios, 34,3 Kg de productos de,180 g de productos de activación.

ipales radionucleidos generados, además del plutonio, son:

Actínidos minoritarios: Np, Am y Cm. Se generan por captu-ra neutrónica del 238U y sucesivas trasmutaciones.

Productos de fisión: Gran parte de los elementos de la tablaperiódica generados por la fisión del 235U, 239Pu, 241Pu y susposteriores desintegraciones radiactivas.

vación. Cuna toneMWd/tU,plutonio,fisión y 0

Los princ

�

�

Productosde activación

y de fisión3.7%

Actínidosy descendientes

0.96%

Masa de UO

95%2

Porcentaje másico en una pastillade combustible gastado con unquemado de 40.000 MWd/tU.

� Productos de activación: Principalmente 93Zr, 94Nb, 59Ni,14C. Generados por activación neutrónica de las vainas dezircaloy, los aceros estructurales y las propias impurezasdel UO2.

Tabla 2. Distribución de productos de fisión y elementosansuránicos en el combustible irradiado excluyendo el uranio

Alcalinos (7%)H, Rb, Cs

Metales nobles y otros (10%)Ag, Cd, Sn, Sb, Pd,In, Ru, Rh

Varios (18%)Zr, Mo, Tc

Alcalinoterreos (6%)Sr, Ba

Grupo del Azufre (1%)Se, Te

Actínidos

Pu 18%

Np1%

Am 1%

Lantánidos 6%Y, La, Ce, Pm, Pr, Sm,Nd, Eu, Gd, To, Ds

Halógenos 1%Br, I

Gases nobles 13%Xe, Kr

tr

Plutonio

18%

Neptunio

1%

Americio

1%

Varios

18%(Zr, Mo, Tc)

Metales nobles y otros

10%

(Ag, Cd, Sn, Sb, Pd, In, Ru, Rh)

Grupo del azufre

1%

(Se, Te)

Halógenos

1%(Br,I)

Gases nobles

13%

(Xe, Kr)

Alcalinotérreos

6%

(Sr, Ba)

7%(H, Rb, Cs)

Alcalinos24%

(Y, La, Ce, Pm, Pr, Sm, Nd, Eu, Gd, Tr, Ds)

Lantánidos e itrio

Combustible irradiado. Distribuciónde productos de fisión y elementostransuránicos (excluido el uranio).


Tabla 3. Tablaperiódica de losradionucleidos.

3. Distribución y forma

química de los

radionucleidos en el

combustible gastado

La mayoría de los actínidos y productos de fisión (98%) se encuentran

incluidos dentro de la propia matriz del UO2. Su potencial liberación

estará, por tanto, controlada por el comportamiento de dicha matriz.

Sin embargo hay otros radionucleidos que se distribuyen de forma di-

ferente. Así, la vaina tenderá a acumular el 14C generado por activa-

ción del carbono del zircaloy. En el huelgo entre la matriz de UO2 y la

vaina tienden a acumularse los radionucleidos gaseosos tales como

Kr, Xe, Br y I, que también pueden aparecer en los límites de grano y

grietas, acompañándose de 14C, 135Cs, 137Cs, 79Se, 99Tc y 90Sr.

En lo referente a las formas químicas, además de los que aparecen

en estado gaseoso ya citados, los radionucleidos se presentan en

forma de precipitados metálicos: Mo, Tc, Ru, Rb, Pd, Ag, Cd, In, Sn,

Sb y Te; en forma de óxidos precipitados aparecen: Rb, Cs, Ba, Zr,

Parte A - 1. Residuos de alta actividad. Conceptos básicos - 15

Vaina14C

Huelgo14 129C; I;135 137Cs; Cs;79 99Se; Tc;90Sr

Grietas

Burbujas

Sección transversal deuna pastilla de combustible gastado.

Matriz de UO2

Actínidos yproductosde fisión(~98 %)

Límite de grano14 129C; I;135 137Cs; Cs;79 99 90Se; Tc; Sr

Gases de fisión y otros productosvolátiles. Kr, Xe, Br y I

Formando precipitados metálicosMo, Tc, Ru, Rh, Pd, Ag,Cd, In, Sn, Sb y Te

Formando óxidos precipitadosRb, Cs, Ba, Zr, Nb, Mo y Te

Disueltos en la matrizSr, Zr, Nb y tierras rarasY, La, Ce, Pr, Nd, Pm, Sm y Eu

Izda.: Distribución de radionucleidosen el combustible irradiado.

Dcha.: Forma química de los

radionucleidos en el combustible.

abla 4.- Formas químicas de los radionucleidos

Gases y elementos volátiles

Kr, Xe, Br, I

Precipitados metálicos

Mo, Tc, Ru, Rh, Pd, Ag, Cd, In, Sn, Sb, Te

Fases oxidadas precipitadas

Rb, Cs, Ba, Zr, Nb, Mo, Te

Oxidos disueltos en la matriz del combustible

T

1,E-05

1,E-04

1,E-03

1,E-02

1,E-01

1,E+00

1,E+01

1,E+02

1,E+03

1,E+04

1,E+00 1,E+01 1,E+02 1,E+03 1,E+04 1,E+05 1,E+06

TIEMPO DE ENFRIAMIENTO (años)

POTE

NCIA

(W/e

c)

Productos de ActivaciónActínidos

Productos de Fisión

TOTAL

Emisión de calor del combustible gastado.

Mo, Nb y Te y formando soluciones sólidas con el UO2 como es elcaso de Sr, Zr, Nb y T.R (Y, La, Ce, Pt, Nd, Pm Sm y En). Los actínidossuelen aparecer como óxidos.

Los estados de oxidación de los actínidos y productos de fisión se in-dican en la tabla 5.

La forma química y la distribución espacial condicionará la liberaciónde los radionucleidos contenidos en el combustible gastado.

Sr, Zr, Nb, T.R. (Y, La, Ce, Pr, Nd, Pm, S, En

ACTI

VIDA

D(B

q/ec

)

1,E+09

1,E+10

1,E+11

1,E+12

1,E+13

1,E+14

1,E+15

1,E+16

1,E+17

1,E+00 1,E+01 1,E+02 1,E+03 1,E+04 1,E+05 1,E+06


Productos de Activación

ActínidosProductos de FisiónTOTAL

Emisión de radiactividaddel combustible gastado.

4. Generación de calor

en el combustible

La emisión de calor es una de las características de los RAA y provie-ne, en el corto plazo, fundamentalmente de radionucleidos de vidacorta (productos de fisión) tales como el 90Sr y el 137Cs.

Tabla 5.- Estados de oxidación más frecuentes de actínidosy productos de fisión

ESTADO DE OXIDACIÓN ELEMENTO

(-1) Br, I

(0) Kr, Xe, Mo, Tc, Ru, Rh, Pd, Ag, Cd, In, Sr, Sb, Te

(1) Cs, Rb

(II) Sr, Ba

(III) Lantánidos, Am, Cm

(IV) U, Pu, Np, Zr, Mo, Te

(V) Nb

(VI) Mo

RADI

OTOX

ICID

AD(S

v/ec

)

1,E+00

1,E+01

1,E+02

1,E+03

1,E+04

1,E+05

1,E+06

1,E+07

1,E+08

1,E+09

1,E+00 1,E+01 1,E+02 1,E+03 1,E+04 1,E+05 1,E+06


Productos de ActivaciónActínidosProductos de Fisión

TOTAL

Radiotoxicidad del combustible gastado.


El calor residual del combustible depende de varios parámetros (gdo de quemado alcanzado, enriquecimiento inicial, historia de irradción, etc.). A modo orientativo, éste puede variar entre los 10.0W/tU al año de la descarga del reactor y 65W/tU a los 1000 años.

Los actínidos contribuyen en el calor residual a partir de los 300 añ(Am 241). Entre 1000 y 100.000 años el calor residual provendrá fudamentalmente del Plutonio (239 y 240)

En el momento de la descarga del reactor el contenido radiactivomuy alto, si bien irá decreciendo con el tiempo, de forma que, trancurridos 500 años, la emisión de radiactividad es 700 veces menque la inicial.

Durante los 200 primeros años, la radiactividad es debida principmente a los productos de fisión que son emisores � y � (Cs137, Sr90

partir de ese tiempo será debida a los transuránicos (actínidos) qson fundamentalmente emisores � (Am241, Pu240, Pu239). Transcurrid100.000 años, el contenido radiactivo residual será casi constantedebido a U, Np y Pu.

Si comparamos la radiactividad emitida por el combustible con la qtenían los materiales naturales, de los que fue extraído el uranio parafabricación del combustible, esta se alcanza significativamente trancurridos un millón de años. Este periodo de tiempo constituye un daimportante para la gestión de los residuos radiactivos pues estableen qué momento la radiactividad que tenían los materiales naturaen origen es reestablecida a través del mismo proceso de desingración radiactiva que se dio a lo largo de la formación del univers

Un parámetro que da una buena idea del contenido radiactivo deRAA de cara a su gestión es la radiotoxicidad, que no es sino, umedida de la capacidad de un radionucleido para producir un dañolos seres vivos debido a su contenido radiactivo. La radiotoxiciddepende, lógicamente, de cada radionucleido y de los efectos quetipo e intensidad de radiación generan en los distintos tejidos deseres vivos en los que se asimilan preferentemente.

La radiotoxicidad potencial se calcula para cada radionucleido mdiante el producto de su inventario radiactivo en el combustible gasdo (bequerelios/tU) por el factor de paso a dosis (Sievert/Bequere

Parte A - 1. Residu

ra-ia-00

osn-

0%

20%

40%

60%

80%

100%

1 10 100 1000 10000 100000 1000000

TIEMPO TRAS EL ENFRIAMIENTO PREVIO (años)

Productos de Fisión Americio + DPlutonio +D

Curio + D Neptunio + D Uranio + D

Contribución de los principalesradionucleidos a la radiotoxicidad.

5. Radiactividad

del combustible gastado

ess-or

al-). Aueos

y

uelas-toceleste-o.

6. Radiotoxicidad del

combustible gastado

losna

aadel

los

e-ta-lio)

os de alta actividad. Conceptos básicos - 17

Cadena de desintegraciónnatural del uranio.

por lo que finalmente suele expresarse en Sv/tU. El factor de paso adosis depende de la forma de incoroporación al hombre (ingestión oinhalación).

Los elementos que más contribuyen a la radiotoxicidad del combusti-ble son: neptunio, plutonio, americio y curio (actínidos), así como es-troncio y cesio y es debido fundamentalmente a las emisiones �.

7. Radionucleidos

más relevantes

Considerando las características de radiotoxicidad, actividad, con-centración, así como los resultados obtenidos en los distintos ejerci-cios de evaluación de la seguridad a largo plazo de un almacén geo-lógico profundo, los radionucleidos más relevantes se agrupan de lasiguiente forma:

� Actínidos y descendientesU, Th, Np, Pu, Cm, AmRa y Pa (varios isótopos de cada uno de ellos).

� Productos de fisiónBe, C, Se, Rb, Sr, Zr, Nb, Tc, Pd, Ag, Sn, I, Cs, Sm y Ho.

� Productos de activaciónBe, C, Cl, Ni, Sr, Zr, Nb, Mo, Tc y Hf.

Esta agrupación de elementos y sus isótopos radiactivos supone untotal de 26 productos de fisión y activación y, 23 actínidos y descen-dientes, es decir 49 radionucleidos que corresponden a 28 elemen-

uímicos distintos.

tos radionucleidos habría que añadir los isótopos estables de 22ichos elementos, que tendrán importancia en la gestión dadopueden afectar a la solubilidad y en definitiva a los procesos deación como se verá más adelante.

Para saber más:

� ENRESA 1997: Evaluación de la Seguridad del repositorio en grani-

tos: Publicación Técnica de ENRESA 6/97.

tos q

A esde dquemigr

37*106

37*103

37*10

10 102 103 104 105 106 107

ACTINIDOSPRODUCTOS DE FISIÓNTOTAL

ACTIV

IDAD

engig

a-be

quere

lios

1cu

rio=

37gig

abeq

uerel

ios

TIEMPO (AÑOS)

MINERAL DE URANIO

Comparación entre la radiactividadde los residuos y la radiactividad natural.


� ENRESA 2000: IV Jornadas de I+D. Posters Divulgativos. Publica-ción Técnica de ENRESA nº 7/2000.

� ENRESA 2000: Plan de I+D 1999–2003. Revisión 2000. Publica-ción Técnica nº 8/2000.

� MINER (1999). 5º Plan General de Residuos Radiactivos.

Parte A - 1. Residuos de alta actividad. Conceptos básicos - 19

Residuos de alta actividad: lo más relevante

� Residuos de baja y media actividad (RBMA):

Contienen isótopos radiactivos con períodos de semide-

sintegración iguales o inferiores a 30 años.

� Residuos de alta actividad (RAA):

Contienen isótopos radiactivos de períodos de semidesin-

tegración superiores a 30 años. Pueden ser activos duran-

te miles o decenas de miles de años.

� En España los RAA están constituidos casi en su totalidad

por el combustible gastado de las centrales nucleares.

� El combustible nuclear está constituido por pastillas cerá-

micas de UO2 enriquecidas en 235U (inferior al 5%).

� Los isótopos radiactivos de alta actividad contenidos en el

combustible gastado se generan durante el proceso de

irradiación en el reactor.

� El grado de quemado es una medida de la energía produ-

cida y se expresa en MWd/tU.

� Los radionucleidos principales del combustible gastado

están formados por el propio uranio, transuránicos (pluto-

nio y actínidos minoritarios), productos de fisión y produc-

tos de activación.

� Los actínidos se generan por sucesivas reacciones de

captura neutrónica del 238U del combustible.

� Los productos de fisión se originan en la fisión nuclear y

desintegración radiactiva de los actínidos.

� Los productos de activación se generan por la activación

neutrónica de los materiales estructurales de los elemen-

tos combustibles (vainas, cabezales, rejillas e impurezas

presentes en las propias pastillas de UO2).

� En el combustible gastado se generan la práctica totalidad

de los elementos de la tabla periódica.

� La mayoría de los radionucleidos se distribuyen homogé-

neamente dentro de la matriz del UO2. Su potencial libe-

ración está condicionada a la disolución de ésta.


Residuos de alta actividad: lo más relevante (continuación)

� Una pequeña fracción de radionucleidos gaseosos, de

gran movilidad (Kr, Xe, Br, I) se acumulan en bordes de gra-

no, huecos, grietas, etc.

� Además de en forma gaseosa los radionucleidos apare-

cen en forma de precipitados metálicos, óxidos y forman-

do soluciones sólidas en el UO2.

� Los RAA emiten calor debido a los productos de fisión de

vida corta, principalmente 90Sr y 137Cs. A los 1.000 años el

calor desprendido es muy pequeño.

� El combustible gastado es gran emisor de radiación �, � y

� así como de neutrones.

� Entre 2.000 y 100.000 años son los transuránicos los princi-

pales responsables de la radiactividad contenida en el

combustible gastado (241Am, 239Pu, 240Pu).

� Transcurridos 100.000 años, la emisión radiactiva se debe

a emisores � de los isótopos de los actínidos U, Np y Pu.

� La radiotoxicidad del combustible es una medida que de-

pende de las radiaciones que emiten. Los actínidos mino-

ritarios, Np, Pu, Am y Cm son los principales radionuclei-

dos contribuyentes a la radiotoxicidad.

� Los principales radionucleidos contenidos en el combusti-

ble (elementos químicos) son:

� Actínidos: U, Th, Np, Cm, Am, Pa, Pu.

� Productos de fisión: Be, Ce, Se, Rb, Sr, Zr, Nb, Tc, Pd,

Ag, Sn, I, Cs, Sm, Ho.

� Productos de activación: Be, C, Ni, Sr, Cl, Zr, Nb, Mo, Tc, Hf.

Laboratorio de verificaciónde la calidad de bultos (Centro

de Almacenamiento de El Cabril).

Opciones

de gestión

del combustible e

instalaciones asociadas

IntroducciónLa gestión del combustible irradiado procedente de las centrales nu-

cleares puede realizarse de distintas formas, recibiendo cada una de

ellas el nombre de “ciclo”. Su grado de desarrollo y aplicabilidad es

variable y acorde con la complejidad tecnológica y las necesidades

de instalaciones. En este capítulo se describen los tres ciclos princi-

pales: abierto, cerrado convencional y cerrado avanzado, indicándo-

se para cada uno de ellos el estado de desarrollo y aplicación indus-

trial, así como las instalaciones que su aplicación requiere.

1. Ciclo abiertoEl ciclo abierto parte de considerar el combustible irradiado como un

residuo radiactivo al que no se le tiene previsto un uso posterior (com-

bustible gastado). Para este combustible se prevén instalaciones de

almacenamiento temporal hasta su gestión final en un almacén geo-

lógico profundo (repositorio).

Las características de las instalaciones del almacén temporal estarán

condicionadas por la estrategia de gestión final. Actualmente, los paí-

ses que contemplan el ciclo abierto como opción básica de gestión

prevén que el almacén temporal tendrá una vida operativa de 40 ó 50

años (los necesarios para el enfriamiento del combustible y la cons-

trucción del repositorio). Sin embargo en base a criterios socio-políti-

Parte A - 2. Opciones de gestión de instalaciones asociadas - 21

2Parte A - 2.Opciones degestión deinstalacionesasociadas

cos algunos países están considerando el almacenamiento temporal

Central nuclear Almacéntemporal

del combustible Almacenamientogeológico profundo (AGP)

Ciclo abierto del combustible irradiado.

a largo plazo (50-100 ó más años)

Las instalaciones necesarias para el ciclo abierto serán por tanto las

necesarias para el almacenamiento temporal y almacenamiento defi-

nitivo, llevando éste último asociado una planta de acondicionamien-

to y encapsulamiento de acuerdo con los conceptos actuales.

2. Ciclo cerrado El ciclo cerrado no considera al combustible irradiado como un resi-

duo radiactivo y persigue la reutilización de parte de su contenido ra-

diacivo. Esa reutilización a través del denominado “reproceso” per-

sigue el separar del combustible irradiado aquellos radionucleidos

con potencial físil (fundamentalmente el uranio y el plutonio) y em-

plearlos para generar energía en los reactores nucleares actuales o

en otros de nueva generación. Con ellos se fabrican nuevos ele-

mentos combustibles, cuya composición es ahora de óxido de ura-

nio y óxido de plutonio, denominándose combustible MOX que se

utiliza como nuevo combustible en los reactores nucleares de gene-

ración termoeléctrica.

El resto de radionucleidos contenidos inicialmente en el combustible

irradiado (productos de fisión, activación y actínidos minoritarios) se

acondicionan en forma de vidrios, junto con el resto de residuos tec-

nológicos, para su transporte a un almacén temporal previo a su ges-

tión final en un almacén geológico profundo. Los residuos de baja y

media actividad que también se generan se transportan a su almacén

correspondiente. Los combustibles MOX una vez quemados gene-

ran un combustible irradiado que hipotéticamente podría volverse a

reprocesar aunque, el número de ciclos no puede ser muy alto, 2 ó 3,

pues el combustible se va empobreciendo en materiales físiles sien-

do la rentabilidad y la eficiencia del proceso cada vez menor.


Por otra parte el combustible MOX quemado tiene mayor potencia tér-

mica y radiotoxicidad, lo que hace más compleja su gestión temporal

y definitiva, tanto más, cuanto más ciclos de quemado haya soportado.

Las instalaciones necesaria

ral, planta industrial de repr

de MOX y almacén geológ

nes, excepto el almacén ge

nivel industrial.

El ciclo cerrado avanzado

frente al ciclo cerrado conve

� El reproceso debe

do” que separe no s

resto de actínidos y

� Los combustibles

dionucleidos serán

se quemarían en re

quiere reactores ráp

dores ó ADS). Su fu

de los radionucleid

captura con neutro

Esto implica por ta

dos iniciales de vid

tintos de menor ma

reducción de la rad

� El desarrollo tanto d

como de los sistem

en fase de investig

económica no está

tantes inversiones d

gestión final de los

del reproceso avan

Las instalaciones necesarias

instalaciones industriales de

fabricación de combustibles

reproceso de combustibles

tores nucleares transmutado

s en este caso serían: almacén tempo-

oceso, planta industrial de fabricación

ico profundo. Todas estas instalacio-

ológico profundo, existen hoy en día a

3. Ciclo cerrado avanzado

presenta tres diferencias substanciales

ncional:

ser un denominado “reproceso avanza-

ólo el plutonio y el uranio, sino también el

productos de fisión de vida larga.

que habrían de fabricarse con estos ra-

específicos para cada uno de ellos y no

actores convencionales. El quemado re-

idos o sistemas subcríticos (transmuta-

ncionamiento persigue la transmutación

os, mediante reacciones de fisión o de

nes no termalizados a gran velocidad.

nto la transformación de los radionuclei-

a larga y alta radiotoxicidad en otros dis-

sa y vida radiactiva, con la consiguiente

iotoxicidad.

el reproceso avanzado a nivel industrial,

as de quemado (transmutadores) está

ación, con lo que la viabilidad técnica y

todavía demostrada, requiriendo impor-

e difícil justificación por un único país. La

RAA no justifica por si sola la necesidad

zado y la transmutación.

en este caso serían: almacén temporal,

reproceso avanzado, instalaciones de

blancos de transmutación, plantas de

procedentes de la transmutación, reac-

res y almacén geológico profundo.

RAA

Reproceso actual

U y Pu

Fábrica de combustibles MOX

Central nuclear

CC.II. MOX

CC.II. MOX

Almacen temporal

RAA

Central nuclear

Almacén temporal

Almacenamientogeológico

profundo (AGP)

Ciclo cerrado convencional


4. Instalaciones necesarias De acuerdo con las características de los posibles ciclos, las instala-

ciones imprescindibles para la gestión de los residuos radiactivos sea

son:

albergar el combustible

ualquier otro residuo de

traslado, bien a una ins-

almacén geológico pro-

ser centralizadas, regio-

con la estrategia que se

s y experiencia para su

os sistemas de almace-

húmedo (piscinas) o en

bjetivo es albergar los re-

de forma indefinida con

nte determinados perío-

stalaciones en superficie

ente el acondicionado y

de almacenamiento en

oscilan entre los 300 a

das las posibilidades de

smas. Cada país cuenta

o a las características de

ante, y a su estrategia de

ción es también denomi-

de forma indistinta a lo

ación solamente uno, en

nto de residuos transurá-

rama militar americano.

o WIPP (Waste Isolation

l estado de Nuevo Méji-

stratiformes. En paralelo

torio de Yucca Mountain,

esiduos de alta actividad

e Nevada, en una forma-

ánicas.

o y construcción de este

fases muy variables de

cual sea el ciclo de combustible empleado

� Almacén Temporal: Su objetivo es

irradiado, vidrios de reproceso o c

alta actividad, o larga vida, hasta su

talación de reproceso o bien a un

fundo. Estas instalaciones podrán

nales o individualizadas de acuerdo

siga. Existen tecnologías industriale

diseño, construcción y operación. L

namiento más habituales son en

seco (contenedores o bóvedas).

� Almacén Geológico Profundo: Su o

siduos radiactivos de alta actividad

posibilidad de su recuperación dura

dos de tiempo. Constan de in

para la recepción y opcionalm

encapsulado e instalaciones

galerías a profundidades que

800 metros, siendo muy varia

diseño y operación de las mi

con un diseño propio ajustad

la formación geológica alberg

almacenamiento. Esta instala

nada “repositorio” y se utiliza

largo de este texto.

En la actualidad está en oper

EE.UU. para el almacenamie

nicos procedentes del prog

Este repositorio denominad

Pilot Plant) está ubicado en e

co, en formaciones salinas e

se está licenciando el reposi

para combustible gastado y r

de origen civil, en el Estado d

ción geológica de tobas volc

En el resto de países, el diseñ

tipo de instalaciones está en

Central nuclear

Almacén temporal

Reproceso avanzado

U y Pu

Pu y AM

Fábricade combustibles MOX

Fábrica de combustiblesy blancos de irradiación

Transmutador ADS

Reprocesopirometalúgico

Pu y AMCentral Nuclear

CC.II MOX

CC.II MOX

RAA

RAA

Almacén temporal

AM: actínidos minoritarios

RAA

Almacenamientogeológicoprofundo (AGP)

Ciclo cerrado avanzado.


desarrollo (estudios de viabilidad, selección de em-

plazamientos, etc.) tal y como se describe en el capí-

tulo seis.

5. Instalaciones

potencialmente necesarias

� En el caso del ciclo cerrado es necesario contar con instala-

ciones de reproceso convencional y de fabricación de com-

bustibles MOX. Las instalaciones comerciales existentes

(Francia, Reino Unido, Rusia y Japón) aseguran capacidad

suficiente para el reproceso del combustible generado en

estos países y procesar, en su mayoría, combustible de

otros países.

� En el caso de reproceso avanzado y transmutación no existe

ninguna instalación industrial.

� Todas las instalaciones y sus componentes están en fase

de investigación básica, si bien en reproceso avanzado

existe más experiencia operativa que en transmutación,

donde todo está en fase de investigación y desarrollos bási-

cos en todos los aspectos de los mismos. Es previsible que

al final de esta década pudiera existir ya algún prototipo mul-

tinacional.

� Para el reproceso avanzado se están ensayando sistemas

por vía húmeda (hidrometalúrgicos) y por vía seca (pirome-

talúrgica). Los primeros son una continuación del reproceso

convencional para recuperar actínidos minoritarios (Np, Am

y Cm). En el segundo, pirometalúrgico, se persigue la sepa-

ración conjunta de todos los transuránicos.

La fabricación de combustibles avanzados todavía no se ha

analizado.


Almacenamiento temporal de combustiblesirradiados en las centrales nucleares

Piscinas (en operación) Contenedores (en construcción)

Almacenamiento temporalcentralizado de residuosde alta actividad

Bóvedas(en diseño

preliminar)

Almacenamientogeológico profundo (AGP)

Instalaciones de almacenamiento.

� Para la transmutación se están considerando varias opcio-

nes basadas en reactores rápidos y reactores nucleares ali-

mentados por aceleradores de partículas, con diferentes re-

frigerantes.

Referente a los costes todavía no se dispone de ningún dato

fiable si bien se reconoce que este proceso va a ser muy

costoso.

Será necesario por tanto, para desarrollar el ciclo de gestión de repro-

ceso avanzado, disponer de instalaciones de:

� Fabricación de reproceso avanzado.

� Fábrica de combustibles avanzados.

� Reactores nucleares transmutadores.


Para saber más

� ENRESA 5º Plan General de Residuos Radiactivos. Julio 1999.

� ENRESA Plan de I+D 1999-2003. Revisión 2000. Publicación Téc-

nica de ENRESA nº 8/2000.

� ENRESA 2001: “IV Jornadas de I+D”. Vol. I. Publicación Técnica de

ENRESA nº 7/2001.

(en fase experimental)

Fábrica de combustibles avanzados.

Instalación de reproceso.

Parte A - 2. Opciones d

Opciones de gestión e instalaciones asociadas:lo más relevante

� Ciclo Abierto: El combustible irradiado es considerado un

residuo (combustible gastado) y una vez enfriado en las

instalaciones de almacenamiento temporal será deposita-

do en un almacén geológico profundo.

� Ciclo Cerrado: El combustible irradiado es reprocesado,

separando el U y Pu para producir elementos combusti-

bles quemables (MOX) en centrales nucleares convencio-

nales. El resto de radionucleidos son vitrificados para su

gestión final junto con los elementos MOX no reciclables.

� Ciclo cerrado avanzado: El combustible es reprocesado

de forma avanzada (separación de los principales actíni-

dos y productos de fisión de vida larga) quemandose los

radionucleidos separados en sistemas transmutadores.

Los residuos intermedios y finales serán depositados en

un almacén geológico profundo.

� Instalaciones imprescindibles (comunes a todos los ciclos):

� Almacén de residuos de baja y media actividad.

� Almacén temporal de combustible irradiado.

� Almacén geológico profundo.

� Fábrica de elementos combustibles convencionales.

� Instalaciones potencialmente necesarias:

� Instalaciones de reproceso avanzado.

� Instalaciones de fabricación de elementos

combustibles tipo MOX (U, Pu).

� Instalaciones de fabricación de elementos

combustibles avanzados.

� Instalación de transmutación.

Transmutador ADS.

e gestión de instalaciones asociadas - 27

El almacenamiento

geológico

profundo.

Principios generales

IntroducciónEl almacenamiento geológico profundo (AGP) es la solución que in-

ternacionalmente está aceptada como más segura y viable para la

gestión final de los residuos radiactivos de alta actividad. Se funda-

menta en la capacidad de aislamiento y confinamiento de las forma-

ciones geológicas, siempre que éstas reúnan unas determinadas ca-

racterísticas de estabilidad, potencia (espesor), ausencia de vías pre-

ferentes de migración y capacidad de retención. Esta capacidad de

confinamiento y aislamiento se complementa con la colocación de un

sistema de barreras de ingeniería en torno a los RAA.

La adopción del AGP como opción más viable y segura deriva del

análisis de toda una serie de opciones. Así, el envío al espacio de los

residuos fue una de las opciones analizadas, pero las consecuencias

catastróficas que tendría el fallo en alguno de los lanzamientos que

habría que realizar desaconsejó esta opción por insegura.

Otra opción considerada fue el colocar los residuos en fosas oceá-

nicas próximas a zonas de subducción de la corteza marina. La lenti-

tud de estos procesos, la imposibilidad de control y la imposibilidad

de evitar que organismos vivos, subacuáticos, fueran afectados por

las radiaciones y entrara en las cadenas tróficas de otros seres vivos,

desaconsejó esta opción, corroborado por el Tratado de Londres de

prohibición de verter residuos radiactivos al mar.

Parte A - 3. El almacén geológico profundo. Principios Generales - 29

3Parte A - 3. Elalmacéngeológicoprofundo.PrincipiosGenerales

Capacidad confinante de la geosfera:yacimiento de uranio subsuperficial.

Otras opciones, tales como la colocación en los casquetes polares

donde los residuos fueran hundiéndose progresivamente por efecto

de la disolución del hielo por el calor generado por los residuos fue

también desechada, al igual que la inyección en sondeos muy pro-

fundos por su coste y por la dificultad de analizar su impacto ambien-

tal futuro.

El potencial confinante de la geosfera es un hecho probado como

ponen de manifiesto los yacimiento minerales. Acumulaciones explo-

tables de la mayoría de las substancias (petróleo, gas, metales, etc)

han sido confinados durante millones de años sin contacto con la at-

mósfera en lugares que han reunido una serie de características geo-

lógicas, geoquímicas, estructurales e hidrogeológicas adecuadas.

1. Concepto multibarrera El almacenamiento geológico profundo se fundamenta en el denomi-

nado principio multibarrera que consiste en interponer una serie de

barreras, artificiales y naturales entre el residuo y la biosfera, que ase-

nsito hasta la biosfera de cualquier radionu-

udiera liberarse sea tan largo que de alcan-

a, su actividad habrá decaído lo suficiente

o para, ni modificar los rangos del fondo

iactivo natural ni los rangos aceptados de

is a las personas. Este funcionamiento

e asegurarse bajo cualquier hipótesis de

ionamiento actual o futuro.

a una de las barreras va a imponer unas

diciones de aislamiento y retardo específi-

, siendo su conjunto un sistema redundan-

uyo resultado final será la ausencia de im-

to no deseable al hombre y al medio am-

te..

guren que el tiempo de trá

cleido almacenado que p

zarl

com

rad

dos

deb

func

Cad

con

cas

te c

pac

bien

Detalle delalmacenamiento

1- Cápsula dealmacenamiento

2- Tubo guía3- Bentonita4- Roca alojante

INSTALACIONES SUBTERRÁNEAS

Áreas centrales

Pozos

EscombreraPlanta de encapsulado

INSTALACIONES DE SUPERFICIE

Galerías dealmacenamiento

Concepto de almacéngeológico profundo. Principio multibarrera.

Las barreras consideradas en este concepto

son de dos tipos: Artificiales y naturales. Las barreras artificiales se di-

señan, construyen y colocan considerando el diseño del repositorio

por el que se haya optado y tienen en consideración las característi-

cas y la conexión con el sistema de barreras naturales.

Las barreras naturales no han sido construidas por el hombre pero sí

seleccionadas y caracterizadas de forma que, reúnan los requisitos

funcionales necesarios para que, en conjunción con las barreras de

ingeniería artificiales, confieran al sistema la seguridad adecuada. Las


barreras naturales

dad del sistema, a

ingeniería y el aco

cibles.

Los componente

� La propi

� Las cáp

� Los mat

Los componente

� La geos

positorio

� La biosfe

vivos, et

2. Barrera

Los requisitos fun

de las barreras de

� Aislar el r

gica.

� Suminist

sísmicos

� Retardar

nados.

El diseño de las b

las características

como las condici

tarán sometidas e

zo de la instalació

La forma química

como residuos vi

son las responsables a más largo plazo de la seguri-

ún considerando la degradación de las barreras de

ntecimiento de eventos no deseables, pero sí prede-

s de las barreras artificiales o de ingeniería son:

a forma química del residuo.

sulas metálicas de almacenamiento.

eriales de relleno y sellado.

s de las barreras naturales son:

fera. Formaciones geológicas donde se ubica el re-

, y las aguas y gases que contienen.

ra. Conjunto de ecosistemas (suelos, aguas, seres

c.) que recibirían el impacto del repositorio.

s de ingeniería: requisitos funcionales

y características de los componentes

cionales y las características de los componentes

ingeniería deben:

epositorio del agua procedente de la barrera geoló-

rar protección mecánica frente a posibles eventos

o disruptivos.

al máximo la salida de los radionucleidos almace-

arreras de ingeniería deberá tener en cuenta tanto

de la formación geológica alojante del repositorio

ones de presión, temperatura y radiación a que es-

n las distintas fases del funcionamiento a largo pla-

n.

Forma química del residuo

del residuo, bien como elementos combustibles o

trificados constituye la primera barrera. Es de tipo fí-

Elementocombustible

Cápsula

Barrera de ingeniería

UO , Vidrios2

Metales

Bentonita

Material geológico

Material biológico

Barreras de ingeniería

Barrera geológica

Barrera biosférica

Componentes y barreras de unalmacén geológico profundo.


sico-químico y está fundamentada en la resistencia a la corrosión e

ductoras existentes en el reposito-

s que contienen los radionucleidos

aja que son necesarios millones de

u disolución dado el pequeño volu-

que podrían estar en contacto si el

bien seleccionado y las barreras

struidas.

s sirven principalmente para alber-

la operación del repositorio. Deben

rrosión para retardar la llegada de

durables para proteger mecánica-

combustibles, y de materiales que

sean estables frente al calor y la ra-

ener materiales de relleno que ac-

insolubilidad en las condiciones re

rio. La solubilidad de los materiale

(UO2 o vidrio) es tan b

años para completar s

men de agua con el

emplazamiento está

bien diseñadas y con

Cápsulas metálicas

Las cápsulas metálica

gar los RAA y permitir

ser resistentes a la co

agua al combustible,

mente a los elementos

disipen bien el calor y

diación. Pueden cont50%0% 100%

Retención de radionucleidosen la matriz de UO2

Después de 10.000 años, menos deun 10% del residuo se ha visto alterado

Pastillas cerámicas

de óxido de uranio

Vaina

Barra de

combustible

Elemento

combustible

El elemento combustible.1ª barrera de ingeniería

túen como barrera físico-química adicional inmovilizando

o reteniendo radionucleidos liberados. Así mismo los productos de

corrosión de la cápsula (oxi-hidróxidos de hierro), en el caso de los

aceros, tienen una gran capacidad de sorción o retención de radio-

nucleidos y actúan también manteniendo las condiciones reductoras

del medio.

odinámicamente estables),

n, si bien su resistencia me-

más compleja (soldaduras).

corrosión) son bastante re-

corrosión generalizada o

cirse por “picaduras”, por lo

durabilidad. Su fragilización

conveniente. Los materiales

mibles) son mecánicamen-

ente a la corrosión es bueno

de referencia utiliza como

no, asignándole una integri-

de seguridad, si bien los en-

e serían necesarios más de

obtienen mediante extrapo-

su fiabilidad está corrobora-

Los materiales metálicos tipo cobre (term

son de una gran resistencia a la corrosió

cánica es menor y su fabricación es algo

Los materiales tipo titanio (resistentes a la

sistentes mecánicamente y frente a la

uniforme, si bien ésta última puede produ

que es difícil garantizar una determinada

ante la presencia de hidrógeno es otro in

del grupo de los aceros (materiales consu

te muy resistentes y su comportamiento fr

y cuantificable. ENRESA en su concepto

material para las cápsulas acero al carbo

dad mínima de 1000 años en los análisis

sayos de corrosión realizados indican qu

10.000 para su corrosión completa.

Aunque las predicciones de corrosión se

lación de ensayos de sólo algunos años,

Cápsula

para residuos

vitrificados

Elementos

combustibles

Aislacompletamente

el residuoEstableceun ambientequímico favorable

(durante la fase de transporte y operación del repositorio)

Cápsula de

acero al carbono

Cápsula

mixta

(acero-cobre)

Protección mecánica y frente a la radiación

(barrera adicionalque evita la entrada

de agua)

Barreras de ingeniería. Cápsulas metálicas.


da por los estudios realizados en procesos similares sobre piezas

metálicas de yacimientos arqueológicos (análogos naturales arqueo-

lógicos).

Barreras de ingeniería de arcilla compactada

Los requisitos funcionales de la barrera de arcilla (bentonita) compac-

tada son los siguientes:

� Minimizar el acceso de agua al resto de las barreras de inge-

niería por sellado, al hidratarse, de las fracturas y fisuras ge-

neradas en la excavación (retardo en la llegada del agua).

� Estabilizar y homogeneizar la composición química del agua

que alcance a los contenedores (constancia en la química

del agua).

� Soportar las tensiones mecánicas procedentes de la barrera

geológica protegiendo la integridad mecánica de la cápsula

(protección mecánica).

� Retardar el transporte de los radionucleidos que puedan li-

berarse del sistema combustible-cápsula (retardo).

� Disipar adecuadamente el calor de los residuos y el gas ge-

nerado en la corrosión de los contenedores (disipación de

calor).

La arcilla compactada se colocaría rodeando a las cápsulas y en con-

tacto con la formación geológica. El material arcilloso seleccionado

para fabricar las barreras de arcilla compactada es la denominada

bentonita. Su selección obedece a:

� Su baja permeabilidad (�3.10-14 m/s) (minimiza la llegada

del agua).

� Su conductividad térmica (0,6-1,4 W/mK) (disipa el calor).

� Su capacidad de hinchamiento (7 Mpa) (sellado de vías de

acceso de agua).

� Su superficie específica (725 m2/g) (retención de radionu-

cleidos y conservación de la química del agua dentro de un

cierto rango).

� Alta plasticidad (límite líquido 102%-límite plástico 53%) (pro-

tección mecánica).

� Capacidad de succión (sellado del repositorio).

Parte A - 3. El almacén geo

sellado

Tubo guía

Cápsula

Bloques de bentonita

compactada

Limita la penetración de agua

Protección mecánica de la cápsula

Retarda el movimiento de radionucleidos

lógico profundo. Principios Generales - 33

Barreras de ingeniería:Arcilla compactada.

Características y ensayos.

ENRESA considera, en su concepto de almacén geológico profundo,

material de referencia para las barreras de arcilla, la bentonita

ona del Cabo de Gata. Podría utilizarse en el futuro esta bento-

cualquier otra de propiedades similares.

ue indicar que la estabilidad de la bentonita, al tratarse de un

al natural es muy elevada en las condiciones físicas, químicas,

icas y térmicas del repositorio por lo que su durabilidad está

rada.

imiento de los radionucleidos a través de la arcilla compactada

difusión, lo que hace que sean necesarios períodos muy lar-

e tiempo (decenas de miles de años) para que la atraviesen.

como

de la z

nita o

Hay q

materi

mecán

asegu

El mov

es por

gos d

El elemento combustible.

1ª barrera de ingeniería

En el caso de un almacén geológico profundo en formaciones salinas,

el material de relleno y sellado estaría constituido por sal compactada.

3. Barrera geológica:

requisitos funcionales

y características

El papel que juega la barrera geológica en el repositorio es clave,

dado que por un lado va a incidir en el funcionamiento del resto de las

barreras y por otro va a suministrar un elemento definitivo de seguri-

dad a largo plazo.

Una característica muy importante de la barrera geológica es que

tras las barreras de ingeniería pueden diseñarse y fabricarse de

rdo con las características del concepto considerado, en la ba-

geológica no se puede actuar, siendo por tanto fundamental el

so de selección y caracterización. Este proceso deberá de-

rar que el emplazamiento seleccionado reúne los requisitos fun-

ntales y necesarios para la seguridad a largo plazo.

equisitos funcionales de la barrera geológica son:

� Proteger al conjunto de barreras de ingeniería, asegurando

unas condiciones de estabilidad físico-química, hidráulica,

mecánica y geoquímica.

mien

acue

rrera

proce

most

dame

Los r

Esquema de la barrera geológicaen una formación salina.

� Asegurar un flujo de agua bajo, lento y estable en el reposi-

torio.

� Retardar al máximo o inmovilizar la migración de radionuclei-

dos entre el repositorio y la biosfera.

� Permitir la viabilidad constructiva y operativa del repositorio.

� Asegurar el repositorio frente a la intrusión humana.


Para cumplir estos requisitos funcionales las formacion

alojantes del repositorio deben tener:

� Potencia, profundidad y extensión suficien

para aislar al repositorio de procesos naturale

o actividades humanas no deseadas.

� Estabilidad tectónica (carencia de fallas ac

vas) y baja sismicidad.

� Poca complejidad estructural (simplicidad).

� Homogeneidad litológica.

� Baja permeabilidad y gradiente hidráulico.

� Condiciones adecuadas de retención de

(capacidad reductora y de retardo, inmoviliza

� Posibilidad de representar o simular su funcio

diante modelos numéricos.

El abanico de litologías que cumplen estos requisitos e

si bien las más extendidas son: granitos, arcillas y sales

cluye otras formaciones que en zonas particulares pud

condiciones citadas (tobas volcánicas, esquistos, etc

Las principales características de las litologías citadas

� Granitos: Baja permeabilidad, muy baja solub

dad de retención variable, resistencia a la alte

y mecánica, estabilidad tectónica frecuente,

térmica moderada, excavación fácil y estable,

tencia a la erosión y movimiento del agua de

en fracturas (Las substancias disueltas se m

agua debido a gradientes hidráulicos).

� Sales: Muy baja permeabilidad y porosidad, a

dad térmica, poca o nula fracturación, natura

propiedades autosellantes, fácil excavación

dad de retención y movimiento de tipo difusiv

� Arcillas: Muy baja permeabilidad, muy alta ca

tención, alta o media plasticidad y capacidad

do, conductividad térmica baja, baja corrosi

cavación pero con necesidad de estructura

miento, poca fracturación y movimiento del

sión (el agua no se mueve pero sí los iones

gradientes de concentración).

Parte A - 3. E

es geológicas

te

s

ti-

Esquema de la barrerageológica en un medio arcilloso.

radionucleidos

ción).

namiento me-

s muy amplio,

, lo que no ex-

ieran reunir las

.)

son:

ilidad, capaci-

ración química

conductividad

elevada resis-

tipo advectivo

ueven con el

lta conductivi-

leza plástica y

, baja capaci-

o.

pacidad de re-

de autosella-

vidad, fácil ex-

s de sosteni-

agua por difu-

disueltos por

l almacén geológico profundo. Principios Generales - 35

Formación granítica.

Formación salina.

En España, dada su extensión y características geológicas (materia-

les y evolución tectónica) y sobre la base de la información disponi-

ble, puede afirmarse que existen numerosos granitos, sales, arcillas u

otras litologías que cumplen los requisitos citados. La localización fi-

nal del emplazamiento, tanto en lo referente al proceso que se segu-

riá, como a los criterios que se utilizarán es algo que no está previsto

decidir antes del 2010.

Dado que la demostración de la idoneidad de una barrera geológica,

de acuerdo con los requisitos funcionales del repositorio, requiere la

puesta a punto, verificación y demostración de tecnologías avanza-

das en el ámbito geológico, geoquímico, estructural, geomecánico e

hidrogeológico, será necesario, hasta dicha fecha, progresar lo más

posible en el ámbito científico-tecnológico para soportar debidamen-

te futuras decisiones.


Para saber más

� ENRESA (2000): Plan de I+D. Revisión 2000. Publicación Técnica

de ENRESA nº 8/2000.

� ENRESA (2000): IV Jornadas de I+D. Posters divulgativos. Publica-

ción Técnica de ENRESA nº 9/2000.

� ENRESA (2001): “IV Jornadas de I+D”. Vol. II. Publicación Técnica


� ENRESA (1999): Evaluación del comportamiento y la seguridad de

un almacenamiento profundo en arcilla. Febrero 1999. Publicación

Técnica de ENRESA nº 3/99.

� ENRESA (1997): Evaluación del comportamiento y la seguridad de un

almacenamiento geológico profundo en granito. Marzo 1997. Publi-

cación Técnica de ENRESA nº 6/97.

� MINER (1999): 5º Plan General de Residuos Radiactivos. Julio

1999.

Formación arcillosa.


El concepto de AGP: lo más relevante

� Concepto multibarrera

Interposición entre los residuos radiactivos y el hombre y el

medio ambiente un conjunto de barreras artificiales y natu-

rales que impedirán o retardarán lo suficiente la llegada de

radionucleidos.

� Barreras de Ingeniería: La forma química del residuo, las

cápsulas metálicas y los materiales de relleno y sellado.

� Barreras naturales: Barrera geológica y barrera biosférica.

� Requisitos funcionales de las barreras de ingeniería: Aislar

el repositorio del agua subterránea, protección mecánica,

retardo de la salida de radionucleidos, disipación del calor.

� Requisitos funcionales de la barrera geológica: Proteger

las barreras de ingeniería, minimizar el volumen del agua

en el repositorio, retardar o inmovilizar la salida de radionu-

cleidos, proteger al repositorio frente a la intrusión humana.

� Materiales de barreras de ingenería:

Forma química del residuo: UO2 irradiado, vidrios, etc.

Cápsulas metálicas: Acero inoxidable, acero al carbono,

cobre, aleaciones de cobre, aleaciones de titanio.

Materiales de relleno y sellado: arcilla compactada, sal com-

pactada, etc.

Arcilla compactada: Bentonita, saponita.

� Materiales de la barrera geológica

Granitos, arcillas plásticas, arcillas compactadas, sales, to-

bas volcánicas compactadas, etc.

� Recuperabilidad: Los residuos colocados en el repositorio

serán recuperables durante un largo período de tiempo.

Esto permite verificar la idoneidad de la tecnología utilizada

y la utilización de los residuos si se les encontrara alguna

utilidad potencial.

Funcionamientoa largo plazo

de un almacén

geológico profundo

IntroducciónEn este capítulo se describe de forma resumida e idealizada cómofuncionaría un repositorio, considerando el viaje de una molécula de

agua que procedente del medio geológico alcanzara el repositorio,en distintas etapas de su evolución y se incorporará posteriormente

otra vez al medio geológico y finalmente a la biosfera.

Para ello se han definido una serie de etapas arbitrarias que engloban

los principales cambios que van a ir sucediéndose y a las que se lesha asignado un tiempo estimado de duración. Para ilustrar el ejemplo

se ha considerado un medio granítico.

1. Etapa 0: estado pr

inicial del emplazamie

Antes de construir el repositorio, el emplazamientdrá un funcionamiento hidrogeológico en el q

agua se moverá preferentemente por las fracturasmucha menor medida por la matriz de la roca. El

que existe en el medio geológico será el resultadomezcla del agua de recarga inicial, agua de lluvia

diluida (conteniendo oxígeno atmosférico), con elintersticial del suelo. El resultado es que el agua d

Parte A - 4. Funcionamiento

4Parte A - 4.Funcionamiento a largo plazode unalmacenamiento geológicoprofundo

evio

nto

o ten-ue el

y enagua

de lamuy

aguae re-

Zonas superficiales alteradas

Velocidad del agua del orden de 1 m día

500 m

5.000 m

Matriz

Velocidad del aguadel orden de 1 m por siglo

Grandes zonas de fracturaVelocidad del agua

del orden de 1 m por mes

El medio geológico: vías de migración.

a largo plazo de un almacenamiento geológico profundo - 39

carga empieza a saturarse en sales y CO2. A medida que vaya profun-

dizando en el medio geológico, irá cediendo el oxígeno por su reac-ción con las rocas que atraviesa y con las que estará en contacto,

hasta perder su capacidad de oxidación. Al mismo tiempo y fruto deesas reacciones se irá saturando en las sales más solubles y elemen-

tos traza asociados. Cuando alcance la zona donde se ubicaría el re-positorio, transcurridos miles de años, tendrá una composición de

tipo bicarbonatada sódica, consecuencia del equilibrio con los mine-rales del granito y los que rellenan las fisuras y fracturas y del tiempo

que ha estado en contacto con ellos. En dicha zona habrá un deter-minado estado tensional, consecuencia de la historia geológica del

medio y en principio la distancia entre la zona del repositorio y las frac-turas mayores, por las que circula el agua, será de centenares de me-

tros, si se ha seleccionado adecuadamente el emplazamiento.

El estado térmico será el derivado del gradiente geotérmico (1°C/33

m) con una temperatura entre 20 y 30°C. En estas condiciones ape-

nas habrá oxígeno, o lo que es lo mismo, el agua será reductora, lo

que además estará acentuado por la presencia de minerales de losque los más relevantes serán los de hierro, sulfuros, etc.

2. Etapa I: excavación/

construcción del repositorio

La excavación del repositorio pondrá en contacto la atmósfera con la

zona de almacenamiento, a más de 400 metros de profundidad. Estosupondrá la entrada de aire, la creación de una gran vía de salida del

agua contenida en la formación geológica (zona de descarga), deacuerdo con las fracturas que las galerías corten, y una variación de

las condiciones mecánicas. Es decir, la construcción va a modificar elrégimen hidráulico, el geoquímico, así como el estado tensional (geo-

mecánico).

El agua que esté en la matriz rocosa, próxima a las galerías tenderá aoxigenarse, salir hacia los huecos excavados, facilitándose esta sali-

da por la relajación tensional y los efectos mecánicos que la propiaexcavación haya generado.

El medio se adaptará a la existencia del repositorio, siendo menor el

efecto a medida que nos alejemos del mismo pero avanzará más enfunción del tiempo que el repositorio esté abierto.

3. Etapa II: funcionamiento

durante la operación

El resultado de la operación del repositorio es la colocación de las

cápsulas, con los residuos y las barreras de ingeniería de arcilla com-pactada, en las galerías de almacenamiento y su sellado posterior,


Instrumentación de un sondeo paracaracterización química del agua.

Excavación deun laboratorio subterráneo.

con tapones de hormigón, a medida que se vayan llenando cada una

de dichas galerías de almacenamiento.

El agua, con oxígeno en la matriz de la roca, empezará a moverse ha-

cia la barrera de arcilla, movimiento que se verá acelerado por la grancapacidad de succión que tiene la arcilla compac-

tada. Comenzará a saturarse la arcilla con el aguade la formación. A medida que la arcilla va llenando

sus poros con el agua de la formación, comenzarána producirse dos efectos: uno mecánico y otro quí-

mico. El mecánico será que la arcilla empezará ahincharse y comenzará a sellar la zona afectada por

la excavación, ralentizando la entrada de agua que,no obstante, se mantendrá por la capacidad de

succión de la arcilla.

En paralelo, el agua que va rellenando los poros

empezará a reaccionar con el agua que tenía la arci-lla y con los minerales solubles existentes en ella. Mientras tanto los

residuos estarán generando calor, por lo que tanto el proceso de sa-turación e hinchamiento como las reacciones entre el agua con los

minerales de la arcilla, estarán sometidos a este campo térmico. En elcaso de los procesos químicos los acelera, e impondrá además un

movimiento de los iones disueltos hacia las partes más calientes.Esto crea dentro de la arcilla un movimiento convectivo de solutos

con las consecuencias de disolución en las partes más calientes yprecipitación en las zonas más frías. No obstante, estos procesos no

modificarán el comportamiento y propiedades de la bentonita, ni lahomogeneidad de la química del agua que llegará a las cápsulas si

bien, la química de este agua será el resultado de la mezcla del aguade la formación geológica con el aporte de sales solubles contenidas

en la bentonita. El agua dentro de la bentonita se enriquecerá en clo-ruros y sodio.

El resultado, transcurrido un tiempo determinado, es que el agua sa-turará completamente la bentonita y ésta habrá sellado la formación

geológica de forma que la permeabilidad de la bentonita es menorque la del granito. El agua que circule por la formación geológica irá

rodeando el repositorio, si bien, a lo largo de esa periferia se producirála salida de iones del agua de poro de la bentonita, de mayor salini-

dad, al agua del granito (difusión bentonita-granito). En zonas de ta-pones de hormigón el agua empezará a reaccionar con el hormigón.

Por otro lado, saturada la bentonita, parte del agua estará en contactocon la cápsula, empezando a reaccionar con el hierro del mismo. La

Parte A - 4. Funcionamiento a largo plazo de un almacenamiento geológico profundo - 41

Fondo de la galería

Montaje de la barrera

Inserción delcontenedor simulado

Barrera instalada

Ensayos de barreras de bentonita.

Sellado de galerías.

Transporte de cápsulas.

química del agua será de salinidad más alta en la zona de contacto

de la cápsula por efecto del foco térmico.

4. Etapa III: funcionamiento

después de la clausura

Los procesos citados anteriormente continuarán hasta que, una vezsellado el repositorio, todo el sistema tienda a reequilibrarse con las

nuevas condiciones. El repositorio constituirá un espacio de menorpermeabilidad que la formación geológica que lo rodea, el hincha-

miento de la bentonita ejercerá una presión sobre la roca, que estatenderá a disipar, sin deformaciones al ser una roca dura, y todos los

procesos estarán sometidos al impacto térmico de los residuos.

A los 100 años de colocada la cápsula y la barrera de arcilla, la tempe-

ratura en la superficie de la primera será de 85ºC y en el contacto ba-

rrera de arcilla-barrera geológica de 70ºC.

nita hará de tampón del pH, con valores entre 6,5 y 7la disolución de la pirita presente en la arcilla. La

ración de cationes en el agua de poro tiende a evolu-

sta hacerse similar a la del agua de la formación, si

nte este período es el agua inicial de poro, más sali-

de la formación, la que controlará la química.

ilibrio entre el agua subterránea y el agua de poro deita tardará en alcanzarse 105 años.

ocesos continuarán reequilibrando las condicionesanzar un estado transitorio en que se estaría produ-

na incorporación de iones del agua de poro al aguanea, el calor se iría difundiendo por la formación geo-

entraciones en el contacto bentonita-cápsula se

La bentodebido a

concentcionar ha

bien durana que la

El reequla benton

Estos prhasta alc

ciendo usubterrá

lógica, las conc

Radiólisis del aguaRrad

Oxidación de la superficeRox

Precipitación de U (VI)Rpp

U(VI)(aq)

e-

Disolución de la capaoxidada

Rdis

“UO ·2H O(s)”3 2

� H O2

Oxidantes(H O , O )2 2 2

UO2

UO2+x

Ligandos acuosos(H O, HCO )2 3

-

Modelo de disolución del UO2.

mantendría casi constantes comenzando la oxidación del hierro de la

cápsula.

5. Etapa IV: funcionamiento

a largo plazo. Degradación

de las barreras de ingeniería

La alteración de la cápsula es un proceso muy lento calculándoseque serían necesarios al menos 104 años para transformar todo el Fe

en oxihidróxido de hierro (magnetita). No obstante en los cálculos ypara este análisis de funcionamiento se ha considerado que la degra-

dación de la cápsula se produce a los 1000 años. A partir de este mo-mento el agua que satura la bentonita accedería los elementos com-

bustibles es decir, a los residuos.

El agua del poro de la bentonita cuando se ponga en contacto con elcombustible empezará a interaccionar con éste, suponiendo que no


se da crédito a la integridad de la vaina y que ésta se ha degradado.

El primer efecto será la liberación de los radionucleidos gaseosospresentes en el huelgo entre la vaina y las pastillas de combustible.

Estos radionucleidos gaseosos comenzarán a difundirse en la bento-nita. Al mismo tiempo y debido a la fuerte radiación que emiten las

pastillas de UO2, se producirá la radiolisis del agua en el contacto conel UO2, generando H2O2 y H2. . Este se difundirá rápidamente, que-

dándose los oxidantes próximos al combustible que comenzarán aactuar frente al UO2; oxidándolo superficialmente posibilitando su di-

solución. En este proceso se liberarían los radionucleidos incluidosen la matriz disuelta, si bien precipitarán la mayoría de ellos donde

persistan conddiciones reductoras.

Este proceso será extraordinariamente lento y especialmente limitado

dado que, además, la cantidad de agua será muy baja, por lo que rá-

pidamente se alcanzará la saturación. No debe olvidarse que la radio-

lisis sólo se generará en la capa directamente en contacto con elcombustible. El resultado final será una liberación muy lenta de aque-

llos elementos que no son sensibles ni a las condiciones redox, ni a laprecipitación por la presencia de bicarbonatos o sulfatos en el agua.

Apenas se liberarán actínidos pero sí una muy pequeña fracción deCs, I, Cl, Sr, SeO4

=. Los experimentos y cálculos realizados indican

que pasados 100.000 años solo un 12% del combustible habría parti-

cipado en este proceso, si bien la movilidad, sobre todo de los actíni-

dos sería tan baja que apenas se habrían desplazado de los lugaresiniciales.

A efectos del funcionamiento esto supone que una pequeña fracción

de productos de fisión y algunos actínidos se liberará y pasará a laspequeñas cantidades de agua en contacto con el residuo.

A partir de aquí, y debido a la diferencia de gradientes químicos estosradionucleidos empezarán a migrar hacia fuera en un muy lento pro-

ceso de difusión.

Lo primero que se encontrarán estos radionucleidos serán los pro-ductos degradados de la cápsula. Estos productos, mezcla de óxi-

dos e hidróxidos de hierro, se caracterizan por tener una elevada ca-pacidad de reducción y una elevada capacidad de retención. Eso

quiere decir que los radionucleidos sensibles de oxidarse o reducirse,como los actínidos, cuyas formas reducidas son muy insolubles, ten-

drán muchas dificultades para atravesar esta barrera.

Los productos de fisión, no sensibles a las condiciones redox, y queviajen en forma de cationes (cargados positivamente) serán retenidos


Fotografía MEB de superficiede probeta de acero S355

ensayada en presenciade bentonita.

Pastillas de bentonita con probetasde cobre Cu-OF, tras 18 meses

de ensayo a 100 ºC.

o retardados por los oxihidróxidos de hierro. Sólo las formas aniónicas

(Cl-, I-, SeO4=, etc.) podrán atravesar esta barrera con mayor facilidad.

Todo esto se traduce en que son muy pocos los radionucleidos que

atraviesan las cápsulas degradadas, necesitando además períodosde tiempo muy largos.

Las dificultades del movimiento de los radionucleidos no han hecho

sino empezar, pues a continuación se encuentran con la barrera debentonita. El movimiento a través de esta barrera será por difusión, es

decir, extraordinariamente lento. Pero además, los caminos a travésde los poros serán difíciles dada su compleja conexión, a lo que hay

que añadir que la superficie de estos poros son partículas de arcillacargadas negativamente, por lo que todos los radionucleidos que

viajen cargados positivamente serán retardados y/o retenidos. Y estono es todo. La estructura de la bentonita constituida por láminas muy

extensas unidas por cationes internos podrán incluir dentro de esosespacios interlaminares muchos radionucleidos, liberando Na, Ca y/o

Mg. En definitiva, atravesar la barrera de bentonita requiere para lamayoría de los radionucleidos miles y decenas de miles de años.

Una vez más los radionucleidos y elementos estables que viajen enformas iónicas cargadas negativamente tendrán menos dificultades

pero también tardarán mucho tiempo en atravesar la bentonita, por loque su concentración será muy pequeña.

6. Etapa V: interacción

radionucleido-barrera

geológica/biosfera

Cuando los radionucleidos alcancen la interfase bentonita-geosfera

empezarán, por el mismo proceso difusivo, a incorporarse al agua deporo de la matriz rocosa. Aquí, aunque con menor intensidad que en

el caso de la bentonita, los radionucleidos interaccionan con las su-perficies de los minerales que rodean al poro, dificultando su movi-

to. En esta interfase el proceso de excavación habrá dañado lay la permeabilidad será ligeramente superior a la del resto del

izo rocoso. En esta zona los procesos de interacción entre elde poro de la bentonita y el agua de la formación geológica se-

uy relevantes.

scurridos largos períodos de tiempo los radionucleidos disueltoszarán zonas de fracturas o de discontinuidad por las que puede

ir movimiento de agua, aunque no de forma homogénea, co-zando una historia distinta. Cuanto menor sea el efecto de exca-

n en las propiedades hidrogeológicas de la roca más lenta serágada del agua a fracturas o discontinuidades. Aunque el movi-

Interfase Bentonita-Cápsula

Interfase Granito-Bentonita

Interfase bentonita-cápsula.

Interfase granito-bentonita.

mienroca

macagua

rán m

Tranalcan

existmen

vacióla lleIntercambio iónico

Sustituciónisomórfica

Disolución/PrecipitaciónExclusión

iónica

Difusión

Inmovilizaciónen cavidades

Difusiónen poroscerrados

Adsorciónsobre coloides/

Filtración

Adsorción

Mecanismos de movilizaciónde elementos en arcillas.


miento de agua en estas fracturas sea lento (pues así se habrá selec-

cionado el emplazamiento), comparado con el movimiento difusivoen la matriz rocosa es como si se incorporaran a un torrente en el que

no obstante van a encontrar muchas dificultades, ligadas amiento hidrogeológico y geoquímico del medio geológico

El primer proceso que sufren los radionucleidos y en gene-ral cualquier ión disuelto es su dispersión. Esto significa

que no todo el agua se mueve a la misma velocidad. Eagua que está más cerca de las paredes irá rozando con

éstas, además, una parte se introducirá en las pequeñas fi-suras, microfisuras, poros y límites de grano de los minera-

les, siendo el resultado la dispersión de los elementos quese mueven disueltos. Un ejemplo muy claro de esto puede

verse en los más sencillos ensayos de trazadores. Cuandose inyecta, en un instante, un determinado volumen de una

sustancia en una fractura y unos metros más lejos, en la dirflujo, se mide la concentración de llegada de esa sustanc

se comprueba que ésta no llega en un solo instante sino qgando a lo largo de un período de tiempo y con una con

variable. La forma de la curva de llegada depende de las ccas dispersivas del medio y de la interacción de las subs

sueltas con este. Este es el funcionamiento hidrogeológicomico que hemos mencionado.

Las substancias disueltas se dispersarán por todos los lugde el agua tenga acceso, denominando ese proceso dispe

matriz. Sin embargo las substancias disueltas interaccioncon las fases sólidas con las que estén en contacto como

to de elementos químicos disueltos.

En el primer lugar podrá ocurrir que el radionucleido disuelta un ión del mineral con el que está en contacto (intercamb

ocupe algún hueco vacante en la red de dicho mineral (ción), interaccione electrostáticamente con las superficies

de distinto signo, reteniéndose superficialmente (compleperficial), o debido al resto de elementos químicos disue

condiciones de pH, potencial redox y concentraciones de Cpite o coprecipite dando lugar a minerales (precipitación).

Estos procesos tendrán lugar no solamente dentro de la m

sa donde el agua ha podido llegar sino también directamevías principales de migración, esto es en las fracturas.

Parte A - 4. Funcionamiento a largo p

l funciona-.

l

Coloides inorgánicos Coloides orgánicos Radionucleidos (RN)

Difusión

Difusión

Generaciónde coloides

Adsorción/incorporaciónde RN en coloides

Adsorción RNsobre superficies

Exclusiónpor tamaño

RN

Adsorción/Desorciónde coloides

sobre superficies

Filtración

Advección

GRANITOBENTONITA

Mecanismos de movilizaciónen medios fracturados.

ección delia disuelta,

ue está lle-centración

aracterísti-tancias di-

y geoquí-

ares don-

rsión en la

arán tantocon el res-

o sustituyaio iónico),

mineraliza-cargadas

jación su-ltos y a las

O2, preci-

atriz roco-

nte en las

lazo de un almacenamiento geológico profundo - 45

Precipitación

Intercambio iónico

Mineralización

Procesos de retención.

e va a mover el agua no son tuberías de su-

bitualmente debido precisamente a las inte-s en disolución con los minerales de las pa-

itados de minerales que suelen ser en la ma-arcilloso, carbonatado, o de tipo hidróxido.

do las arcillas, tienen una gran capacidadán concentrando los radionucleidos disuel-

entración de los que permanecen en solu-da a la biosfera.

ido bien seleccionado su capacidad de re-te elevada, retrasando durante decenas de

ración de los radionucleidos a la biosfera.s estarán activos durante millones de años,

roduzcan cambios (erosivos, climáticos, hi-

Las fracturas por donde s

perficie lisas e inertes. Haracciones de las sustancia

redes se generarán precipyoría de los casos de tipo

Estos minerales, sobre tode retención, por lo que ir

tos, disminuyendo la concción y retardando la llega

Si el medio geológico ha stardo será extremadamen

miles de años la incorpoDado que estos proceso

aunque en superficie se p

ACUIFEROREGIONAL

LAGOSRÍOS

CULTIVOS

SEDIMENTOS

FUENTES DERADIONUCLEIDOS

MEDIOATMOSFERICO

MEDIOACUATICO

MEDIOGEOLOGICO

AGUASUBTERRANEA

FUENTES DERADIONUCLEIDOS

MEDIOATMOSFERICO

MEDIOACUATICO

MEDIOGEOLOGICO

AGUASUBTERRANEA

ACUIFEROREGIONAL

LAGOSRÍOS

CULTIVOS

SEDIMENTOS

POBLACIONHUMANA

(Regional o local) GANADO

SUELOS

POBLACIONHUMANA

(Regional o local) GANADO

SUELOS

Esquema de llegadade radionucleidos al hombre.

dráulicos) e incluso frente a eventos sísmicos, si el emplazamiento

está bien seleccionado estos cambios o eventos disruptivos no ten-drán efectos adversos ni en el funcionamiento hidráulico ni en el geo-

químico y en concreto no afectarán a la capacidad de aislamiento yla geosfera.

el papel tan relevante que juega la barrera geológica.

radionucleidos que todavía permanezcan en solución han

uido un viaje muy largo, de decenas de miles de años ymuy pocos y en muy pequeñas cantidades los que consi-

n llegar hasta la parte más superficial de la geosfera pero el, todavía no ha terminado.

dionucleido empieza a ver la luz. Ha llegado a la biosfera.rimer proceso con el que se encuentra es su “soledad”.

retención de

De ahí viene

Los

segson

gueviaje

El raEl p

RESUSPENSIÓNDEPÓSITO

IRRIGACIÓN

EROSIÓNY ESCORRENTÍA

AGUASSUPERFICIALES

ELEVACIÓNPOR CAPILARIDAD

INFILTRACIÓNBIOTURBACIÓN


IRRIGACIÓN

EROSIÓNY ESCORRENTÍA

AGUASSUPERFICIALES

ELEVACIÓNPOR CAPILARIDAD

INFILTRACIÓNBIOTURBACIÓN

Movimiento de radionucleidosen ambientes terrestres.

La cantidad de agua y elementos disueltos en la biosfera en acuíferossuperficiales, ríos, lagos, mares y suelos es tan grande que su dilu-

traordinariamente elevada. La dilución, además de losesos que tienen lugar en la biosfera es tan alta que es

imposible que los radionucleidos puedan concentrarse.e el momento de la llegada a la biosfera empieza un fre-

o movimiento a lo largo de las aguas superficiales donde, podrán interaccionar con los minerales en contacto

l agua, otros alcanzarán los seres vivos y los vegetales ypermanecerán disueltos en las aguas subterráneas

es, océanos y lagos) y pasarán miles, decenas de milesllones de años antes de que se incorporen a los sedi-

tos volviendo al medio geológico.

ción será exdistintos proc

casiDesd

néticunos

con eotros

(maro mi

men

ADVECCIÓN DE LOSSEDIMENTOS DE FONDOADVECCIÓN DE LOSSEDIMENTOS DE FONDO

SORCIÓN/DESORCIÓNEN PARTÍCULASEN SUSPENSIÓN

ADVECCIÓNBIOTURBACIÓN

DIFUSIÓN

INCORPORACIÓNVÍA CADENA

ALIMENTARIA


EROSIÓN

SORCIÓN/DESORCIÓNEN PARTÍCULASEN SUSPENSIÓN

ADVECCIÓNBIOTURBACIÓN

DIFUSIÓN

INCORPORACIÓNVÍA CADENA

ALIMENTARIA


EROSIÓN

EVAPORACIÓNESCORRENTÍA

EVAPORACIÓNESCORRENTÍA

Movimiento de radionucleidosen ambientes acuáticos.


El resultado final es que la llegada de los radionucleidos a la biosfera y

sobre todo al hombre será casi imperceptible, modificando apenas losfondos radiológicos y geoquímicos naturales y por tanto no constituyen

un peligro para el hombre y el medio ambiente.

De todos estos procesos deriva la fortaleza del concepto del AGPpero todo este funcionamiento y los procesos que intervienen hay

que desmostrarlos y cuantificarlos. La I+D debe suministrar los cono-cimientos y tecnologías necesarios para que la evaluación de la se-

guridad de un repositorio pueda ser adecuadamente realizada.

7. Almacenamiento

geológico profundo (AGP):

desarrollo secuencial

En este apartado se describen las actividades necesarias para poneren operación un almacén geológico profundo. Las actividades cita-

das son una aproximación de lo que hoy se está haciendo en el mun-

do y considerando los puntos de concordancia de los programas de

los países más avanzados.

Los aspectos claves de un AGP son: el emplazamiento, el diseño de

la instalación y sus componentes, la evaluación de la seguridad y lastecnologías constructivas, operativas y de clausura.

La metodología aquí propuesta, que no es la única, incluye cuatro eta-

pas. La primera está orientada a demostrar qué se sabe, qué y cómodebe realizarse y en asegurar que se dispone de la tecnología y la ex-

periencia de aplicación necesarias.

La segunda fase está orientada a cómo seleccionar un emplaza-

miento y a demostrar la idoneidad de la tecnología necesaria para su

caracterización, construcción y operación.

La tercera está orientada a la caracterización detallada y verificación dela ingeniería del repositorio y adecuación del diseño.

La cuarta está en relación con la construcción, licenciamiento y ope-ración del repositorio.

Etapa I: Puesta a punto

de la infraestructura tecnológica

Para acometer el trabajo de un repositorio es imprescindible previa-

mente disponer de toda la tecnología necesaria y saber como utilizar-la y aplicarla. Cuando se habla de tecnología hay que referirse a la re-

lacionada con la caracterización del emplazamiento y con el estudiode los procesos que aseguren la posible idoneidad del mismo, así


Caracterización de la barrerageológica (proyecto Berrocal).

relacionada con el diseño, la fabricación y veri-

del comportamiento a largo plazo de las barre-geniería y sus componentes y la biosfera, y la

da con las tecnologías de construcción y ope-el repositorio.

escindible disponer de un diseño genérico,o al volumen y características de los residuos

nar, y que considere el grado de conocimientotiene de los emplazamientos, dado que será

ntal para establecer el programa de tecnologíaras de ingeniería.

como la

ficaciónras de in

relacionaración d

Es impradecuad

a almaceque se

fundamede barre





Áreas centrales

Pozos




Esquema de un repositorio.
Asimismo, el diseño será fundamental para la evaluación de la seguri-dad que es el producto final más representativo del desarrollo tecno-
lógico previo.

ciones de la seguridad a largo plazo deben integrar el

o alcanzado hasta el momento, siendo sus resultadosy importantes para analizar las robustez del diseño y

ra identificar el grado de conocimiento y soporte que sene de los procesos clave de la seguridad. Dado que la

cesidad de un repositorio no es urgente, esta etapa pue-tener una duración variable y que dependerá de la estra-

ia de cada país.

el caso de ENRESA esta etapa llegará hasta el 2010, fe-

a en la que deberá disponerse de tecnologías, diseños yaluaciones de la seguridad coherentes y robustas para las

logías consideradas (granitos y arcillas principalmente),

Estas evalua

conocimientmu

patie

nede

teg

En

chev

lito540

RAMPA DEACCESO

POZOS

AREAS ALMACEN

AREA CENTRAL

PLANTA DE

ENCAPSULADO

700

(Unidades en metros)

500

Diseño de un repositorio en granito.

que permitan la toma de decisiones para etapas posteriores.

Para el desarrollo de esta fase es conveniente la participación interna-

cional y necesario el disponer de una adecuada infraestructura cientí-fico-tecnológica que deberá mantenerse operativa para las siguien-

tes fases.

Etapa II: Selección

del emplazamiento, Verificación

del diseño y de la de la tecnología

Partiendo de que estará disponible desde el punto de vista socio-po-lítico, un procedimiento de búsqueda/elección de un emplazamiento,

se acometerá siguiendo las directrices establecidas, y aplicando lastecnologías previamente desarrolladas.

En paralelo, los datos resultantes se utilizarán para ajustar el diseño ypara evaluar su seguridad. En base a esta nueva información obtenida,


se analizará si el emplazamiento elegido reúne los requisit

les requeridos y aceptados por la sociedad.

En caso positivo y siguiendo el procedimiento que esté

se pasará a la fase siguiente de caracterización detallamás dentro de este período se actualizarán las tecnolog

metodologías disponibles de acuerdo con el progresoternacional en el tema, utilizando para ello la participa-

ción en los laboratorios subterráneos, genéricos o espe-cíficos accesibles.

Etapa III: Caracterización

Parte A - 4. Funcionamiento a largo

os funciona-

establecido,

da. Ade-ías y

in-

AREA ALMACENDE RAA

AREACENTRAL

AREA ALMACENDE RMA

Diseño de un repositorio en arcilla.

detallada,

verificación del diseño y la ingeniería asociada

En esta fase se abordará la caracterización detallada del emplaza-

miento, a través de un laboratorio subterráneo específico, esto es

orientado a tal fin. En dicho laboratorio además de obtenerse los pa-

rámetros reales característicos de las formaciones se estudiarán la

eficacia y comportamiento de las barreras de ingeniería y sus compo-

nentes en dichas condiciones; se ajustará el diseño, de acuerdo con

los datos obtenidos y se evaluará la seguridad a largo plazo del dise-

ño revisado, con los datos reales del emplazamiento. También se ve-

rificará la tecnología de construcción y operación del repositorio. Encaso de resultados satisfactorios y tal y como establezca el procedi-

miento se pasará a la fase siguiente, elaborando un programa de li-

cenciamiento que afecte a toda la Fase IV.

Etapa IV: Construcción, evaluación final

de la seguridad, licenciamiento y operación

En este fase se acomete la construcción del repositorio, siguiendo eldiseño establecido, se verifican los datos previos obtenidos en el la-

boratorio subterráneo específico y con dichos datos se evaluará suseguridad.

Todas las actividades de esta fase estarán incluidas en el procedi-

miento de licenciamiento.

Como se ha indicado anteriormente las fases citadas son tentativas,pueden variar en duración de un país a otro y absorber los tiempos

muertos que seguro se producirían entre las sucesivas toma de deci-siones. El tiempo total es lo suficientemente largo para permitir que,

EMPLAZAMIENTOSVOLUNTARIOS

ANÁLISISDE IDONEIDAD TÉCNICA

- Potencia- Hidrogeología- Geomecánica- Geoquímica- Sismicidad- Geomorfología- Recursos naturales- Recursos culturales- Otros parámetros

Resultadosaceptables

Abandono delemplazamiento

NO

SI

Acuerdoscon municipios

Continuaciónde la investigación

(laboratoriosubterráneo)

Mejorade

diseños

Evaluaciónde la

seguridad

Propuesta finalde emplazamiento

Proceso de elecciónde emplazamientos.

plazo de un almacenamiento geológico profundo - 49

habiendo considerado la recuperabilidad de los residuos en los dise-

ños, el AGP puede considerarse inicialmente como un almacena-miento temporal subterráneo, hasta que la robustez, las tendencias

internacionales y la aceptación social considere que puede clausu-rarse y considerarse definitivo.


Para saber más

� ENRESA: Plan de I+D 1999-2003. Revisión 2000. Publicación Téc-

nica de ENRESA nº 8/2000.

� ENRESA: IV Jornadas de I+D. Posters divulgativos. Publicación

Técnica de ENRESA nº 9/2000.

� ENRESA. IV Jornadas de I+D. Resúmenes de ponencias. Publica-

ción Técnica de ENRESA nº 2/2001.

Simulación de la operación deun repositorio (Proyecto FEBEX)


Funcionamiento de un AGP: lo más relevante

� El agua es el vehículo que interacciona con las barreras ypodría movilizar los radionucleidos.

� El agua subterránea inicial del emplazamiento (antes de laconstrucción) será reductora, de composición bicarbona-

to-sódico-calcica, de elevado tiempo de residencia, circu-lando preferentemente por las fracturas, que estarán a

centenares de metros del hipotético repositorio. El aguatambién estará saturando los poros de la roca. Estará so-

metida a un campo tensional derivado de la historia geoló-gica del emplazamiento y tendrá unas características hi-

drogeoquímicas estables.

� La excavación del repositorio modificará: el régimen hi-

dráulico al generar una zona de descarga; las propiedadesgeoquímicas, al conectar zonas profundas con la atmós-

fera y el estado tensional, al relajar los esfuerzos en torno alas galerías. El medio tenderá a adaptarse a estas nuevas

condiciones.

� Durante la operación del repositorio, la colocación de las

cápsulas, rodeadas de la bentonita compactada, dará lu-gar al movimiento del agua desde la formación geológica

a la barrera de arcilla, que comenzará a saturarse y a sellarel repositorio bajo el impacto térmico de los residuos. Pa-

sados centenares de años después de la clausura, la ba-rrera de arcilla estará saturada. Comenzará entonces la co-

rrosión de las cápsulas. El medio geológico se habrá ajus-tado a estas condiciones.

� Pasados varios miles de años, la cápsula se habrá degra-dado y el agua de la bentonita saturará también el espacio

donde se encuentran los elementos combustibles. Co-menzará una serie de reacciones de lixiviación/precipita-

ción, dando lugar a la liberación de una pequeña fracciónde radionucleidos. Los más móviles empezarán a mover-

se por difusión, a través de la barrera de arcilla. Los ele-mentos transuránicos encontrarán grandes dificultades

para sobrepasar esta barrera.


Funcionamiento de un AGP: lo más relevante (continuación)

� Los materiales de degradación de las cápsulas aumentan

la capacidad reductora del medio y tienen gran capacidadde retención.

� Los actínidos no se movilizan en condiciones reductoras.

� Los tiempos de tránsito a través de la bentonita son muyelevados debido a que el movimiento es por difusión.

� La propia estructura interna de la bentonita tenderá tam-

bién a retardar a algunos radionucleidos.

� La incorporación al medio geológico de los radionucleidos

será también por difusion, dada la mayor concentración enel agua intersticial de la arcilla que en la de la formación

geológica.

� A través de la matriz de la roca el movimiento de los radio-nucleidos es por difusion, es decir muy lento.

� Cuando se incorpore finalmente a una fractura o a una dis-

continuidad el movimiento será advectivo, más rápido, pero

se producirán interacciones con los minerales que rellenandichas fracturas.

� También se generará una difusión del agua en la matriz de

la roca generando dispersión de los radionucleidos quetransporte.

� El resultado será un importante retardo o inmovilización de

los radionucleidos.

� A lo largo de este proceso el radionucleido irá disminuyen-

do su concentración por desintegración radiactiva.

� Cuando llega a la biosfera se provoca una gran dilución ydispersión.

� La incorporación al hombre será un proceso muy pocoprobable y la concentración de radionucleidos en el me-

dioambiente, procedente del repositorio será similar a ladel fondo geoquímico natural.


El concepto de AGP: lo más relevante (continuación)

� El diseño, construcción, operación y licenciamiento de unrepositorio sigue una serie de etapas, condicionando cada

una de ellas a la anterior.

� La primera etapa de puesta a punto de la tecnología, debe

demostrar la disponibilidad de las tecnologías y conoci-mientos necesarios para acometer los trabajos genéricos

de caracterización de un emplazamiento y la capacidad deevaluar la seguridad a largo plazo del repositorio.

� La segunda etapa debe abordar la selección de un empla-zamiento, conjuntando criterios técnicos y participación

ciudadana. Se obtendrán datos específicos desde super-ficie y de su análisis se deducirá la conveniencia o no de

proseguir.

� La etapa de caracterización detallada del emplazamiento

implica la construcción de un laboratorio subterráneo, quepermita obtener los datos específicos del emplazamiento,

necesarios tanto para ajustar el diseño como para la eva-luación de su seguridad. Se verificarán las técnicas de ca-

racterización y funcionamiento a largo plazo de las barrerasy se elaborará un diseño específico del repositorio acorde

a las características el emplazamiento. Durante esta fasese demostrará la viabilidad operativa del repositorio, y los

métodos de clausura y recuperabilidad de los residuos.

� Construcción, evaluación final de la seguridad, licencia-

miento y operación. Se construirá el repositorio, se evalua-rá la seguridad y se concluirá el proceso de licenciamiento.

Una vez obtenido se procederá a la operación.

Almacéngeológico

profundo: desarrollo

y verificacióndel conocimiento

y la tecnología

IntroducciónLa gestión de los residuos radiactivos de alta actividad y específica-

mente el almacén geológico profundo no requeriría desarrollos tec-

nológicos y conocimientos especiales si su seguridad hubiera quedemostrarla para los períodos de tiempo operativos habituales de las

instalaciones industriales actuales.

El factor diferenciador del almacenamiento geológico profundo es el

largo período de tiempo, cientos de miles de años, para el que hayque demostrar que su funcionamiento no generará un impacto no

aceptable al hombre y al medio ambiente.

La evaluación de dicho funcionamiento, a tan largo plazo, requiereconocimientos muy precisos de cómo van a comportarse los com-

ponentes del repositorio. Para la obtención de ese conocimiento, lasobservaciones en laboratorios convencionales son imprescindibles

pero su representatividad es limitada.

El desarrollo de laboratorios subterráneos y de estudios de análogosy sistemas naturales suministran un conjunto de datos y conocimien-

tos muy valiosos para conocer, de forma razonablemente segura, decómo será el funcionamiento a largo plazo de un repositorio. En los

laboratorios subterráneos se acometen estudios sobre el funciona-miento del sistema de almacenamiento a escala y condiciones reales

Parte A - 5. Almacén geológico profundo: desarrollo y verificación del conocimiento y la tecnología - 55

5Parte A - 5.Almacéngeológicoprofundo:desarrollo yverificación delconocimiento yla tecnología

...el planeta que debemos legar.

El planeta que recibimos...

excepto en la escala temporal, pese a desarrollarse ensayos de mu-

chos años de duración.

En los estudios de sistemas naturales, por el contrario, las escalas de

tiempo durante las que tienen lugar los procesos son geológicas así,la conexión y representatividad de dichos procesos con los que po-

drían tener lugar en un repositorio es, a veces, difícil de establecer.

El desarrollo y utilización de laboratorios subterráneos es uno de los

principales soportes para demostrar la seguridad a largo plazo de unrepositorio y para verificar su viabilidad constructiva y operativa.

Los análogos y sistemas naturales son otra herramienta importante parala gestión de RAA, dado que permiten identificar y acotar procesos en el

largo plazo, relevantes para la seguridad del repositorio, contribuyendo ala verificación de conocimientos, tecnologías y modelos.

El funcionamiento a largo plazo del sistema de almacenamiento sólopuede estimarse, de forma fiable, a través de modelos matemáticos,

representativos de un conocimiento preciso de los procesos físicos yquímicos que van a tener lugar. En la medida que dichos modelos

puedan construirse a partir de los datos experimentales procedentesde laboratorios convencionales, subterráneos y estudios de análogos

y sistemas naturales, podrá asegurarse la adecuada seguridad del al-macenamiento.

La modelización es por tanto una herramienta clave en la gestión de losresiduos radiactivos, pues su aplicación, como integradora del conoci-

miento, permite estimar de forma cuantificada el funcionamiento del sis-tema de almacenamiento a largo plazo y por tanto su seguridad.

Después de varias décadas de investigación, la modelización ha ex-perimentado un avance notable, tanto en lo referente a modelos sim-

ples, explicativos del funcionamiento de un proceso y los parámetrosque intervienen, como al nivel del funcionamiento acoplado de proce-

sos y del propio funcionamiento global del sistema.


De izquierda a derecha: Laboratoriosubterráneo de Äspö; análogo natural(MATRIX); modelo numérico(CODE BRIGHT).

En este capítulo se describen, dada su importancia y conexión con el

almacenamiento, el papel que juegan los laboratorios subterráneos,los análogos naturales y finalmente la modelización.

1. Laboratorios subterráneosLos laboratorios subterráneos son centros de investigación ubicados

en el interior de formaciones geológicas de características y a profun-

didades similares a las de un repositorio.

De esta forma se consigue poder estudiar, por un lado el comporta-miento de los sistemas de ingeniería en condiciones reales, y por otro

tener acceso a la formación geológica a distintas profundidades ycon grandes áreas de observación, a diferencia de la información

puntual obtenida en superficie a través de sondeos.

La necesidad de este tipo de instalaciones se puso de manifiesto a fi-

nales de los años 60, comenzando a partir de los años 70 a desarro-llarse los primeros laboratorios.

Así, aparecen los denominados laboratorios subterráneos de 1ª ge-

neración que utilizan antiguas minas. Es el caso de los laboratoriosde Stripa (Suecia) en granito, y Asse (Alemania) en formaciones sali-

nas. Posteriormente, y debido a la perturbación que la minería intro-

duce en el emplazamiento, se desarrollaron los laboratorios subterrá-

neos de 2ª generación, específicamente diseñados y construidos enuna zona nada o poco perturbada y cuyo objetivo básico es de tipo

metodológico. Es el caso de los laboratorios de Äspö (Suecia) engranitos, Mol (Bélgica) en arcillas, Mt. Terri (Suiza) en arcillas compac-

tadas, Grimsel (Suiza) en granitos, URL (Canadá) en granitos.

Actualmente se están desarrollando los laboratorios subterráneos de

3ª generación, cuyo objetivo es demostrar la idoneidad de un empla-zamiento específico como paso previo a la construcción del reposito-

rio. Este es el caso del laboratorio de Bure (Francia) en arcillas com-pactadas, de Yucca Mountain (EEUU) en tobas volcánicas y Okilouto

(Finlandia) en granitos. En España no existe ningún laboratorio subte-rráneo de ningún tipo.

Los objetivos de las actividades a desarrollar en laboratorios subterrá-neos son muy variados:

� Metodológicos: Puesta a punto de técnicas de caracteriza-

ción de procesos clave en la seguridad.

� Diseño de experimentos en condiciones reales representa-tivas.


Técnicas de reperforaciónde sondeos (URL, Canadá)

Monitorización de parámetrosen laboratorio subterráneo.

� Puesta a punto de tecnología de excavación y sosteni-

miento.

� Experimentales: Caracterización del comportamiento de los

componentes del sistema de barreras de ingeniería.

� Caracterización del funcionamiento de la barrera geológi-ca desde el punto de vista hidráulico, mecánico, geoquí-

mico y térmico.

� Verificación de los modelos numéricos de procesos,componentes y subsistemas del repositorio.

� Demostración: Verificación de la viabilidad constructiva delrepositorio y la colocación de los residuos y los sistemas de

ingeniería.

� Verificación de la recuperabilidad de los residuos.

� Verificación de la monitorización del repositorio.

El mayor o menor énfasis en cada grupo de objetivos está relaciona-do con el grado de avance del programa del operador del repositorio,

las características litológicas, la complejidad del diseño, etc.

2. Laboratorios

subterráneos europeos

En Europa existen en este momento 6 laboratorios subterráneos en

funcionamiento y uno en construcción. De éstos, dos están ubica-dos en materiales graníticos, Grimsel (Suiza) y Aspö (Suecia), y tres en

arcillas compactadas, Mt. Terri (Suiza), Tournemire (Francia) y Bure(Francia), éste último en construcción, uno en arcillas plásticas, Mol

(Bélgica), y finalmente uno en materiales salinos Asse (Alemania).

Laboratorio subterráneo

de Grimsel

El laboratorio de Grimsel, denominado “Grimsel Test Site” (GTS), estáubicado en los Alpes suizos, y se excavó aprovechando los accesos

subterráneos existentes en una central hidroeléctrica. El GTS es ope-rado por Nagra, la Agencia Suiza de Gestión de Residuos Radiacti-

vos, a través de acuerdos establecidos con la compañía eléctricapropietaria de la Central.

En el momento actual está en desarrollo la Fase V del GTS que cubre

el período 1997-2002.

Los objetivos de esta fase son:

� Verificación de modelos numéricos y conceptuales.


Laboratorio subterráneo de Grimsel.Proyecto FEBEX.

Laboratorio subterráneo de Grimsel.

� Verificación de metodologías de caracterización de empla-zamientos.

� Demostración de la tecnología de diseño, construcción ymonitorización de barreras de ingeniería, así como de recu-perabilidad de los residuos.

� Evaluación de los resultados previos.

Laboratorio subterráneo

de Aspö (Suecia)

El laboratorio subterráneo de Aspö constituye hoy el más avanzadode los existentes en granitos. La complejidad litológica y estructuraldel área donde se ubica, junto con la importante circulación de aguassubterráneas, le confieren unas características muy adecuadas parael estudio, en condiciones complejas, del funcionamiento geoquími-co, hidrogeológico y geomecánico de un emplazamiento.

Los objetivos básicos planteados para este laboratorio están orienta-dos a:

� Técnicas y metodologías de caracterización de emplaza-mientos.

� Metodologías y técnicas de excavación de túneles y galeríasasociados a la caracterización detallada de áreas represen-tativas de un almacenamiento.

� Metodología y técnicas de operación, recuperabilidad yclausura.

� Metodologías y soporte de los estudios de impacto ambien-tal y evaluación de la seguridad.

� Verificación de los sistemas integrados de evaluación delcomportamiento a largo plazo.

� Comunicación al público de las metodologías existentes yaplicación a la demostración de la seguridad.

Los objetivos secuenciales establecidos para este laboratorio en elperíodo 1997-2010 son los siguientes:

� Investigación detallada de las barreras naturales con rela-

ción a sus propiedades como barrera.

� Ensayos in situ de interacción entre barreras naturales.

� Desarrollo de la ingeniería del repositorio.


Laboratorio subterráneo de Äspö.De arriba a abajo: Oficinas

en superficie; ensayo de operaciónen repositorio; proyecto Prototype.

� Demostración de los componentes del sistema, su tecnolo-gía y su garantía de calidad.

Laboratorio subterráneode Mt. Terri

El laboratorio subterráneo de Mt. Terri se ubica en torno a un túnel ex-ploratorio, previo a la construcción del túnel de una autovía, en el Can-tón suizo del Jura. Este túnel atraviesa la formación de arcillas com-pactadas, denominada Opalinus Clay, formación que en otra partede Suiza ha sido seleccionada como candidata para el almacena-miento de residuos radiactivos. De acuerdo con estas premisas, elgrupo Clay Club de la NEA-OCDE promovió la creación de un con-sorcio internacional que abordara estudios detallados del funciona-miento hidráulico geoquímico y geomecánico de estos materiales.Estos estudios fueron aceptados por las Autoridades del Cantón delJura, bajo unas condiciones de trabajo específicas que suponen sudesarrollo por fases anuales y una gran transparencia en las mismas.

Las organizaciones que actualmente constituyen el “Consorcio Mt.Terri” son: Servicio Geológico Suizo (SNHGS), ANDRA (Francia), BGR(Alemania), IPSN (Francia), JNC (Japón), NAGRA (Suiza), Obayashi(Japón), SCK-CEN (Bélgica) y ENRESA (España).

Los objetivos genéricos del laboratorio se articulan en torno a:

� Conocimiento de los procesos básicos del funcionamien-to de las arcillas como barreras geológicas: flujo y trans-porte de radionucleidos, difusión, química de aguas in-tersticiales, etc.

� Estimación y evaluación de parámetros relevantes de trans-porte de radionucleidos: tamaño de poros, permeabilidad,difusión accesible, etc.

� Metodologías instrumentales: técnicas de excavación, ex-tracción de aguas instersticiales, perforación, ensayos hi-dráulicos, estabilidad de sondeos, etc.

Las actividades comenzaron en 1996 y ENRESA comenzó a formarparte del consorcio en 1997. Actualmente está en curso la fase 7 quecubre el período Septiembre 2001-Agosto 2002.

El laboratorio subterráneo de Mt. Terri es hoy un laboratorio consolida-do y de gran flexibilidad para la puesta a punto inicial de tecnologías yadquisición de información sobre el funcionamiento de arcillas com-pactadas.


Perforación de sondeos(Mt Terri, Suiza).

Zona de fractura (Mt. Terri).

Laboratorio subterráneo de Mt. Terri.

Laboratorio de BureEste es el primer laboratorio subterráneo francés que se ha comenza-do a construir, de acuerdo con su programa nacional, para la gestiónfinal de residuos de alta actividad. Es un laboratorio de 3ª generación,es decir, susceptible de convertirse en repositorio si los resultadosson favorables y las autoridades locales lo aceptan. El laboratorio seubica sobre arcillas compactadas similares a la Opalinus Clay de Mt.Terri en la zona de Maeuse-Haute-Marne en la localidad de Bure.

En este laboratorio se ha potenciado la colaboración internacional po-sibilitando la participación de todas aquellas agencias de gestión deresiduos radiactivos junto con sus organizaciones de apoyo, con ex-periencia en este tipo de medios, como es el caso de ENRESA.

En este laboratorio y hasta el 2006 las actividades se focalizan en lapropia construcción del laboratorio y la caracterización de la barre-ra geológica a través del análisis del funcionamiento mecánico, hi-drogeológico y geoquímico de los materiales atravesados durantela construcción de los pozos de acceso y las galerías, junto con larealización de experimentos específicos en distintos lugares delmismo.

3. Participación españolaen los laboratorios

subterráneos europeos

ENRESA ha promovido la participación de investigadores españolesen la mayoría de los laboratorios subterráneos europeos, así, hasta elmomento actual ha trabajado en todos ellos, si bien en el presente lasactividades se ha focalizado en Grimsel, Äspö, Mt. Terri y Bure.

Los objetivos de la participación española en estos laboratorios sub-terráneos son:

� Continuar la formación de equipos de investigación con ex-periencia en trabajos a escala y condiciones reales.

� Completar la verificación de los desarrollos propios, instru-mentales y numéricos, realizados.


Laboratorio subterráneo de Bure.De izquierda a derecha: Vista de

la excavación de los pozos de acceso;balsa de recepción de pluviales.

Laboratorio subterráneode Bure. Instalaciones

de superficie.

� Completar el desarrollo en aquellos aspectos instrumenta-les necesarios para la identificación de los procesos rele-vantes de la seguridad.

� Adquisición de experiencia en el desarrollo de proyectos degran envergadura, multidisciplinar y con elevada participa-ción internacional.


Tabla 1Participación de ENRESA en laboratorios subterráneos europeos

LABORATORIO SUBTERRÁNEO PROYECTOS ORGANIZACIONES ESPAÑOLAS PARTICIPANTES FINANCIACIÓN UE

GRIMSEL(Granitos/Suiza)

FEBEX, FEBEX IICIEMAT, AITEMIN, UPC-DIT, UDC,UPM-ETSIMM, DMIBERIA, GEOCONTROL,CSIC-ZAIDIN

4º y 5º Programa Marco

GAM UPC-DIT

CRR CIEMAT, QUANTISCI

GMT AITEMIN, CIEMAT, UPC-DIT

Äspö(Granitos/Suiza)

TBS CIEMAT, UPC-DIT-UPV

BPT AITEMIN, CIEMAT, UPC-DIT

PR AITEMIN, UPC-DIT, CIEMAT 5º Programa Marco

Mt. Terri(Arcillas compactadas/Suiza)

FMC CIEMAT, UPV

ED-B AITEMIN, DM IBERIA

RB AITEMIN, DM IBERIA

DI, DI-A CIEMAT, AITEMIN, UDC

HE AITEMIN, UPC-DIT 5º Programa Marco

GM CIEMAT, QUANTISCI

EB AITEMIN, UPC-DIT, CIEMAT 5º Programa Marco

VE AITEMIN, CIEMAT, UPV 5º Programa Marco

Bure(Arcillas compactadas/Francia) MODEX-REP UPC-DIT, ENRESA 5º Programa Marco

ETER AITEMIN, ENRESA

E-DIR CIEMAT, QUANTISCI

E-PAL CIEMAT, QUANTISCI

� Mejora de los métodos de garantía de calidad aplicables a laI+D asociada al almacenamiento definitivo.

� Obtención de datos aplicables en las evaluaciones de la se-guridad de los diseños de repositorio de ENRESA.

4. Análogosy sistemas naturales

Un gran número de los procesos que van a tener lugar a largo plazoen el repositorio y que se han descrito anteriormente, han tenido lugarbajo determinadas circunstancias en la naturaleza durante largos pe-ríodos de tiempo (miles de millones de años).

Así, el proceso de disolución del combustible puede ser similar al demeteorización de minerales de uranio, tales como la uraminita. El mo-vimiento de los radionucleidos que pudieran liberarse por la alteracióndel combustible puede ser similar al movimiento del uranio, sus pro-ductos de desintegración y el resto de elementos traza presentes enlos yacimientos uraníferos en granitos y arcillas. El efecto térmico delos residuos en las barreras de arcillas compactadas puede ser simi-lar al que sufren las bentonitas naturales atravesadas por intrusionesvolcánicas. La corrosión de los contenedores puede compararsecon la corrosión que han sufrido piezas metálicas encontradas en ya-cimientos arqueológicos, etc.

Sin embargo, la principal dificultad en la utilización de los análogosnaturales es que, si bien los períodos de tiempo pueden ser compa-rables a los del almacenamiento, las condiciones iniciales son gene-ralmente desconocidas y las condiciones físicas, químicas y mecáni-cas a las que han estado sometidos es difícil que sean las mismasque existirán en el repositorio.

No obstante, la magnitud de los procesos, la relevancia de unos fren-te a otros, el comportamiento de elementos y radionucleidos, la capa-cidad confinante de determinados materiales, etc, suministra una in-formación muy valiosa que junto con la obtenida en laboratorios con-vencionales y subterráneos permita la elaboración y verificación demodelos de funcionamiento a largo plazo.

En España se han realizado importantes aportaciones en este campoa través de los siguientes análogos naturales:

� El Berrocal (migración de radionucleidos en medios frac-turados) .

� Bentonitas del Cabo de Gata (efecto térmico y salino en lasbentonitas).


BARRA. Análogo naturaldel comportamiento a largo plazode las bentonitas de las barreras

de ingeniería. 7 a 11 millones de años.

DUNAROVA. Análogo natural dela capacidad de confinamiento

de materiales arcillosos.2 millones de años.

� MATRIX: Mecanismos de liberación de radionucleidos y mo-vilización en diferentes ambientes físico-químicos.

� Análogos arqueológicos Proyecto ARCHEO: Estudios decorrosión en piezas metálicas de antigüedad variable.

En paralelo, también se ha colaborado en otros proyectos internacio-nales de análogos naturales, tales como:

� Oklo

� Palmottu

A través de estos análogos se ha mejorado notablemente el conoci-miento de los procesos de migración de radionucleidos y elementostraza en materiales graníticos, tanto en los aspectos de mecanismosde retención, de interacción radionucleido-mineral, como de compe-tencia e irreversibilidad de procesos. También ha permitido el desa-rrollo de tecnologías adecuadas para caracterizar estos procesos,que serán aplicables, en el futuro, en la caracterización de emplaza-mientos.

Otro aspecto cubierto con estos análogos es la comparación entrelos ensayos de corrosión acelerados que se desarrollan sobre losmateriales metálicos de la cápsula y los procesos de corrosión encondiciones naturales a que han estado sometidas piezas metálicasde varios miles de años de antigüedad. Los resultados en lo referentea tasas de corrosión son concordantes, lo que confiere robustez a losestudios de soporte del almacenamiento.

La transferencia directa de los datos generados por los análogos alas evaluaciones de seguridad es difícil, sin embargo, como en elcaso de la corrosión, dan robustez a las predicciones realizadas apartir de datos de laboratorio. Asimismo permiten seleccionar mejorlas constantes y los coeficientes de distribución de distintos radionu-cleidos acordes con las condiciones físico-químicas del almacena-miento físico-químico y sobre todo permite verificar hasta qué puntolas predicciones a largo plazo generadas por los modelos dan resul-tados realistas.

En general, el estudio detallado de determinados procesos que tie-nen lugar en los sistemas naturales, por ejemplo migración de isóto-pos y elementos traza, es fundamental para poder establecer criteriosde seguridad radiológica, complementarios a los clásicos de riesgo ydosis.


OKLO. Análogo natural de migraciónde los productos de fisión del combustiblegastado (análogo natural de OKLO).1970 millones de años.

ARCHEO. Análogo natural del comporta-miento a largo plazo de los componentes

metálicos de las cápsulas (corrosión demateriales metálicos arqueológicosde miles de años de antigüedad).

MATRIX. Análogo natural de retenciónde los radionucleidos contenidos en elcombustiblegastado (Mina Fe,Salamanca)35 millones de años.

5. ModelizaciónPara poder realizar predicciones cuantitativas es imprescindible dis-poner de modelos numéricos verificados, lo cual es sencillo cuandose consideran procesos simples, pero muy complejo cuando los pro-cesos están acoplados, son muchos y sus parámetros varían con eltiempo.

Los modelos numéricos van a construirse a partir demiento y datos disponibles del funcionamiento del sisttanto, un elemento integrador y como tal van a permitgar, un análisis de la coherencia de todos los datos dcomo de la carencia o redundancia de los mismos.

Cuando se habla de modelización en el almacenamiprofundo hay que distinguir entre:

� Modelos de procesos: que representan elde un proceso en base a los parámetros qu

� Modelos de funcionamiento de componendelos incluyen la existencia de varios prodos (modelos de lixiviación del combustiblcorrosión de la cápsula, modelos de compmohidromecánico de las barreras de arcillflujo, etc.).

� Modelos de funcionamiento del subsistemacionamiento acoplado de varios componenterio; modelo de campo próximo (sistema comsula-barrera de arcilla). modelo de geosfera (interacción radionucleido-roca), modelo bios

� Modelos globales: modelos de funcionamiesistema.

Lógicamente, a medida que los modelos van de losel funcionamiento global, la complejidad aumenta, emente dificultades para acoplar modelos de detalledel funcionamiento de cada componente, dificulta-des tanto de tipo numérico como informático.

Eso hace que se recurra a modelos simplificados,habitualmente de tipo probabilista y en los que la in-terpretación y el análisis de sensibilidad son críticospara el establecimiento de conclusiones.

Como se ha indicado anteriormente ENRESA harealizado un importante esfuerzo en modelización,

Parte A - 5. Almacén geológico profundo: des

todo el conoci-ema, y son, porir, en primer lu-isponibles, así

ento geológico

funcionamientoe intervienen.

tes: Estos mo-cesos acopla-

MODELOFISICOQUÍMICO

SOLUBILIDADES

Tc

Pu

U

Modelo de procesos.

e, modelos deortamiento ta, modelos

: incluye el fus del reposbustible-cá

flujo-transpoférico.

nto integral

arrollo y verif

er-de

n-ito-p-rte

del

VID

AD

ELA

CA

PS

ULA

MODELODE COMPORTAMIENTO

DE LA CÁPSULA

TIEMPO DE SATURACIÓN

FALLOS INICIALES

0 10

Modelo de comportamiento.

procesos haciaxistiendo actual-

FA

CT

OR

ES

UN

ITA

RIO

SD

EP

AS

OA

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FR

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CIO

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AD

CA

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AD

A

CELDA

DE

MEZCLA

MODELO DE BIOSFERA

DILUCIÓN EN EL POZO ACTIVIDADEN EL AGUA

DISTANCIA “d” AL POZOACTIVIDAD

EN EL SUELO

d

q

Q

Modelo de susbsistema.

icación del conocimiento y la tecnología - 65

sponiendo actualmente de un importante conjuntocódigos, bien documentados en sus publicacio-

s técnicas, y de aplicación actual en los proyectosternacionales más importantes en el campo de lastión de residuos, tanto de la Unión Europea comol IAEA y la OCDE-NEA.

la medida que dichos modelos se apliquen a ca-s reales complejos, su verificación irá progresandonfiriendo robustez a las predicciones de funciona-iento del sistema.

cimiento detallado del funcionamiento de los com-

dideneingede

Ensocom

Por tanto, el cono

ESCENARIO DE REFERENCIA

1,000 10,000 100,000 1,000,000

Tiempo (a)

1.0E-13

1.0E-12

1.0E-11

1.0E-10

1.0E-09

1.0E-08

1.0E-07

1.0E-06

1.0E-05

1.0E-04

1.0E-03

Cl36 I129 Se79 Sn126 Ra226 Cs135

Mo93 Nb93M Th230 Pd107 TOTAL

Pb210Ac227

Pa231

Th229Dosi

sanual m

edia

(Sv/

a)

Resultado del modelo global defuncionamiento en término de dosis.

ponentes del repositorio y la disponibilidad de modelos numéricosverificados es fundamental para realizar predicciones científicamentefiables, difundibles y socialmente aceptables.


Para saber más:

� ENRESA (1996): “El Berrocal Project”. Vol. I, II, III. Publicaciones téc-

nicas de ENRESA nº 4/94.

� Huertas, F. et al (2000): “Febex Project”. Publicación técnica de

ENRESA nº 1/2000

� SKB (1996): “Äspö Hard Rock Laboratory. 10 years of research”.

Editado por SKB

� Thury, M., Bossart, P. (1999): “Mont Terri: Rock Laboratory. Rapports

geologiques nº 23". Service hydrologique et geologique national.


Laboratorios subterráneos, análogos naturales ymodelización: lo más relevante

� Los laboratorios subterráneos permiten investigar el com-portamiento y operación del repositorio a escalas y condi-ciones reales.

� Existen tres tipos de laboratorios subterráneos:

� 1ª Generación: utilizando instalaciones subterráneaspreexistentes

� 2ª Generación: específicamente construidos en me-dios no perturbados y con objetivos metodológicos

� 3ª Generación: diseñados y construidos para verificar laidoneidad de un emplazamiento específico.

� En Europa están operativos los laboratorios subterráneos de:

� En granitos: Äspö (Suecia) y GRIMSEL (Suiza)

� En arcillas plásticas: MOL (Bélgica)

� En arcillas compactadas: Mt. Terri (Suiza), Bure (Fran-cia), Tournemire (Francia)

� En sales: ASSE (Alemania)

� ENRESA y sus grupos de I+D asociados participan o hanparticipado en todos ellos.

� Los análogos naturales permiten incluir el factor “largo pla-zo” en el estudio de los procesos más relevantes para laseguridad del repositorio.

� La selección de análogos naturales es difícil, si bien existeun conjunto de análogos que han generado un gran volu-men de conocimiento:

� Migración de radionucleidos y disolución del combusti-ble: Berrocal, Oklo, Palmottu, Matrix

� Comportamiento a largo plazo de las barreras de arci-llas: Análogo de bentonitas del Cabo de Gata (Almería).

� Comportamiento de las cápsulas: Análogos arqueoló-gicos.


Laboratorios subterráneos, análogos naturales ymodelización: lo más relevante (continuación)

� Los modelos numéricos son una pieza clave de la gestióny permiten hacer predicciones cuantitativas fiables del fun-cionamiento a largo plazo de los componentes del reposi-torio.

� El desarrollo de modelos numéricos requiere experimen-tos muy precisos a todas las escalas. Laboratorios con-vencionales, subterráneos y análogos y sistemas naturaleshan sido la base para el desarrollo y verificación de estosmodelos.

� ENRESA ha desarrollado un importante trabajo en desarro-llo numérico contando con capacidades propias en estecampo.

Zona de yacimientos bentoníticosdel Cabo de Gata (Almería).

Situacióninternacional

del almacenamientogeológico profundo

IntroducciónEn este capítulo se detalla brevemente cual es la situación internacionalreferente al almacenamiento geológico profundo de los RAA. La des-cripción se ha realizado por agrupación geográfica de los países.

1. Países del continenteamericano

EE.UU.Estados Unidos es el país más avanzado pues ya tiene una instala-ción de almacenamiento geológico profundo funcionando. Dichainstalación, denominada Waste Isolation Pilot Plant (WIPP) está ubica-da en Carlsbad, en el Estado de Nuevo Méjico. Está construida sobreformaciones estratiformes salinas, a una profundidad de 600 m. yestá diseñada para almacenar residuos radiactivos de alta actividad yvida larga procedentes del programa militar americano.

Para el almacenamiento geológico profundo de residuos de alta acti-vidad de origen civil se está licenciando la instalación de YuccaMountain, en el Estado de Nevada. Esta instalación está ubicada entobas volcánicas, en el desierto de Nevada y dentro del Nevada TestSite, donde se realizaron en el pasado, numerosas pruebas de tiponuclear. La característica más llamativa de esta instalación es su ubi-cación en la zona no saturada de las tobas, dado que el nivel freáticoen estos materiales y en este área está situado a más de 600 metros

Parte A - 6. Situación internacion

6Parte A - 6.Situacióninternacionaldel almacéngeológicoprofundo

al del almacén geológico profundo - 69

de profundidad. Otras características diferenciadoras, de acuerdocon el diseño actual, es la no utilización de barrera de arcilla compac-tada, dado que no se saturaría nunca y la elevada temperatura de al-macenamiento, más de 200ºC.

Es previsible la obtención a corto plazo de la licencia, con lo que seríala primera instalación del mundo en la que comenzaría el almacena-miento de residuos radiactivos de alta actividad procedentes de lascentrales nucleares.

CANADÁ Las actividades del almacenamiento geológico profundo de los resi-duos de alta actividad en Canadá han sido realizadas por la AtomicEnergy of Canada Limited (AECL) y por Ontario Power Generation.Han desarrollado el concepto del AGP y la tecnología y conocimientopara su desarrollo en un medio granítico. En 1994 se remitió al gobier-no el Estudio de Impacto Ambiental del concepto de repositorio. Des-pués de su evaluación por estamentos científicos, políticos y público,el Gobierno concluyó en 1998, que el concepto era técnicamente via-ble, seguro y cumplía los requisitos reguladores, pero no existía sufi-ciente soporte público para acometer un proceso de selección deemplazamiento.

Se recomendó a los productores y propietarios de residuos que crea-rán una organización para la gestión de residuos radiactivos en Cana-dá que analice y proponga al Gobierno la mejor opción. Entretanto, de-ben mantenerse las capacidades científicas y tecnologías desarrolla-das mejorando algunos puntos débiles de su concepto. Canada dis-pone de un Laboratorio Subterráneo en granitos en Pinawa (Winnipeg).

ARGENTINA El primer proyecto de repositorio, focalizado en la selección de unemplazamiento, en los años 80, fue socialmente rechazado y can-celado por la Comisión Nuclear de la Energía Atómica argentina alprincipio de los 90. Desde entonces se ha venido desarrollando unprograma de selección basado en la información geológica dispo-nible, habiéndose seleccionado siete zonas para estudios poste-riores.

Desde el punto de vista institucional, la ley de residuos radiactivos de1998 requiere la formulación y desarrollo de un Plan Estratégico deGestión de Residuos Radiactivos donde la comunicación al públicodebe ser un factor clave.


2. Paísesde Europa Occidental

ALEMANIAEn Alemania se decidió, ya en los años 60, que todos los residuos ra-diactivos serían ubicados en almacenes geológico profundos. Losgeocientíficos recomendaron las formaciones salinas que comenza-ron a investigarse en 1967 en la Mina de Asse. En 1976 se estudió laantigua mina de hierro de Konrad como repositorio de residuos ra-diactivos que no generaran calor. En 1982 se comenzaron los traba-jos para su licenciamiento, terminando en 1992, pero la licencia no hasido concedida todavía.

En 1979 se seleccionó el domo salino de Gorleben para su investiga-ción, como repositorio, para todo tipo de residuos radiactivos. Adicio-nalmente la mina de sal de Mosleben, fuera de uso en la antigua Ale-mania Democrática, se utilizó para almacenar los residuos de baja ymedia actividad, si bien su operación fue cancelada en 1998, tras lareunificación.

El gobierno alemán ha acordado con los productores de residuos: lacreación de instalaciones de almacenamiento temporal en los empla-zamientos de los reactores, para minimizar el transporte de residuos;finalizar el reproceso en el 2005, optando por la gestión de ciclo abier-to, y paralizar la investigación de Gorleben, entre 3 y 10 años, paraanalizar aspectos como la generación de gas, la intrusión humana, larecuperabilidad, etc.

En paralelo y dado que Gorleben fue seleccionado sólo en base a crite-rios geocientíficos y económicos, sin la participación del público a travésde un procedimiento transparente, se realizará un proceso de análisis deotros posibles emplazamientos cuyos criterios serán establecidos porun grupo de expertos propuesto por el ministerio federal de medioam-biente y cuyas recomendaciones se darán a conocer en el año 2002.

En Bélgica, aunque no han realizado un programa sistemático debúsqueda de emplazamientos, las actividades realizadas durante 25años se han focalizado en arcillas plásticas. El programa de gestiónde residuos de alta actividad se ha orientado a la adquisición de co-nocimientos y tecnologías sobre su almacenamiento final en arcillas,a través de la construcción y operación de un laboratorio subterráneo,en este tipo de materiales situado en Mol, denominado HADES-URL

Parte A - 6. Situación internaciona

BÉLGICA

l del almacén geológico profundo - 71

operado por el Centro de Investigación SCK-CEN. ONDRAF-NIRAS,la Agencia Belga de Gestión de Residuos Radiactivos ha creado ungrupo de interés económico (EIG) denominado EURIDICE, siendo suobjetivo la gestión del actual laboratorio subterráneo y su ampliación,en fase de construcción.

En el 2002 presentaron el SAFIR II, documento que refleja las conclu-siones y resultados de las investigaciones de los últimos 10 años so-bre el almacenamiento geológico en Bélgica.

FINLANDIA El programa finlandés es el programa europeo actualmente másavanzado junto con el sueco. En 1999 finalizó su programa de selec-ción de emplazamientos y propuesta al gobierno de un emplaza-miento, cuyo estudio de impacto ambiental se realizó entre 1997 y1999.

En mayo de 2001 el parlamento ha aprobado el programa de almace-namiento geológico profundo en la localidad de Olkiluoto, que co-menzará con la construcción de un laboratorio subterráneo de carac-terización en el 2003 y la construcción de las instalaciones de almace-namiento en el 2010 para poder operarlo a partir de 2020.

FRANCIA La gestión de residuos de alta actividad en Francia está basada entres programas, de acuerdo con una ley específica al respecto,aprobada por el Parlamento en 1991. Un programa de investigaciónsobre separación y transmutación, otro sobre almacenamiento tem-poral a largo plazo y un tercero sobre almacenamiento geológicoprofundo. Dentro del programa de almacenamiento geológico, laley francesa contempla que deben investigarse, mediante laborato-rios subterráneos, al menos dos formaciones geológicas. En Sep-tiembre de 1999 se aprobó por el Gobierno la instalación y opera-ción de un laboratorio subterráneo en Bure (Meuse) en arcillas Calla-
vo-Oxfordiense y la continuación de trabajos para buscar un empla-zamiento en granitos.
El laboratorio de Bure deberá realizar un programa de investigación,hasta el año 2006, para caracterizar estas arcillas y analizar su viabili-dad como futuro repositorio. Dada la dificultad de encontrar en Fran-cia un emplazamiento en granitos, Andra, la Agencia Francesa degestión de residuos debe continuar sus actividades en granitos, parti-cipando en proyectos en los laboratorios subterráneos de Äspö (Sue-


cia) y Grimsel (Suiza), que permitan en el año 2006 presentar el esta-do del conocimiento sobre la viabilidad de un almacén geológico engranitos en Francia.

HOLANDAEn 1993 el gobierno holandés estableció que el almacenamientogeológico profundo de residuos tóxicos o radiactivos sólo se permiti-ría si los residuos almacenados pudieran ser recuperables durante unlargo período de tiempo, habiendo focalizado sus estudios en dichaconsideración (recuperabilidad). Entre tanto los residuos se manten-

drán almacenados en superficie. La estrategia de gestión contemplael disponer de todo el tiempo que sea necesario para establecer unaestrategia combinada de almacenamiento temporal y almacena-miento geológico que utilice los puntos fuertes de ambos sistemas.

Aunque en 1987 en referendum se cancelaran las actividades nu-cleares, en los 30 años previos se ha generado un importante volu-men de residuos de todo tipo.

Para su almacenamiento se estudia desde 1996 la construcción dealmacenes de residuos de baja y media actividad y de una instala-ción de almacenamiento temporal de RAA. En 1997 se comenzó enprofundidad la selección de emplazamientos analizando todo el te-rritorio.

El programa de almacenamiento geológico sueco se ha desarrolladopor un lado construyendo y operando laboratorios subterráneos (Stri-pa y Äspö) para poner a punto las tecnologías y los conocimientoscientíficos necesarios. En paralelo han desarrollado un plan de selec-ción de emplazamientos. En su primera fase de estudios de viabili-dad han considerado 8 áreas de las que finalmente han seleccionadotres: Oskarshamm, Tierp y Osthammar. En el año 2000, SKB, la agen-cia de gestión de residuos radiactivos sueca presentó la metodologíade evaluación a seguir para los estudios de viabilidad. Los municipiosseleccionados decidirán antes del final de 2001 su posición frente alrepositorio. Si es positiva el proceso de caracterización detallada em-pezará en el 2002.

En paralelo, SKB dispone de instalaciones de almacenamiento tem-poral (piscinas subterráneas) y de plantas de encapsulado de los re-siduos utilizando cobre como material de base.

Parte A - 6. Situación internacional

ITALIA

SUECIA

del almacén geológico profundo - 73

En el laboratorio de Äspö continúan las actividades relacionadas conla mejora y optimización de las técnicas de relleno y sellado de gale-rías, así como de diseño y verificación de los equipos de operacióndel repositorio.

SUIZA Para el almacenamiento suizo de residuos de baja y media actividadse ha seleccionado un emplazamiento en la zona de Wellenberg, es-tando a la espera de los resultados de un referendum en la población.Para los residuos de alta se han localizado dos emplazamientos, enformaciones arcillosas y sobre los que se están haciendo los estudiosde viabilidad. Para el desarrollo tecnológico y científico cuentan con ellaboratorio subterráneo de Grimsel en granito y el laboratorio subterrá-neo de Mt. Terri en arcillas que es un consorcio internacional y que haaprovechado el túnel de una autovía.

Disponen de un almacenamiento temporal para todo tipo de residuos
radiactivos en Zwilag.
3. Países de Europa Oriental

En Rusia han estado realizando inyección de residuos radiactivos lí-quidos en formaciones geológicas a gran profundidad desde el año1963 y esperan seguir haciéndolo hasta el 2010-2015 (Krarsnoyarsk,Tomsk y Dimitrovgrad).

El plan durante el presente siglo es reprocesar, solidificar y almacenaren instalaciones próximas a la superficie y en formaciones geológicasprofundas poco permeables. El almacenamiento en superficie a largo

RUSIA

plazo hasta que se resuelva la solución final para los residuos del re-proceso. Se está estudiando la construcción de un laboratorio subte-rráneo en Krasnoyak.

UCRANIA Ucrania es el tercer productor mundial de residuos radiactivos. Tienenprevisto un plan de selección de emplazamientos para un almacéngeológico entre el 2003 y el 2005. La construcción del almacena-miento está prevista para el año 2030.

De acuerdo con las actividades previas realizadas los emplazamien-tos más favorables están en rocas cristalinas en las proximidades deChernobyl.


En paralelo se está pensando en un almacén temporal en superficie osubsuperficial pero la situación económica es difícil por lo que no sesabe cuando se realizará el programa, aunque Ucrania dispone desuficientes capacidades científicas y tecnológicas.

BULGARIAEn realización un programa de búsqueda de emplazamientos desde1995, margas y granitos son los dos medios considerados.

CROACIAActividades de análisis de emplazamientos para un almacén de resi-duos de baja y media actividad.

REPÚBLICA CHECAEvaluación crítica en 1998 de la información geológica existente. Sehan seleccionado 8 emplazamientos candidatos pero no se abordasu caracterización hasta que están concluídas las negociaciones po-líticas. En paralelo están poniendo a punto la tecnología necesaria.

HUNGRÍAEstá en estudio el emplazamiento para un almacén de residuos debaja y media actividad. Para la gestión de los residuos de alta activi-dad están en fase de elaboración de la estrategia, si bien la disponibi-lidad de un almacén temporal de combustible hace que no sean ne-cesarias decisiones urgentes.

LITUANIADisponen de un almacén temporal. Está en preparación un diseño derepositorio y en paralelo el análisis de la geología del país para la bús-queda de un emplazamiento.

POLONIAEstá considerando el almacenamiento geológico profundo para losresiduos de dos reactores de investigación y no descarta la energíanuclear como fuente energética. Como resultado de los estudiosgeológicos 4 emplazamientos se han seleccionado como potencia-les, uno en arcilla y tres en sales.

RUMANIAEstudios genéricos de un repositorio en formación salina.

ESLOVAQUIAEl almacenamiento geológico profundo del combustible después de50 años de enfriamiento es la opción más probable. Se ha realizadoun plan de selección que ha seleccionado 4 áreas potenciales para

Parte A - 6. Situación internacional del almacén geológico profundo - 75

estudios de más detalle. Están en curso estudios de impacto am-biental y el desarrollo de un programa para involucrar al público en latoma de decisiones.

ESLOVENIA Han realizado un plan preliminar de búsqueda de emplazamientos, re-sultando favorable el 45% de los terrenos de Eslovenia (9000 Km2). Lacontinuación de las investigaciones dependerá de la actitud del públicoy de la eficiencia del mediador para negociar con las localidades.

ARMENIA Estudios de emplazamientos previos sobre 12 áreas potenciales. Di-ficultades por la complejidad geológica y sísmica.

4. Países asiáticos

Ha seleccionado un área granítica para la construcción de un labora-torio subterráneo y posible repositorio en la zona de Beishan, en el de-sierto de Gobi. Entre 1999 y 2001 se perforarán sondeos de 700 me-tros. En este área hay ocho zonas potenciales que se irán caracteri-zando sucesivamente.

CHINA

JAPÓN El combustible es reprocesado, los residuos vitrificados, almacena-dos temporalmente durante 30 a 50 años y finalmente, con carácterdefinitivo en un almacén geológico profundo.

En 1999 JNC envió a la agencia reguladora japonesa el segundo in-forme de progreso (H-12) cuyo objetivo es demostrar la viabilidadcientífica técnica del concepto de referencia de una manera genéricay muy transparente. Dicho informe contiene tanto las bases técnicaspara la selección del emplazamiento como el proceso de licencia-miento según establecen las guías japonesas. Una legislación espe-cífica para la gestión de los residuos, tomando como base ese docu-mento, fue promulgada en el año 2000. En dicha ley se creó el
NUMO, organización de gestión de residuos japonesa. La operacióndel repositorio está prevista para el año 2030.
En el año 2000, el Comité Asesor para la regulación de la seguridadde los residuos radiactivos publicó un primer informe, en base a losresultados del H-12, sobre las bases para los estándares de seguri-


dad del repositorio, enfatizando la necesidad de monitorizar los cam-bios en las condiciones geológicas provocadas por la excavación.También especifica las actividades de I+D que es necesario realizary que deben asegurar la viabilidad tecnológica del repositorio y sumetodología operativa, a través de laboratorios subterráneos en Mizu-man y Honorobe y la instalación Quality. El laboratorio subterráneo deHoronobe fue aprobado por las autoridades locales en el año 2000.

5. Colaboracióninternacional

La gestión de los residuos radiactivos de alta actividad es una activi-dad en la que están involucradas, hoy, las sociedades más desarro-

lladas primando la resolución de los problemas frente a intereses co-merciales individuales.

Gracias a esto, la colaboración, el intercambio de información y expe-riencias y la resolución conjunta de problemas es una de las caracte-rísticas diferenciadoras de la gestión de residuos radiactivos frente ala gestión de otro tipo de residuos.

Esto posibilita que, además de las actividades que cada país realizadentro de sus programas nacionales de gestión de RAA, existan unaserie de cauces, establecidos para desarrollar una gran cooperacióninternacional, tanto a través de acuerdos bilaterales como a través deuna serie de organizaciones que promueven el desarrollo de solucio-nes, el intercambio de conocimientos y tecnologías y el estableci-miento de guías de actuación que integran el conocimiento existentey en base al cual se establece la forma más adecuada de proceder,siempre con la seguridad como objetivo.

Entre estas organizaciones, el Organismo Internacional de la EnergíaAtómica de Viena y la Agencia Nuclear de la Energía de la OCDE, sonlas más importantes. Las actividades que promueven, junto con losdocumentos, informes, guías, etc., que emiten, constituyen la docu-mentación y normativa más completa que puede consultarse para lagestión de los residuos.

Estos documentos y actividades se completan con los promovidos yemitidos por la Unión Europea que, a través de sucesivos ProgramasMarco, desarrollados de acuerdo con el tratado de EURATOM, vienepromoviendo la ejecución de proyectos europeos de gestión de resi-duos. Esto ha permitido avances muy notables para el soporte de lagestión de este tipo de residuos.


En el caso español, ENRESA, como Agencia Nacional de Gestión deResiduos Radiactivos, tiene establecidos acuerdos bilaterales de co-laboración e intercambio de información con las agencias de los paí-ses más desarrollados y participa activamente en los proyectos y gru-pos de trabajo promovidos por la AEN y el IAEA. Dentro del marco dela UE, ENRESA viene participando con gran intensidad en los distin-tos Programas Marco de I+D, lo que ha permitido disponer en Espa-ña de los conocimientos científicos y capacidades tecnológicas bási-cas necesarias para la futura gestión final de los residuos radiactivosgenerados por las centrales nucleares españolas.


Para saber más:

� 2nd Worldwide Revision for Geological Disposal. Lawrence Berkeley

National Laboratory. University of California. Edited by P.A. Withers-

poon. 1996.

� 3rd Worldwide Geological Disposal Revision. Lawrence Berkeley

National Laboratory. University of California. Edited by P.A. Withers-

poon. 2001.


Situación internacional: lo más relevante

� EEUU

En operación un repositorio, en formación salina estratifor-me, para residuos procedentes del programa nuclear mili-tar (WIPP).

En proceso de licenciamiento el AGP para residuos radiac-tivos de alta actividad procedentes de las centrales nu-cleares, Yucca Mountain. Ubicado en tobas volcánicascompactadas y no saturadas.

� CANADA

Fase de puesta a punto de la tecnología y concepto finali-zada. Focaliza el almacenamiento en granitos. El proyectoes técnicamente aceptable pero no ha contado con la par-ticipación del público. Deben mejorarse las capacidadestecnológicas y elaborarse un programa donde el públicoparticipe.

� ALEMANIA

Cuenta con un emplazamiento caracterizado en el domosalino de Gorleben. Deben considerarse otras formacio-nes geológicas potenciales. El reproceso está prohibido apartir del 2005. Los residuos permanecen en los emplaza-mientos de las propias centrales nucleares hasta su trasla-do al AGP.

� BÉLGICA

Cuenta con un laboratorio subterráneo en arcillas plásti-cas. Las arcillas serán la litología de un AGP.

� FINLANDIA

Los granitos es la litología seleccionada. Están comenzan-do el laboratorio subterráneo de caracterización del empla-zamiento (2003-2010). En el 2010 comenzará la construc-ción del repositorio que estará operativo en el 2020.

� FRANCIA

Considera tres programas: almacenamiento temporal a largoplazo, separación y transmutación y almacenamiento definiti-vo. Han comenzado el laboratorio subterráneo de caracteri-zación del repositorio en arcillas compactadas en Bure.


Situación internacional: lo más relevante (continuación)

� HOLANDA

Almacenan temporalmente los residuos hasta que se de-muestre la recuperabilidad del AGP.

� ITALIA

Realizaron un plan de selección en 1997. Las actividadesestán paradas y solo contemplan la construcción de un al-macén para RBMA.

� SUECIA

Ha a puesto a punto su tecnología en los laboratorios sub-terráneos de Stripa y Äspö. Ha comenzado el proceso deselección. Empezará el proceso de caracterización en elgranito seleccionado en el 2002 y hasta el 2010.

� SUIZA

Considera las arcillas compactadas como su principal lito-logía. Está desarrollando la tecnología en el laboratoriosubterráneo de Mt. Terri. Dispone de almacén temporal enZwilag.

� RUSIA

Continua el reproceso y la inyección profunda de residuosy pondrá en marcha un plan de búsqueda de emplaza-mientos. Rocas cristalinas.

� UCRANIA

Tiene previsto un plan de selección pero tienen dificulta-des económicas. Rocas cristalinas.

� CHINA

Han seleccionado un área granítica en el desierto de Gobipara el almacenamiento geológico profundo.

� JAPÓN

Reprocesan el combustible. Construirán un repositorio enrocas cristalinas que deberá estar aprobado en el 2030.

PARTE B:COMPORTAMIENTO DE LOS

COMPONENTESDEL REPOSITORIO:

PROCESOS, PARÁMETROS,TECNOLOGÍAS Y MODELOS

Introducción

al comportamiento

de los actínidos

y productos de fisión

en el medio ambiente

IntroducciónEl combustible gastado o cualquier otra matriz química que contenga

los residuos de alta actividad (matriz de vidrio en el caso de combusti-

ble reprocesado) es lógicamente el término fuente de los radionuclei-

dos. El conocer la forma y la tasa a la que los radionucleidos puedan

ser liberados al igual que la estabilidad y movilidad de sus formas quí-

micas resultantes, son factores clave de la seguridad del repositorio.

La caracterización del comportamiento de los radionucleidos conte-

nidos en las matrices del residuo, en las condiciones del repositorio y

en su funcionamiento a largo plazo, requiere un conocimiento detalla-

do de sus propiedades químicas y físico-químicas en l

ciones que van a existir a lo largo del tiempo, y sus inter

con los componentes del repositorio.

Es imprescindible, para conocer la evolución de los

nentes del repositorio y esas interacciones con los

cleidos, disponer de datos precisos de sus principal

tantes, parámetros termodinámicos y cinéticos así c

tipo y características de los procesos de interacción

drán producirse.

En este primer capítulo se describen de forma somera

piedades químicas deben ser conocidas y qué proc

tipo genérico son los más probables que podrán tene

Parte B - 1. Introducción al comportamiento de los a

1Parte B - 1.

Introducción al

comportamiento

de los actínidos y

productos de fisión

en el

as condi-

acciones

compo-

radionu-

es cons-

omo del

que po-

qué pro-

esos de

r lugar.

Niobio (Nb)Tecnecio (Tc)Paladio (Pd)Estaño (Sn)Yodo (I)Cesio (Cs)

Berilio (Be)Carbono(C)Selenio (Se)Rubidio (Rb)Estroncio (Sr)Circonio (Zr)

Samario (Sm)Holmio (Ho)Hafnio (Hf)Bismuto

Principales elementos químicos

Actínidos y descendientes

Productos de fisión

Productos de activación y otros

Radio (Ra)Torio (Th)

Uranio (U)Neptunio (Np)Plutonio (Pu)

Cloro (Cl)Calcio (Ca)

Cobalto (Co)Molibdeno (Mo)

Americio (Am)Curio (Cm)

Níquel (Ni)Molibdeno (Mo)

ctínidos y productos de fisión en el medioambiente - 83

La gestión de residuos de alta actividad requiere, como premisas ini-

ciales:

� Disponer de los datos termodinámicos, cinéticos y físi-

co-químicos básicos de los actínidos y productos de fisión

contenidos en los RAA para las principales reacciones y for-

mas químicas en que pueden aparecer.

� Conocer las condiciones físico-químicas del entorno que

rodea a cada componente del repositorio y su evolución

con el tiempo.

� Establecer, en consecuencia, los procesos resultantes de la

interacción radionucleido-componente y su evolución con

el tiempo.

1. Química de los actínidos

y productos de fisión

Como se ha indicado anteriormente, los radionucleidos incluidos en

el combustible están, bajo distintas formas químicas, dentro de la

matriz de UO2 que constituye mayoritariamente el combustible.

La vía principal de liberación de dichos radionucleidos

será a través del agua que se ponga en contacto con la

matriz de UO2. Para conocer, modelizar y predecir cómo

se van a liberar los radionucleidos y cómo se van a movili-

zar en el agua, ya sea en forma disuelta o en forma de ma-

terial suspendido (coloides), es necesario conocer qué

reacciones pueden tener lugar entre los radionucleidos y el

agua subterránea y entre los radionucleidos disueltos y los

componentes de las distintas barreras del repositorio (ma-

teriales metálicos, arcillas, materiales geológicos, etc.).

Es necesario por tanto, conocer cual será la estabilidad ter-

modinámica y la solubilidad de los compuestos y comple-

jos que pueden formarse en las condiciones físico-químicas, de tem-

peratura, de presencia de otros iones disueltos, etc, resultantes de las

SorciónDifusiónAdvecciónCorrosiónDispersiónBioacumulación

Condiciones/procesos Instalacion

RBMA

AlmacenamientoTemporal

AlmacenamientoGeológicoProfundo

OxidantesAlcalinasBaja salinidadBaja permeabilidad

DisoluciónNeoformación

OxidantesDifusión atmósferaPermeabilidadVariable

IrradiaciónCorrosión

ReductorasIrradiaciónTemperaturaPresiónBaja permeabilidadBajo volumen de agua

Concentración

Gradiante térmico

Gradiante hidráulico

Gradiante mecánico

Irradiación

Variables

Eh

pH

Fuerza Iónica

ComplejantesInorgánicos(Co =, SO4=…)3

Complejantesorgánicos

EquilibrioSolubilidadCinéticasCoeficientes

de difusiónCoeficientesde distribución

Constantesfísico-químicas

Principales variables, componentes yconstantes en las distintas instalaciones degestión de residuos radiactivos.

características de los distintos componentes del repositorio. Ello impli-

ca disponer de las correspondientes bases de datos termodinámicas

para todas estas reacciones, condiciones y radionucleidos.

Los tratados de química contienen una información muy valiosa y

completa referente a los elementos químicos convencionales pero no


existía -o era incompleta- esta información para los principales radio-

nucleidos. Así los datos referentes a los actínidos, U, Pu, Am, Cm y

Np, y a algunos productos de fisión tales como Tc, Se, etc, o no esta-

ban adaptados a las condiciones de temperatura y salinidad que po-

drían existir en un repositorio o sencillamente la información era muy

incompleta.

Del resto de actínidos y descendientes tales como el Ra y el Th, así

como de los productos de fisión (Be, C, Se, Rb, Sr, Zr, Nb, Pd, Sn, I,

Cs, Sm, Ho, Hf y Bi) y de los productos de activación (Cl, Ca, Ni, Mo,

Co) existen datos suficientes en la literatura química para poder esta-

blecer sus solubilidades y reacciones más probables.

Por todo ello la Agencia de Energía Nuclear (AEN) de la Organización

para el Desarrollo y Cooperación Económica (OCDE) promovió, des-

de 1984, la creación de un banco de datos termodinámicos, de cali-

dad contrastada, que permitiera a las agencias de gestión de resi-

duos y a los investigadores, progresar en el desarrollo del conoci-

miento sobre el comportamiento de los radionucleidos, tanto en lo re-

ferente a su almacenamiento geológico profundo como en aspectos

relacionados con la separación o el reproceso avanzado, o con el

comportamiento medioambiental de dichos radionucleidos.

Hasta el momento, las bases de datos para Uranio, Tecnecio, Neptu-

nio y Plutonio están publicadas encontrándose en revisión las corres-

pondientes a otros radionucleidos.

Estas bases de datos contienen información precisa de las principa-

les constantes termodinámicas (energías y entalpias de formación,

entropía y capacidad calorífica), en condiciones estandar, para las

principales especies acuosas, reacciones y componentes de los ele-Actínidos principales

y sus isótopos.

mentos considerados.

A partir de estas bases de datos pueden deducirse para los distintos

radionucleidos, las constantes de equilibrio, coeficientes de solubili-

dad, especies estables, etc, en función de las condiciones de oxida-

ción-reducción, temperatura, cantidad de iones disueltos en el agua

(fuerza iónica, etc.) del caso concreto que se esté estudiando, eva-

luando o considerando. Principales productos de fisióny sus características isotópicas.

Parte B - 1. Introducción al comportamiento de los actínidos y productos de fisión en el medioambiente - 85

En general, los actínidos son susceptibles de aparecer en distintos

estados de oxidación (de 3+ a 5+) y formar complejos en el agua

con SO4=, Cl-, CO2, CO3H-, etc. Sin embargo los productos de fisión

tales como Cs, Sr, Cl, I, no son sensibles a estados de oxidación varia-

bles ni a formar complejos estables en las soluciones acuosas movili-

zándose directamente en forma iónica o como especies hidrolizadas.

2. Mecanismos de interacción

de los radionucleidos

con la materia

El comportamiento de los radionucleidos una vez liberados de la ma-

triz química que los contiene, será el resultado de las interacciones

derivadas de las propiedades químicas de cada radionucleido, las

características de los materiales con los que interaccionen y las con-

diciones físico-químicas asociadas a los mismos.

Las propiedades químicas se conocen a través de la literatura quími-

e las bases de datos de la AEN.

variables que deben conocerse para establecer el

to o la movilidad de los radionucleidos serán: condi-

ción-reducción (Eh), pH, fuerza iónica (concentración

tos disueltos), la presencia de complejantes inorgáni-

3H-, SO4

=, PO4=, etc.), complejantes orgánicos, con-

ecífica de los distintos iones en las aguas subterrá-

e poro, el gradiente térmico existente, el gradiente hi-

men de agua en circulación, la permeabilidad, el gra-

o y las condiciones de irradiación.

diciones los principales procesos en los que se verán

s radionucleidos serán reacciones de:

ca, así como d

Las principales

comportamien

ciones de oxida

total de elemen

cos (CO3=, CO

centración esp

neas y aguas d

dráulico, el volu

diente mecánic

Bajo estas con

involucrados lo

Variación de la especiaciónen función del pH para el plutonio.

.

disolución.

.

ación.

n y coprecipitación.

.

ión.

de coloides.

� Sorción.

� Difusión.

� Advección

� Oxidación/

� Dispersión

� Bioacumul

� Precipitació

� Disolución

� Complejac

� Formación

Especiación del americio enfunción del pH para P(CO2)=10-3.5 y una concentración

de bicarbonato de 0.01 M.


Para poder cuantificar el comportamiento de cada ra

necesario conocer para estos procesos las constan

solubilidad, cinética, coeficientes de difusión, coef

bución, superficie de interacción, etc.

Esta información se obtiene combinando las bases

tudios experimentales específicos sobre las reaccio

bles para cada radionucleido, para cada punto, si

nente del repositorio.

El desarrollo de estudios de este tipo requiere el dis

� Bases de datos físico-químicas y termodin

radionucleido.

� Bases de datos de coeficientes de interac

do/matriz.

� Conocimiento de los procesos y condicio

cas y reacciones más probables en cada

� Tecnologías para caracterizar de forma rea

tros que intervienen en dichos procesos.

� Modelos concept

vos del comporta

procesos.

En los capítulos sucesivos

parámetros que intervienen y

zación en las distintas barrer

Parte B - 1. Introducción al comportamiento de lo

Para saber más

� AEN-OCDE 2001: Ch

plutonium. Ed. Elsevie

� AEN-OCDE 2001: Ch

Elsevier.

� AEN-OCDE 1997: Mo

te Stockholm.

� ENRESA (2001): IV Jornadas de I+D. Vol. I. Pub


dionucleido será

tes de equilibrio,

icientes de distri-

de datos con es-

nes más proba-

stema o compo-

poner de:

ámicas de cada

ción radionuclei-

La presencia de diferentes

ligandos modifica elcomportamiento de los

radionucleidos. En la figura se

representan las constantes deformación de complejos(1:1) para actínidos (An).

nes físico-quími-

componente.

lista los paráme-

uales y matemáticos explicativos/predicti-

miento de los radioinucleidos en dichos

se describen los principales procesos, los

las tecnologías utilizadas para su caracteri-

as de ingeniería y naturales del repositorio.

emical thermodynamics of neptunium and

r.

emical thermodynamics of technetium. Ed.

delling in aquatic chemistry. Ed. Royal Institu-

SOLUBILIDADES

SOLUBILIDAD (mol/l)

Radionucleido Grupo 5 pH 7 7 < pH 11

Cs 1 alta alta

Ni 1 alta alta

I 1 alta alta

Cl 1 alta alta

H 1 alta alta

Ac 1 alta alta

Nb 1 alta alta

Ra 2 1e-6 a 1e-3 1e-6 a 1e-3

Sr 2 1e-4 a 1e-1 1e-4 a 1e-1

C 2 1e-3 a 1e-1 1e-3 a 1e-1

Pa 2 1e-7 a 1e-6 1e-7 a 1e-6

Th 2 1e-15 a 1e-7 1e-15 a 1e-7

Np 2 1e-12 a 1e-8 1e-12 a 1e-8

Zr 2 1e-7 a 1e-3 1e-7 a 1e-3

Pu 3 1e-4 a 1e-1 1e-10 a 1e-3

Am 3 1e-8 a 1e-2 1e-14 a 1e-7

Cm 3 1e-5 a 1e-3 1e-10 a 1e-4

Sm 3 1e-6 a 1e-4 1e-14 a 1e-6

U 3 1e-6 a 1e-7 1e-9 a 1e-4

Tc 4 1e-15 a 1e-13 1e-15 a alta

Pb 4 1e-15 a 1e-4 1e-9 a 1e-3

< < <

Se suponen condiciones reductoras, Eh < -150 mV y temperatura de 75 ºC

Grupo 2: radionucleidos con solubilidad independiente de los cambiosen el pH

Grupo 3: radionucleidos correlacionados positivamenteGrupo 4: radionucleidos correlacionados positivamenteLos radionucleidos del grupo 3 están negativamente correlacionados con losdel grupo 4

Solubilidadesde los radionucleiodos principales.

s actínidos y productos de fisión en el medioambiente - 87

licación Técnica


Comportamiento de los actínidos y productos de fisión:lo más relevante

� El comportamiento de los actínidos y productos de fisión

está controlado por sus propiedades químicas y físico-quí-

micas, las condiciones del entorno donde se considera y

las características físicas y químicas de los materiales con

los que interaccionan.

� El establecimiento de las posibles reacciones y su estabili-

dad estará condicionado a conocer las constantes termo-

dinámicas y físico-químicas más relevantes.

� En los distintos ambientes en los que pueden movilizarse

los radionucleidos (combustible, barreras de ingeniería,

geosfera y biosfera), variables tales como pH, Eh, salini-

dad, concentración de especies disueltas, elementos tra-

za presentes, etc, controlan las posibles reacciones de

movilización/inmovilización. La cinética de dichas reaccio-

nes estará controlada por la temperatura, entre otros pro-

cesos.

� La AEN-OCDE está elaborando una serie de bases de da-

tos termodinámicas que será una referencia fundamental

para la investigación y los estudios de seguridad.

� Los datos correspondientes al U, Pu, Tc y Np ya están pu-

blicados.

� Estas bases de datos contienen las constantes termodiná-

micas (entalpías de formación, energía libre de formación,

entropía y capacidad calorífica) para las distintas y más fre-

cuentes especies en que estos radionucleidos pueden

presentarse.

� Las constantes de solubilidad, equilibrio, etc, podrán de-

ducirse a partir de estos datos conociendo las condicio-

nes consideradas.

� Los principales mecanismos de interacción de los radio-

nucleidos con la materia son: sorción, difusión, advección,

corrosión, bioacumulación, precipitación, coprecipitación,

disolución, complejación y formación de coloides.

Parte B - 1. Introducción al comportamiento de los actínidos y productos de fisión en el medioambiente - 89

Comportamiento de los actínidos y productos de fisión:lo más relevante (continuación).

� Es imprescindible para la gestión de residuos radiactivos

disponer de conocimientos referentes a:

� Datos físico-químicos de los radionucleidos.

� Datos de los coeficientes de interacción radionuclei-

do/componente.

� Tecnologías para caracterizar la forma química en que

se encuentran los radionucleidos.

� Modelos conceptuales y matemáticos explicativos de

los procesos e interacciones consideradas.

Laboratorio de medida in situ de

parámetros físico-químicos del agua,controladores de la movilidadmedioambiental de actínidos

y productos de fisión.

Barreras

de ingeniería:

el combustible como

primera barrera

y término fuente

2Parte B - 2.

Barreras de

ingeniería: el

combustible como

primera barrera y

término fuente

1. Características iniciales

El combustible gastado llegará al repositorio después de haber sufri-

do un largo período de enfriamiento entre 15 ó 50 años como mínimo.

Durante este período los radionucleidos iniciales, a la salida del reac-

tor, habrán continuado sus procesos de desintegración radiactiva por

lo que el inventario (tipos y concentraciones de isótopos existentes)

variará con el tiempo.

El grado de quemado es la cantidad de energía que ha generado el

combustible durante su permanencia en el reactor. La estancia me-

dia del combustible es de aproximadamente 3 años y el quemado

suele ser de 40.000 MWd/tU, si bien se tiende a aumentar para me-

jorar los rendimientos de producción eléctrica. A medida que au-

mente el grado de quemado, el combustible, será más radiactivo y

más complejo.

Una vez que se extrae del reactor, los procesos nucleares que se pro-

ducen serán exclusivamente los derivados de la desintegración ra-

diactiva de los radionucleidos presentes, con la consiguiente emisión

de calor y radiación. Para conocer el inventario se aplica internacional-

mente el código ORIGEN, que permite calcular la evolución de radio-

nucleidos presentes con el tiempo.

Cabezal superior (SS-304)

Cabezal inferior (SS-304)

Rejilla superior(Inconel-718 / SS-304)

Rejilla inferior(Inconel-718 / SS-304)

6 rejillas intermedias(Zircaloy-4)

1 tubode instrumentación(Zircaloy-4)

24 tubos guía(Zircaloy-4)

264 barrasde combustible(Zircaloy-4 + UO2

Vaina(Zircaloy-4)

Pastillasde UO2

Elemento combustible de referencia17x17 PWR AEF-ENUSA.

Parte B - 2. Barreras de ingeniería: el combustible como primera barrera y término fuente - 91

En el estudio de la liberación de radionucleidos desde el combustible

gastado hay que considerar la variación del inventario inicial por el

tiempo transcurrido hasta que dicha liberación pueda producirse,

coincidiendo con la degradación de la cápsula. Estos tiempos po-

drán ser muy variables pero nunca inferiores a 1000 años. Es por ello

que en muchos casos para estudiar el comportamiento del combus-

tible se toma como tiempo inicial, a efectos de inventario radiactivo,

1000 años.

2. Condiciones que controlan

el comportamiento

del combustible

� Temperatura: Los combustibles irradiados o gastados van a

ser emisores de calor. Esta emisión, debido a la presencia

de radionucleidos de vida corta, irá disminuyendo con el

tiempo. A la salida del reactor un elemento combustible de

referencia tiene una potencia térmica residual mayor de 800

KW/tm pero disminuye rápidamente, de forma que a los 5

años es de 100 W/tm y de 30 W/tm a los 1000 años. Los es-

tudios de comportamiento del combustible en las etapas

iniciales deben considerar el efecto de la temperatura en las

posibles reacciones.

� Radiación: La emisión de radiación será alta y de tipo �, ß y

�. No obstante, para estudiar sus efectos, la radiación más

importante será la radiación �, dado que, como veremos

más adelante, puede producir reacciones de radiolisis del

agua.

Cuando las partículas � atraviesan el agua le suministran la

energía que llevan. El resultado de esa absorción de energía

por el agua es el proceso denominado de radiolisis, que no

es sino su descomposición en sus componentes elementa-

les H2 y O2 con la producción también de H2O2, así como de

helio.

El H2 es un elemento reductor pero dado su carácter gaseo-

so y su gran difusividad saldrá rápidamente del sistema, en

el que sólo quedarán el O2y el H2O2 que son muy oxidantes.

La penetración de las partículas � en el agua está limitada a

una distancia de 50 �m, por lo que, cuando el agua proce-

dente de las barreras de ingeniería llegue al combustible,

una vez degradada la cápsula, aunque las condiciones ge-

nerales serán reductoras, habrá una finísima película de 50

�m de espesor en contacto con el combsutible, donde po-


Piscina con elementos combustibles(ATC sueco).

dría haber condiciones oxidantes. Este hecho co

comportamiento del combustible y la posible salid

dionucleidos por la oxidación superificial de éste.

� Condiciones físico-químicas e hidrodinámicas: d

campo próximo apenas habrá movimiento de agu

que el movimiento de los iones será a través de m

mos difusivos. La cantidad de agua estará limitad

mentalmente, por la porosidad del medio y por ta

extraordinariamente baja. Es por ello que a veces

de procesos de corrosión del combustible, y otras

lución o lixiviación. Hay que indicar que bajo estas c

nes, de bajísimo volumen de agua, es muy fácil alc

condiciones de saturación en que precipita la mayo

elementos que se liberan del combustible. Precis

esos procesos de precipitación de los radionuclei

rados, estarán muy condicionados por las carac

químicas del agua que llegue al combustible. El agu

rránea de la formación geológica hidratará la bento

rán las especies solubles de la bentonita las que c

narán la química del agua. Esta composición quími

riando relativamente con el tiempo, siendo los pa

más importantes la concentración de bicarbonato

el pH. Otro aspecto importante es que, para que el

gue al combustible se tiene que haber degradado l

la y esa degradación significaría la incorporación

de hierro a las aguas subterráneas.

� Condiciones mecánicas: El sistema

degradada estará sometido a la pre

Mientras el contenedor mantiene sus

rales será él quien soporte la presión

degradación del contenedor generará

rro de mayor volumen que el inicial de

la presión de bentonita dará lugar, fina

men de huecos y por tanto el conten

mo. Desde el punto de vista químico

nes de corrosión-lixiviación podrían no

ciones físicas, químicas y mecánicas

� Superficies de reacción: La superfici

puesto al contacto con el agua será u

locidad de reacción. Cuanto mayor es

mayor será el número de grietas y po

Parte B - 2. Barreras de ingeniería: el comb

ntrola el

a de ra-

entro del

a, por lo

ecanis-

a, funda-

nto será

se habla

de diso-

ondicio-

anzar las

37*106

37*103

37*10

10 102 103 104 105 106 107

ACTINIDOSPRODUCTOS DE FISIÓNTOTAL

ACTIV

IDAD

engig

a-be

quere

lios

1cu

rio=

37gig

abeq

uerel

ios

TIEMPO (AÑOS)

MINERAL DE URANIO

Comparación entre la radiactividad

de los residuos y la radiactividad natural.

ría de los

amente,

dos libe-

terísticas

a subte-

nita y se-

ondicio-

ca irá va-

rámetros

s, el Eh y

agua lle-

a cápsu-

de iones

combustible-cápsula

sión de la bentonita.

propiedades estructu-

de hinchamiento. La

oxihidróxidos de hie-

l acero, lo que unido a

lmente, a que el volu-

ido de agua sea míni-

las posibles reaccio-

progresar por restric-

.

e del combustible ex-

n factor clave en la ve-

el grado de quemado

rosidad del combusti-

Vaina deZircaloy

Poros atrapados(Matriz de UO )2

Grietas(Huelgo)

Depósitosde productosde corrosión(CRUD)

Huelgo Límitede grano

Matrizde UO2

Sección de una barra

de combustible irradiado.

ustible como primera barrera y término fuente - 93

ble, lo que puede conducir a mayores superficies de reac-

ción. Un valor razonable de superficie del combustible irra-

diado es de 72 cm2/g.

3. Mecanismos

de liberación

de radionucleidos.

En primer lugar hay que indicar cómo están distribuidos espacial-

mente, y en qué forma química los distintos radionucleidos. Así,

desde el punto de vista de distribución espacial, la situación es la si-

guiente:

� Vaina: Contendrá fundamentalmente 14C.

� Huelgo (Hueco combustible-vaina): 14C, 129I, 126Cs, 127Cs,79Se, 99Tc, 90Sr.

Límites del grano: 14 C, 129I, 136Cs, 137Cs, 79Se, 90Sr,, 99Tc.

Burbujas en la matriz y grietas: Xr, Xe, Br, I.

Matriz de UO2: 98% de actínidos y productos de fisión.

s químicas con que aparecen los radionucleidos son: es-

seosas (gases de fisión y productos volátiles que se con-

n huecos y burbujas), precipitados metálicos o aleaciones

Ru, Rh, Pd, Ag, Cd, In, Sr, Sb y Te), óxidos (Rb, Cs, Ba, Zr,

Te) y disueltos en la matriz (actínidos, Sr, Zr, Nb, T.R.).

rdo con esta distribución, en el momento de la degrada-

�

�

�

Las forma

pecies ga

centran e

(Mo, Tc,

Nb, Mo y

De acue

H H2

OH O2H2O 2OO O2HO2 HOE

-

H+ OH-

H2O

� radiación

- -

2-

Disolución

DifusiónHomogenización

Modelo conceptual del disoluciónoxidativa del combustible gastado.

ción de la cápsula se produciría la liberación de los radionucleidos

contenidos en el huelgo y en los límites superficiales de los granos,

si bien, su concentración es casi despreciable en comparación

atriz de UO2, que es la que realmente con-

eración de los radionucleidos de la matriz

controlada por la oxidación generada por los

uctos oxidantes producidos en la radiolisis

gua, O2 y H2O2 y está limitada a una finísima

ula (50 �m) rodeando los granos de la matriz

ombustible. Así, se produciría una oxidación

superficie del combustible que en contacto

os ligandos acuosos provocaría la disolución

ranio, dado que en su forma oxidada (U6) es

le. Sin embargo se alcanzará rápidamente la

ación precipitando especies secundarias

inmovilizarían gran parte de los actínidos y

con la existente en la m

trola la liberación.

La lib

está

prod

del a

pelíc

del c

de la

con l

del u

solub

satur

que

UO2

2.33

-+H+ + UO (OH)2 +

(aq)

OXIDACIÓN DEL SÓLIDO

-U(VI)

2.33

--+O2

-U(IV) -U(VI)

--U(IV)UO2

EspectroscopíaFotoelectrónica deRayos-X (XPS):permite estudiarel proceso deoxidación del sólido

-U(IV)

-U(IV)

Experimentalmente se halló quela velocidad de disolución puede expresarse como: r =k [H ] [O ]dis 2

+ m n

UO2UO2

Mecanismos de disolución oxidativa

del combustible gastado.


productos de fisión. Sólo los elementos más mó

les como I, Cs, Cl, etc. pasarían a solución pa

empezar a reaccionar con el resto de compone

tes del repositorio. Las condiciones reductor

prevalecen en el entorno del combustible, fuera d

la fina película citada, siendo los actínidos y pr

ductos de fisión, sensibles al potencial redox,

solubles en dichas condiciones.

La presencia de hierro facilita la coprecipitación d

especies secundarias de uranio y otros actínido

La presencia de bicarbonatos sin embargo dific

taría la precipitación al formar complejos estable

bien las condiciones reductoras existentes, a m

combustible, provocarían su reducción y precip

El proceso global que tendría lugar en muy largo

(>1 millón de años) es la transformación de la

mas amorfas de UO2 estables en las condicione

que indicar que se conocen más de 170 espec

nio. En el proceso se incorporan al agua los pr

mayor movilidad y más inertes al pH y al potenc

alcalinos y alcalinoterreos).

Los productos de degradación de la cápsula so

con que se encuentran los radionucleidos libera

capacidad de adsorción superficial de estos m

dos de hierro).

El modelo de liberación, denominado disolució

se ha descrito e implica la generación de oxida

oxidación superficial de la matriz de UO2, solubil

capa oxidada y reducción e inmovilización do

condiciones oxidantes radiolíticas.

Como se ha descrito anteriormente el conocim

miento del combustible a largo plazo es fundam

luar la seguridad de un repositorio. Esto hace n

datos precisos y fiables de los principales proc

en la estabilidad a largo plazo del combustible

Sin embargo, investigar y progresar en el cono

de materiales está condicionado por:

Parte B - 2. Barreras de ingeni

vi-

ra

n-

as

e

o-

in-

e

s.

ul-

s con el uranio (VI), si

ayores distancias del

Reducción de U(VI) y

precipitación de UO2

Límite de solubilidad:

4.0( 2.0) 10 mol dm� · -8 -3

Cinética de

Precipitación/Reducción:

[U] = [U] + ( [U] -[U] ) eo f-kt

f

Efecto del Fe en la disolucióndel combustible gastado.

itación.

s períodos de tiempo

matriz de UO2 en for-

s de repositorio. Hay

ies estables del ura-

oductos de fisión de

ial redox (halógenos,

n la siguiente barrera

dos, dada la elevada

ateriales (oxihidróxi-

n oxidativa es el que

ntes por radiolisis, la

ización posterior de la

nde no alcancen las

4. La investigación

y la tecnología

del combustible

iento del comporta-

ental para poder eva-

ecesario disponer de

esos que intervienen

gastado.

cimiento de este tipo

ería: el combustible como primera barrera y término fuente - 95

Modelación de la solubilidadobtenida en el DIQ-UPC (así

como de valores bibliográficos)a distintos valores de {pH+pe}

y para distintos grados de

cristalinidad de la matriz delcombustible nuclear gastado.

� La complejidad de los procesos

� La necesidad de instalaciones adecuadas

Desde el punto de vista de la complejidad hay que indicar que son

numerosas las variables que inciden en los procesos de liberación de

radionucleidos: Producción de oxidantes por radiolisis, conocimiento

de fases secundarias de uranio que inmovilizan los actínidos, efectos

de la presencia de complejantes, efecto de la presencia de hierro,

etc. Esto implica el desarrollo de ensayos sistemáticos para el análisis

de cada uno de estos procesos, el análisis de su efecto conjunto, el

efecto de la evolución como consecuencia de las condiciones físi-

co-químicas y de la química del agua, etc.

El desarrollo de este importante programa experimental sería fácil-

mente abordable si no fuera porque el combustible irradiado es un

material muy radiactivo, que exige trabajar en instalaciones debida-

mente aisladas y robotizadas (celdas calientes). Además el material

con el que se trabaje será un residuo de alta actividad y por tanto de-

berá estar establecida su gestión una vez finalizado el experimento.

Todo esto limita el tipo de experimentos a realizar e impone el que

cualquier ensayo esté perfectamente diseñado y analizado.

En el caso de España, donde no hay celdas calientes operativas en

investigación, el estudio del combustible irradiado se ha abordado de

la siguiente forma:

� Utilizando materiales análogos al combustible (UO2 sin irra-

diar, simfuel y uraninitas naturales).

� Desarrollando proyectos de colaboración con instituciones

con infraestructura adecuada, tales como el FzK y el JRC de

Karlsruhe (Alemania).

La utilización de materiales análogos como el simfuel, el combustible

sin irradiar (UO2) y óxidos de uranio naturales (UO2) similares en es-

tructura y composición al combustible, han permitido realizar un gran

número de ensayos preliminares y preparativos de los que se realiza-

rán directamente con combustible en celdas calientes. Estos ensa-

yos preliminares se aproximaban más a la realidad al utilizar fuentes

externas de radiación, o presencia abundante de oxidantes, similares

a los de tipo radiolítico.

Los resultados de estos experimentos han permitido disponer de da-

tos muy precisos del comportamiento del combustible y la identifica-

ción de los aspectos más críticos que deberán ser verificados en en-

sayos con combustible real. En muchos casos se han podido esta-


Simfuel

UO sin irradiar2

Combustibleirradiado (UO )2

Materiales para el estudio

del comportamiento delcombustible gastado alargo plazo

blecer correlaciones entre ensayos con combustible

y ensayos con análogos, lo que ha permitido esta-

blecer modelos de comportamiento a largo plazo

con este tipo de experimentos.

Los grupos de investigación promovidos por

ENRESA han desarrollado tecnologías para estudiar

tanto las propiedades físicas del combustible irradia-

do (porosidad, densidad, permeabilidad, superficie

específica, etc.) como procesos relacionados con el efecto de la pre-

sencia de H2O2, CO3H-, Fe, salmueras, etc. en las tasas de corro-

sión-disolución. Se ha abordado también el estudio de los mecanis-

mos de disolución oxidativa, la solubilidad de actínidos y productos

de fisión, la identificación de fases secundarias que immovilizarían los

radionucleidos liberados, la influencia de la radiación, condiciones re-

dox, superficies de reacción y centros de coordinación, etc.

Con todo ello, se ha generado un importante volumen de datos y de

técnicas, se han adquirido conocimientos y experiencia operativa

para la caracterización de este tipo de materiales que han posibilitado

la participación en proyectos internacionales.

En definitiva se ha creado un grupo español de soporte que asegura

la disponibilidad y mejora de los conocimientos que en relación con el

combustible, se vayan generando para su utilización en evaluaciones

de la seguridad, cada vez más robustas, fiables y representativas y en

la mejora del diseño de las instalaciones.

Este grupo aglutina investigadores españoles con experiencia inter-

nacional procedentes de CIEMAT, UPC-Dpto. de Ingeniería Química

y Enviros QuantiSci que participan tanto en investigaciones en el Insti-

tuto de Transuránicos de Karlsruhe como en proyectos del programa

marco de la UE.

Las actividades en este campo deberán focalizarse en el futuro y en la

medida de lo posible en investigaciones lo más realistas posible tanto

en lo referente a materiales (combustible gastado) como a condicio-

nes similares a las del repositorio.

Otras actividades deben considerar el comportamiento de combusti-

bles con mayores grados de quemado, mejorar los modelos de diso-

lución, con un conocimiento más preciso de los mecanismos impli-

cados, mejora del conocimiento del comportamiento de los produc-

tos secundarios (estabilidad y la capacidad de inmovilización de ra-

dionucleidos), etc. Todo ello permitirá ir reduciendo la incertidumbre


Ensayos estáticos de lixiviación del UO2.

Ensayos dinámicos

de lixiviación del UO2.

en las evaluaciones de la seguridad, cambiando aproximaciones

conservadoras por datos reales.

Los resultados, experiencia y capacidades desarrolladas para el es-

tudio del comportamiento del combustible gastado serán de aplica-

ción en otros ámbitos de la gestión de residuos radiactivos como es

el caso de la separación de radionucleidos, con vistas a su transmu-

tación y el comportamiento del combustible durante su almacena-

miento temporal.


Para saber más

� Arcos, D., Bruno, J., Duro, L., Grivé, M. (2000) “Desarrollo de un

modelo geoquímico de campo próximo” Publicación Técnica de

ENRESA 4/2000.

� Casas, I., De Pablo, J., Rovira, M. (1998) “Disolución del UO2(s) en

condiciones reductoras oxidantes”. Publicación Técnica de

ENRESA 11/98.

� Diaz, P., Cobos, J., Quiñones, J., Rodríguez, J.L., Serrano, J.

(2001) “Almacenamiento definitivo de residuos de radiactividad

alta. Caracterización y comportamiento a largo plazo de los com-

bustibles nucleares irradiados (II). Publicación Técnica de

ENRESA 03/2001.

� ENRESA (2001) “IVas Jornadas de Investigación y Desarrollo Tec-

nológico en gestión de residuos radiactivos VOL. I”. Publicación

Técnica de ENRESA 7/2001.

� Quiñones, J., Bruno, J., Martínez-Esparza, A., et al (2000) “Cálculo

de la generación de productos radiolíticos en agua por radiación �.

Determinación de la velocidad de alteración de la matriz del com-

bustible nuclear gastado”. Publicación Técnica de ENRESA 2/2000.

� Serrano, J. (2000) “Caracterización y lixiviación de combustibles

nucleares irradiados y de sus análogos químicos”. Publicación


Celdas de ensayo para caracterización

de propiedades físicas.


Barreras de Ingeniería:

Forma química del residuo.

Procesos, parámetros y

mecanismos

Factores internos que controlan el comportamientodel combustible irradiado

� Temperatura (función del grado de quemado).

� Irradiación (función del grado de quemado).

� Superficies de reacción (función del grado de quemado).

� Características físico-químicas y termodinámicas de los

radionucleidos liberados.

Factores externos que controlan la liberación/precipitaciónde radionucleidos

� Condiciones hidrodinámicas (funcionamiento de sistemas

cápsula-barrera).

� Condiciones físico-químicas (funcionamiento del sistema

cápsula-barrera de arcilla).

� Presencia de aniones complejantes (SO4� , CO3H

� , PO4� , etc.).

� Presencia de coloides inorgánicos de arcilla y/o orgánicos.

� Presencia de hierro.

Procesos relacionados con la liberación de radionucleidosdesde el combustible

� Generación radiolítica de oxidantes.

� Consumo de oxidantes.

� Mecanismos de oxidación superficial del UO2.

� Mecanismos de disolución del UO2.

� Formación de productos secundarios.

� Movilización/inmovilización de productos secundarios.


Mecanismos principales de liberación de actínidos yproductos de fisión. Disolución oxidativa de la superficiedel UO2: Secuencia del proceso

� Generación radiolítica de oxidantes.

� Oxidación superficial del UO2.

� Disolución de uranio oxidado.

� Paso a solución de los radionucleidos liberados.

� Reducción del uranio (VI) y de los actínidos sensibles a

cambios redox.

� Precipitación del uranio y actínidos asociados.

� El proceso de oxidación está controlado por la cinétida de

la disolución de la capa oxidada que es más lenta que la

del de oxidación.

Parámetros que deben ser controlados

� Producción de oxidantes radiolíticos.

� Consumo de oxidantes.

� Difusión de H2.

� Cinética de la oxidación.

� Cinética de la disolución.

� Fases secundarias de uranio estables.

� Presencia de complejantes (SO4, CO3H� , PO 4

� ).

� pH, Eh y su evolución.

� Fuerza iónica.

� Temperatura.

� Especiación de radionucleidos liberados.

� Concentración de Fe.

� Cinética de los procesos de co-precipitación con hierro.

� Relación sólido/líquido de las reacciones UO2/H2O.

� Especies hidrolizadas de los radionucleidos liberados,

bien como gases, bien en bordes de grano, bien en solu-

ción sólida con el UO2.


Forma química del residuo.


mecanismos

Barreras

de ingeniería.

Cápsulas metálicas

1. Principios básicosLas cápsulas metálicas son un componente básico dentro del con-

cepto multibarrera de un repositorio, tanto durante su fase operacio-

nal como a largo plazo.

Durante la fase operacional las cápsulas metálicas deben:

� Confinar herméticamente los residuos.

� Proteger estructuralmente al combustible frente a las tensio-

nes operacionales o accidentales durante la operación.

� Blindaje biológico que permita una adecuada manipulación

� Garantía de subcriticidad.

� Disipación del calor.

� Recuperabilidad de los residuos.

Durante el largo plazo el papel de la cápsula será:

� Conferir resistencia estructural frente a movimientos del te-

rreno.

� Retardar al máximo la llegada de agua al combustible.

� Disipar el calor adecuadamente.

� Retardar los radionucleidos por reacción con los productos

de degradación.

Parte B - 3. Barreras de ingeniería. Cápsulas metálicas - 101

3Parte B - 3.

Barreras de

ingeniería.

Cápsulas

metálicas

Cápsula metálica acero-cobre.

La cápsula debe permitir el manejo del combustible desde la planta

de encapsulado hasta el área de almacenamiento en el repositorio.

Esa manejabilidad significa una determinada capacidad de blindaje,

una resistencia frente a los impactos, tracciones o hipotéticas caídas

que pudieran generarse durante el transporte o la colocación, una

adecuada disipación del calor, que mantenga una temperatura en el

entorno de los 100ºC en la superficie de la cápsula, una absorción de

neutrones que mejore la no criticidad del sistema, y una integridad

que permita la recuperación de los residuos, durante el período ope-

racional del repositorio, o pasadas unas pocas centenas de años si

fuera necesario.

Durante el largo plazo la cápsula debe conservar sus propiedades de

confinamiento, hermeticidad y resistencia estructural cuanto más me-

jor. La durabilidad de diseño de la cápsula estará relacionada con las

erísticas de la barrera geológica. Cuanto mejor sea la capaci-

onfinante e impermeabilidad de dicha barrera, más se podrá

zar el material y espesor de la cápsula.

tudios de corrosión del acero al carbono, material de referencia

RESA, alcanzan durabilidades superiores a los 10.000 años sin

go en las evaluaciones de la seguridad se les asigna como va-

y conservativo solo 1000 años. Será en este período cuando se

cirá el mayor decaimiento de la emisión térmica del residuo y la

ita alcance su saturación. La conservación del blindaje impe-

e pueda producirse radiolisis del agua de saturación de la ben-

Resistencia a la corrosión del contenedor.

caract

dad c

optimi

Los es

de EN

embar

lor mu

produ

benton

dirá qu

� alfa

� beta

� gamma Rayos X

Neutrones

Aluminio Plomo Hormigón

Resistencia térmica y a la radiación.

tonita y generar un ambiente oxidante en ésta.

La durabilidad químico-estructural de la cápsula metálica estará con-

dicionada por su comportamiento frente a los procesos de corrosión,

mo de degradación de los materiales me-

os.

materiales candidatos para la fabricación

la cápsula son muy variados y así se refleja

las decisiones que a ese respecto han to-

do los distintos países.

sicamente y en base al comportamiento

te a la corrosión, los materiales metálicos

a la fabricación de cápsulas se agrupan en

teriales estables y materiales consumibles.

que es el principal mecanis

tálic

Los

de

en

ma

Bá

fren

par

ma

PROCESOS QUE ACTUANSOBRE LA CAPSULA

PROPIEDADESEXIGIBLES

Resistenciamecánica

Pesistenciatérmica

y a la radiación

Resistenciaa la corrosióncorrosión

EFECTOSQUIMÍCOS

EFECTOSTÉRMICOS Y

RADIOLÓGICOS

EFECTOSMECÁNICOS

calor, desintegración radiactiva,radiación (alfa, beta,gamma y neutrónica

presión de heliofuerzasinternas

fuerzasexternas

Tensionesresiduales demanufactura hinchamiento

de la bentonita,presión hidrostática,

hinchamiento deprod. de corrosión


2. Procesos de corrosión

y clasificación

de materiales metálicos

Corrosión

El comportamiento frente a la corrosión es el criterio fundamental para

la selección del material metálico.

Cuando se analiza el comportamiento frente a la corrosión hay que

considerar, además del material en sí, las soldaduras que serán ne-

cesarias para el cierre estanco de la cápsula una vez

introducido el combustible.

Aunque las condiciones físico-químicas a que esta-

rán sometidas las cápsulas serán reductoras habrá,

desde que se sature la bentonita, una presencia de

agua con especies disueltas más o menos corrosi-

vas así como actividad microbiológica que darán lu-

gar a procesos de corrosión. El propio agua es, a largo plazo, el

principal agente de corrosión.

Los principales procesos de corrosión que podrán tener lugar son:

� Corrosión generalizada: Es el modo más común de corro-

sión, caracterizándose por una reacción química o electro-

química que tiene lugar de forma uniforme en toda la superfi-

cie expuesta. El material original pierde espesor, transfor-

mándose en una capa de productos de corrosión de mayor

volumen que el inicial.

� Corrosión localizada: El proceso de corrosión se limita a

áreas específicas difíciles de predecir. Se producen huecos

o fisuras que llegan a atravesar el material sin apenas formar

productos de corrosión.

� Corrosión bajo tensión: Es un proceso de corrosión localiza-

da que puede deberse a la interacción simultánea y combi-

nada de una tensión mecánica (externa o residual) y un me-

dio específico, conduciendo a la generación y propagación

de una grieta, incluso hasta la rotura. La composición del me-

dio, temperatura, tensión, tipo de metal y proceso metalúrgi-

co son las variables que influyen en este tipo de corrosión.

Por ejemplo, el acero inoxidable puede presentar corro-

sión bajo tensión en ambientes ricos en cloruros. Al cobre

le ocurre lo contrario.

En la cápsula de almacenamiento las soldaduras son zonas

con tensiones residuales. A estas tensiones hay que añadir las


CORROSIÓNGENERALIZADA

CORROSIÓNINTERGRANULAR

CORROSIÓNPOR PICADURA

CORROSIÓNBAJO TENSIÓN

La corrosión es la principal causa de fallo de la cápsula

G A

Procesos de corrosión

Corrosión bajo tensiónde probetas de acero.

derivadas de la presión de la roca y de la bentonita, que actua-

rían como presiones externas. Este tipo de corrosión debe

considerarse, por tanto, en los materiales de las cápsulas.

� Corrosión por solapamiento: Se produce en zonas solapa-

das con aireación diferencial (dificultad de acceso del oxíge-

no) y presencia de aniones despasivantes que generan di-

ferencias de concentración provocando la disolución del

metal en dicha zona. Es un proceso autocatalítico que una

vez que se inicia se propaga cada vez con mayor rapidez.

� Corrosión microbiológica: Es debida a la presencia de mi-

croorganismos, fundamentalmente bacterias, que en su

metabolismo generan productos oxidantes. La presencia

de agua y el calor favorecerán el desarrollo de actividad mi-

crobiológica en el repositorio.

� Corrosión electroquímica: Es debida al contacto entre un

metal y otro más noble, si poseen diferencias notables de

potenciales redox.

Considerando los procesos de corrosión y el tipo de productos se-

cundarios, el comportamiento de los principales materiales metáli-

cos, en condiciones de presencia de aguas de salinidades altas (ar-

cillas y sales) o bajas (granitos), es el siguiente:

� Materiales estables o pasivos: Entre estos materiales esta-

bles se incluyen el acero inoxidable, las aleaciones de titanio

y las aleaciones de níquel. Han optado por estos materiales

Canadá (cápsulas de titanio), Estados Unidos (acero inoxi-

dable), Reino Unido (aleaciones de titanio o níquel) y Rusia

(acero inoxidable).

r su elevada resistencia a la corrosión, con

de corrosión generalizada, pudiendo no

obstante sufrir ataques localizados y pre-

sentar fallas por rotura frágil, acelerada bajo

condiciones extremas. Requieren poco

espesor de pared pero deben ser estructu-

ralmente soportados internamente.

Acero inoxidable. Resistente a la corrosión

bajo tensión, por solapamiento y generali-

zada en medio salino y en medio graníti-

co, al menos hasta 90ºC. Proporciona un

buen blindaje.

PAW

Estudios de corrosión de unionessoldadas.

Corrosión por solapamientode titanio y sus uniones soldades.

Se caracterizan po

muy bajas tasas

ELECCION DEL MATERIAL

MATERIALES METALICOS

MATERIALESNO METALICOS

Estables Cobre

Consumibles

Resistentesa la corrosión

Aceroal carbono

Titanio

- inmune a la corrosión en ambiente reductor- poca estabilidad mecánica

- facil mecanización y conformado- corta vida de servicio- generación y posible acumulación de gas

- resistente a la corrosión en casi todos los ambientes- facil mecanización, conformado y soldadura- sensible a corrosión localizada y a la fragilización por H2

- buena resistencia a la corrosión- fabricación dificil en grandes cantidades

Característicasde los principales materiales metálicos.


Aleaciones de titanio. Todas las aleaciones consideradas

son resistentes a los distintos tipos de corrosión en los tres

ambientes de almacenamiento.

Aleaciones de níquel. Resistente a todos los procesos de

corrosión en todos los ambientes.

� Materiales consumibles (no pasivos): Se caracterizan por-

que sin ser resistentes a la corrosión generalizada, ésta es

lenta y predecible. Requerirán grandes espesores, para

asegurar la estanqueidad y propiedades estructurales du-

rante los largos períodos de tiempo requeridos (más de

1000 años).

Entre estos materiales se encuentra el acero al carbono

(acero de fundición), el cobre electrolítico y las aleaciones

de cobre. Los países que han optado por estos materiales

son: Suecia (cobre y acero al carbono), Finlandia, Canadá

(cobre con relleno de plomo fundido), Japón (acero al car-

bono), Suiza (acero al carbono). ENRESA en sus diseños

preliminares considera la cápsula de acero al carbono si

bien, como otras muchas cosas, no es una decisión definiti-

va sino de tipo genérico para realizar las evaluaciones de la

seguridad.

Acero al carbono: En medios salinos y hasta 170ºC es resis-

tente a la corrosión bajo tensión, si bien el hidrógeno que se

genera puede fragilizarlo. Se observa corrosión generaliza-

da con una velocidad de corrosión de 4 �m/año.

En aguas de tipo granítico no se observa corrosión bajo ten-

sión siendo la velocidad de corrosión generalizada de 6

�m/año.

La mecanización y el conformado es fácil. La vida útil es cor-

ta y genera gas en la corrosión.

El acero al carbono, sin alear, es un buen candidato para la

fabricación de cápsulas en medio salino y medio granítico.

En medio arcilloso su espesor debería ser mayor. Los pro-

ductos de degradación del acero al carbono, Fe3O4, Fe2O3 y

Fe (OH)2contribuyen a mantener la capacidad de reducción

en el repositorio y además estos materiales presentan una

elevada capacidad de retención de radionucleidos.


Prototipo decápsula de acero

inoxidable (3 m dealtura y 60 cm de

diámetro).

Cápsula de acero al carbono.

Microfracturas de grietasde corrosión en acero al carbono.

Su fabricabilidad es muy buena y su coste asequible.

Cobre: Resistente a la corrosión si bien tiene poca estabili-

dad mecánica. El sellado de las cápsulas no es hoy un pro-

ceso industrial, si bien las investigaciones están muy avan-

zadas.

Aleaciones de titanio y de cobre: No son sensibles a los pro-

cesos de corrosión tanto bajo tensión como por solapa-

miento. Sensibles a la corrosión localizada y fragilización por

hidrógeno.

3. Productos de corrosión

(Acero al Carbono)

ENRESA para sus diseños preliminares, ha considerado como mate-

rial de referencia el acero al carbono.

Dado el tipo de corrosión, anaeróbica, que puede tener lugar en el re-

positorio y considerando contenedores de acero al carbono, los prin-

cipales productos de corrosión que se generan son:

� Oxidos e hidróxidos de hierro.

� Gas hidrógeno.

Oxidos e hidróxidos de hierro Durante la fase operacional de un repositorio, e inmediatamente des-

pués de su clausura existirá un importante volumen de aire que habrá

quedado retenido en los poros de la roca y la bentonita. Bajo estas

condiciones podría iniciarse un proceso de corrosión aeróbica que

no obstante apenas tendría efectos.

Una vez consumido este aire, la corrosión anaeróbica será el proceso

dominante y comenzaría después de saturarse la bentonita en agua y

que esta se ponga en contacto con el contenedor. Bajo estas condi-

ciones y frente al hierro del acero al carbono el agua actúa como oxi-

dante.

Las reacciones simplificadas del proceso total son:

3 Fe (s) + 4 H2O (e)�� Fe3O4(s) + 4 H2(g)

Fe(s) + 2 H2O(e)�� Fe(OH)2(s) + H2

El compuesto Fe3O4 es magnetita y Fe(OH)2ó FeO (O4)n es gohetita.

Estas reacciones son dominantes a pH alcalino (>7). La mayor o me-

nor formación de cada uno de estos compuestos estará en relación


Espectro DRX de productos de corrosióngenerados en probeta de acero S355 enbentonita.

con las condiciones redox. Cuanto mayor sea la ca-

pacidad reductora del sistema, mayor proporción se

formará de magnetita. El pH, la concentración de clo-

ruros y la temperatura serán los efectos que dominen

la velocidad de corrosión.

El hidrógeno generado, si alcanza una elevada pre-

sión podría impedir que la corrosión progresara pero,

dada su gran difusividad, no se alcanzarán dichas

presiones (76 Mpa para la magnetita). Otro aspecto a

considerar es la presencia de CO2. Si existe CO2 im-

plicará condiciones más ácidas, la corrosión progre-

saría más deprisa y el producto formado sería sideri-

ta, en competencia con la magnetita y la gohetita.

El hidrógeno generado una vez que alcance una determinada pre-

sión, se difundirá a través de la bentonita y posteriormente a través de

la barrera geológica. Su principal efecto será la posibilidad de modifi-

car los procesos de transporte en la bentonita. Este tema se tratará en

el apartado de barreras de arcillas compactadas.

4. Investigación y tecnología

en materiales metálicos

Dadas las grandes aplicaciones industriales de todos los materiales

metálicos citados, existe en este campo, en España, una importante

infraestructura tecnológica que suministrara, cuando así se requiera,

el apoyo tecnológico a la gestión de residuos.

ENRESA ha focalizado sus actividades en el desarrollo de ensayos de

los distintos tipos de corrosión sobre numerosos materiales candidatos

al objeto de obtener datos precisos sobre sus tasas de

corrosión en los ambientes del repositorio en granitos,

sales y arcillas.

Estos estudios se están completando con el estudio

de análogos arqueometalúrgicos, cuyo objetivo sería

comparar los estudios de corrosión en el laboratorio,

de corta duración, con los procesos de corrosión de

materiales similares de piezas arqueológicas cuida-

dosamente seleccionadas y que permitan analizar

procesos de corrosión de varios miles de años de

duración, así como analizar posibles cambios es-

tructurales que hayan podido acontecer durante es-

tos largos períodos de tiempo.


Modelo Cinéticor3-ro3=k · t k=D · · er:ro:D::e:

�

�

Radio de la partícula en cualquier tiempoRadio críticoCoeficiente de difusiónEnergía interfacial de la partícula matrizConcentración en el equilibrio

Cambios microestructurales porenvejecimiento de materiales metálicos.

Análogo natural.

Difusión de elementos a través

de los óxidos. Análogo natural.

Desde el punto de vista de estudios de corrosión, INASMET y CIEMAT

disponen de los conocimientos y las tecnologías que la gestión de re-

siduos radiactivos requiere para el área de selección y evaluación del

comportamiento a largo plazo de cápsulas metálicas. Desde el punto

de vista de fabricación, existen empresas españolas con una dilatada

experiencia en la construcción de sofisticados equipos con materia-

les metálicos en el ámbito nuclear.


Máquinas de ensayo SSRT.

Para saber más

� Azkárate, I., Madina, V., Insausti, M. (1999) “Estudios de corrosión

de materiales metálicos para cápsulas de almacenamiento de re-

siduos de alta actividad”. Publicación Técnica de ENRESA 4/99.

� Criado, A., et al. (2000) “Análogos arqueológicos e industriales

para almacenamientos profundos: Estudio de piezas arqueológi-

cas metálicas”. Publicación Técnica de ENRESA 7/2000.

� De la Cruz, B., Rivas, P., et al. (1999) “Materiales alternativos de re-

lleno de la cápsula de almacenamiento de residuos radiactivos de

alta actividad”. Publicación Técnica de ENRESA 1/99.

� Departamento de Ingeniería de Materiales. Escuela Técnica Supe-

rior de Ingenieros de Minas de Madrid (1999) “Comportamiento fí-

sico de las cápsulas de almacenamiento”. Publicación Técnica

de ENRESA 6/99.


nológico en gestión de residuos radiactivos. VOL. II”. Publicación



Instalación de fabricaciónde cápsulas (SKB, Suecia).

Barreras de ingeniería: cápsulas metálicas. Lo más relevante

� Deben confinar herméticamente los residuos, protegiendo

estructuralmente al combustible, garantizar la disipación

de calor y la subcriticidad, servir de blindaje radiológico du-

rante la operación, asegurar la recuperabilidad durante lar-

gos períodos de tiempo y reforzar las condiciones reduc-

toras y los mecanismos de retención una vez que se de-

graden.

� Materiales metálicos candidatos:

� Estables: Acero inoxidable, aleaciones de titanio y alea-

ciones de níquel. Elevada resistencia a la corrosión, re-

quieren poco espesor pero deben ser estructuralmente

soportados.

� Consumibles: Acero al carbono, cobre electrolítico y

aleaciones de cobre. Sin ser resistentes a la corrosión

generalizada esta es lenta y predecible.

� Principales procesos de corrosión a considerar:

� Generalizada.

� Localizada.

� Bajo tensión.

� Solapamiento.

� Microbiologica.

� Electroquímica.

� Productos de corrosión:

� Oxihidróxidos de hierro (Magnetita y gohetita).

� Gas hidrógeno.


Procesos

� Transporte de calor.

� Evaporación/condensación de agua.

� Deformaciones mecánicas.

� Sobrepresión de gases.

� Mecanismos de corrosión.

� Fragilización por hidrógeno.

� Estabilización de productos de corrosión.

� Generación de hidrógeno.

� Difusión del hidrógeno generado.

� Efecto de la presencia de la bentonita en el proceso de oxi-

dación.

� Formación de fases secundarias de hierro.

� Retención radionucleidos por los productos de degrada-

ción y variación con el tiempo al variar la cristalinidad de los

compuestos oxidados generados.

� Fenómenos de co-precipitación de compuestos de hie-

rro-radionucleidos.

� Efecto de la temperatura en el proceso.

� Efecto de la radiación.

� Efecto de la presencia de complejos (SO4=, CO3H-, CO2,

etc.).

� Contacto compuestos de hierro-combustible.

� Mecanismos de difusión de radionucleidos a través de los

productos de degradación.


Cápsulas metálicas.


tecnologías


Parámetros clave

� Composición del material inicial.

� Estado tensional.

� Cinética de la oxidación.

� Composición y estabilidad de los productos de corrosión.

� Concentración y difusividad del hidrógeno.

� Condiciones físico-químicas.

� Flujo, volumen y química del agua (pH, Eh, fuerza iónica yconcentración de cloruros).

� Capacidad de retención de radionucleidos por los produc-tos de corrosión.

� Temperatura.

� Irradiación.

� Coprecipitación de radionucleidos con oxihidróxidos dehierro.

� Mecanismos de difusión de hidrógeno y radionucleidos através de productos de corrosión.

Tecnologías

� Caracterización de los distintos tipos de corrosión.

� Caracterización de productos secundarios.

� Medida de difusividad del hidrógeno en los materiales pre-sentes.

� Efectos del envejecimiento (cambios químicos/estruc-turales).

� Caracterización de fenómenos de coprecipitación de ra-dionucleidos con oxihidróxidos de hierro y mecanismos deretención de radionucleidos en estos compuestos.

� Modelos de corrosión.

Barrerasde ingeniería.

Arcilla compactada

1. Papel de las barreras

de arcilla

Las barreras de arcilla son un componente básico del repositorio.Esta barrera está constituída por arcilla compactada, de tipo bentoní-tico que se coloca rellenando el espacio anular entre la cápsula y laroca alojante del repositorio.

El papel de la barrera de arcilla compactada es múltiple y muy impor-tante, pues debe:

� Proteger al contenedor de las deformaciones mecánicasproducidas por movimiento del terreno.

� Minimizar el volumen y el flujo de agua subtpuede ponerse en contacto con los contenedo

� Asegurar un rango de composición químicable del agua subterránea en contacto con lostenedores.

� Retardar la salida de radionucleidos hacia la gfera desde sistema combustible-cápsula si ésdegrada.

� Disipar el calor y los gases que se produzcansistema combustible-cápsula.

La utilización de bentonitas para la fabricación de esteras se justifica por las propiedades hidráulicas, mecániccas, térmicas y de durabilidad de este material.

Part

4Parte B - 4.

Barreras de

ingeniería. Arcilla

compactada

erránea queres.

esta-con-

eos-ta se

en elMacizo rocoso: procesos geoquímicos y de flujo y transporte reactivo

Barrera de arcilla:procesostermo-hidro-mecánicosy geoquímicos

Contenedor:procesos de corrosióny termo-mecánicos

Combustible gastado:proceso de disolución

Esquema del sistema de barreras en el AGP.

tipo de barre-as, geoquími-

e B - 4. Barreras de ingeniería. Arcilla compactada - 113

� Las bentonitas, cuando se hidratan suficientemente, ad-quieren propiedades plásticas que absorberán cualquierdeformación del terreno.

� Al tratarse de una arcilla natural, su longevidad en las condi-ciones del repositorio es muy alta.

� El movimiento del agua a través de la arcilla será fundamen-talmente por difusión, por lo que el tiempo de tránsito de so-lutos será muy largo.

� Las características del mineral arcilloso principal de las ben-tonitas, la montmorillonita, hacen que se hinche con el agua,sellándo la entrada de agua al repositorio.

� Esas mismas características permiten a este mineral incor-porar en su estructura elementos disueltos en el agua deporos.

� Su disipación de gas y calor, cuando está saturada, es ade-cuada.

2. Características

y propiedadesde las bentonitas

El término bentonita se aplica a materiales arcillosos, cuyo origen esgeneralmente la alteración de rocas (vidrios) volcánicas, que contie-nen mayoritariamente minerales arcillosos del grupo de la esmectita.

arcillosos, las esmectitas, son filosilicatos, siendos estructurales las que confieren sus espectacula-ropiedades de hidratación, sellado y retención.

mbargo, estas propiedades son el resultado de unonamiento y características muy complejas, que essario conocer para poder entender el comporta-to de estos materiales como barreras, y caracterizar-e forma detallada para evaluar la seguridad a largodel repositorio.

llo, y antes de entrar a describir cómo funcionaránbarreras en el repositorio, se describen los concep-propiedades clave de estos materiales, fundamen-erente a su estructura, su funcionamiento hidrome-

Imagen de las bentonitas del Cabode Gata (Almería.

Estos mineralessus característica

res p

Sin efuncinecemienlos dplazo

Por eestastos y

talmente en lo ref

Reacciones de intercambio catiónico

MnX+mNn+ NmX+nMm+�

�

�

�

Hidrólisis (reacciones ácido-base)

XOH XOH + H

XOH XO + H

Formación de complejos superficiales

XOH + M XOM +H

XOH XO

+ M M+ 2H

XOH X O

Intercambio ligando

XOH + R OH XOR + H O

XOH OH XO

+ R R + 2H O

XOH OH XO

(X= Si, Al)

2

2

2

+ +

- +

2+ + +

2+ +

��

�

� � �

�

� � �

Reacciones

Oxígenos Silicio, ocasionalmente aluminio

Grupos hidroxilo Aluminio, hierro, magnesio

Posiciones interlaminares

Grupos hidroxilo superficiales(silanol, aluminol)

Hueco ditrigonal(anillos de siloxano)

Estructura de la esmectita.

cánico y sus características geoquímicas.

Estructura interna La esmectita, al ser un silicato, tiene una estructura que será el resulta-do de una determinada organización de grupos SiO4, de forma tetraé-


drica (átomo de sílice en el centro de un tetraedro con átomos de oxí-geno en los vértices). Que la esmectita sea específicamente un filosi-licato, quiere decir que esos tetraedros se unen formando estructuraslaminares, que de una forma muy sencilla se describirían como doscapas de tetraedros de SiO4 (capa T) entre las cuales se ubica unacapa de octaedros (capa O) que contiene Al, Fe, Mg rodeados deoxígeno. La estructura sería por tanto T-O-T. Esas unidades se deno-minan láminas y son de extensión indefinida.

En función de los cationes ubicados en la capa octaédrica, las super-ficies externas T estarán cargadas negativamente en mayor o menorgrado. Cuando se apilan una junto a otra las capas T-O-T, entre ellastenderán a colocarse cationes que neutralicen esas cargas superfi-ciales negativas. Estos cationes se rodearán, además, de moléculasde agua, dando lugar a la separación de las láminas T-O-T, o lo quees lo mismo, al hinchamiento de la arcilla. La cantidad de cationes ne-cesarios para compensar la capa negativamente cargada se deno-mina capacidad de intercambio catiónico, siendo uno de los princi-pales procesos responsables de las propiedades de retención de ra-dionucleidos por parte de la arcilla.

El apilamiento de láminas forma partículas pde partículas primarias forman agregados. Lnas, partículas y agregados es la responsabtura de poros de la bentonita y está en directanamiento hidráulico. De acuerdo con esto hadad: Interlaminar (la más pequeña), micropormacroporosidad (interagregados). Así, el agfuertemente retenida y es difícil de mover; dagua rellenará los espacios existentes denom

Finalmente, dentro de los agregados, el aguros, siendo un agua retenida por fuerzas capes lo que se denomina agua libre. El conjuntlos distintos tipos de poros constituye el agu

Una de las características de este tipo de mde variar su volumen debido a la entrada de

En el caso de la esmectita los mecanismosde agua son:

� Fijación del agua en los espaciosenlaces de hidrógeno entre las mo

Estructura interna de la arcilla.

Microfracturade agregados de arcilla.

rimarias y la agrupacióna organización de lámi-

le de la compleja estruc-conexión con su funcio-brá tres tipos de porosi-osidad (interpartículas) yua entre láminas estará

entro de las partículas elinados microporos.

a rellenará los macropo-ilares o gravitacionales yo del agua contenida ena de hidratación.

EDL: Doble capa eléctricaDL: Capa difusa

EDL DL

Distancia a la partícula

Esquema de las interaccioneseléctricas entre la superficie de l

arcilla y el agua de poros.

Propiedades hidro-mecánicasateriales es la propiedadagua (hinchamiento).

que controlan la entrada

interlaminares medianteléculas de agua y la su-

Parte B - 4. Barreras de ingeniería. Arcilla compactada - 115

perficie negativa de la arcilla o atracción dipolo de las molé-culas de agua.

� Hidratación de los cationes de cambio colocados en las in-terláminas.

� A estos mecanismos habría que añadir el agua que rellenalos poros dentro de los agregados y los poros entre un agre-gado y otro.

En general, los factores que incidirán en el aumento de volumen o enla entrada del agua son las propias características de la arcilla, la dis-ponibilidad y características químicas del agua y la historia tensional aque ha estado sometida la arcilla.

Cuando la hidratación de la arcilla se produce a volumen constantese originará la denominada presión de hinchamiento, que es muy altapara la esmectita y que es función de la humedad inicial y de la densi-dad seca del material. La permeabilidad de la arcilla frente al agua esmuy baja, aumentando con la hidratación.

Por el contrario, la permeabilidad al gas es mayor cuanto más secaestá la arcilla. Es por ello que cuando se habla de la permeabilidad dela barrera de arcilla hay que hacer referencia al grado de saturación.La salida del agua por el efecto de una presión se denomina consoli-dación.

Las características químicas del agua inciden también en la permea-bilidad, y así a mayor salinidad del agua la permeabilidad aumenta alhacerse mayores los poros, debido a la contracción osmótica de lascapas de hidración.

Otra de las propiedades que va a controlar el comportamiento de lasarcillas es la succión, que no es sino la capacidad de absorber y rete-ner agua por parte de la arcilla cuando no está saturada. Las esmecti-tas tienen una gran capacidad de succión, es decir son de una granavidez por el agua cuando no están saturadas. A veces el proceso desucción genera la saturación de la arcilla y puede provocar colapsode forma irreversible. Por tanto, mecanismos de hidratación, permea-bilidad y succión están íntimamente relacionados y son la base delfuncionamiento hidromecánico de la arcilla.

Propiedades geoquímicas Las propiedades geoquímicas estarán condicionadas en primer lu-gar por la composición mineralógica de la arcilla, dado que, junto con


Edómetro con succión controlada.

Célula triaxial con succióny temperatura controlada.

la esmectita, existen otros minerales tales como illita, cuarzo, calce-donia, carbonatos, sulfatos, pirita,y sales solubles precipitadas.

Asimismo, el tipo de cationes estructurales y de las posiciones decambio también afectan a las propiedades finales de la arcilla, que semanifestarán en la capacidad de cambio y en la química del agua deporo, que es el otro factor relevante de la bentonita. La química delagua de poro será la que controle los procesos geoquímicos en elcontacto con el contenedor y dependerá de la mineralogía y la quími-ca de los minerales.

Dado que el principal mecanismo de retención de radionucleidosestá controlado por la interacción con las superficies y por las substi-tuciones en las redes minerales es fundamental conocer los paráme-tros físicos y químicos que cuantifican las propiedades de superficie:superficie total y externa, carga, densidad de sitios de coordinación,sorción en bordes, capacidad de intercambio, etc.

3. Funcionamiento

de la barrera de arcilla

ENRESA ha seleccionado como material de referencia para el reposi-torio las bentonitas del Cabo de Gata (Almería). Estas bentonitas, ge-neradas a partir de la alteración de materiales volcánicos, presentanuna concentración en esmectitas del 90%, son de tipo calco-magné-sicas, con alto contenido en sodio, y presentan minerales accesorioscomo cuarzo, feldespato, pirita, además de un contenido moderadoen cloruros (halita) y sulfatos. El 85% de las partículas que componenla bentonita natural son menores de 74 µm con un límite líquido mayordel 95%.

El material natural es homogeneizado, secado al aire y en horno(<60ºC) hasta conseguir una humedad del 13%. Posteriormente escribado y compactado.

A partir de esta bentonita se han fabricado, por compactación unia-xial, bloques con una densidad seca de 1,65 g/cm3..

El diámetro medio de poros es de 91Å, la superficie total es de 725m2/g, la capacidad de cambio es de 102 meq/100 g, la presión dehinchamiento de 5 Mpa y la conductividad hidráulica >10-14 m/s.

Una vez colocada la barrera, la conductividad hidráulica es muy baja,y su capacidad de hinchamiento y succión muy elevada (en los porosmás grandes habrá aire y en los pequeños agua). Debido a la eleva-da capacidad de succión las bentonitas toman agua de la formacióngeológica circundante, comenzando a saturarse los poros más gran-


Homogeneización y secadode bentonita cantera.

Homogenizacióny secado en plata.

des para después distribuirse a los poros más pequeños, siguiendoun sistema de flujo de doble porosidad. La velocidad de hidrataciónde la bentonita dependerá de sus propiedades hidráulicas, más quede las características de la roca circundante, más permeable.

El aire contenido en los poros irá comprimiéndose en éstos, hastaque se disuelva en el agua de poro, facilitando el proceso de hidrata-ción. A medida que se hidrata se irá hinchando, sellando el huelgocon la roca, fracturas, fisuras, etc. Este proceso de hinchamiento ge-nerará tensiones sobre la bentonita no hidratada todavía, aumentadosu densidad, lo que aumentará su succión. En paralelo con la hidrata-ción se irán disolviendo las especies solubles existentes, fundamen-talmente cloruros y sulfatos, que serán transportados, por flujo advec-tivo, hacia la cápsula (foco térmico) de acuerdo con su movilidadgeoquímica. La elevada temperatura en la proximidad de la cápsulaprovoca la desecación de la bentonita y su contracción, disminuyen-do la porosidad en las zonas internas. El vapor generado se moveráhacia las zonas más frías donde condensará, pudiendo generar au-mentos locales del grado de saturación.

El agua condensada en las zonas más frías se moverá de nuevo ha-cia las zonas calientes, creándose un ciclo convectivo, donde los io-nes disueltos se moverán en la dirección del agua, precipitando cer-ca de la cápsula al evaporarse ésta. Este proceso genera un aumentode salinidad en las proximidades de las cápsulas.

Esto tendrá lugar hasta que se alcance la saturación total de la barreraproceso que puede requerir decenas o centenares de años. Una vezalcanzada la saturación el índice de poros será homogéneo. La quí-mica del agua intersticial estará controlada por la concentración desales solubles en la bentonita y por la evolución de los procesos decambio. El equilibrio con el agua de la formación geológica requerirálargos períodos de tiempo.

Transcurrido un tiempo suficiente, que en cálculos muy conserva-dores se considera de 1000 años, se degradará el acero de las cáp-sulas, generándose hidrógeno que se moverá a través de la bentoni-ta, muy lentamente al estar saturada. El agua alcanzará al combusti-ble comenzando los procesos de su disolución oxidativa citados an-teriormente, liberándose radionucleidos que, una vez que atraviesenlos productos de corrosión de la cápsula, empezarán a interaccionarcon la bentonita.

El resultado es que los radionucleidos liberados podrían pasar a for-mar cationes de cambio, incorporándose a la estructura de los mine-


Interfase Bentonita-Cápsula

Fabricación de bloquesde arcilla compactada.

IProcesos en la barrera de arcilla.

Evolución geoquímica del aguade saturación de la bentonitacon la temperatura.

rales arcillosos o asociarse al agua de poroEl mecanismo de transporte a través de labentonitas es de difusión para aquellas especies iónicas que peporte estará contrarresentre los radionucleido

Las posibles reaccionenita son de una gran csuficientemente robuscódigos de transportemuchos ensayos orieprocesos. No obstantinteracción radionuclede años para que los

La complejidad del fungado a importantes deca, mecánica, termohciada. El mejor ejemplocala real, en un laboradad constructiva y opde los procesos termoy sus modelos numérición y durante el estadde estos datos se podcionamiento a largo p

Asimismo el proyecto Hrráneo de Mt. Terri, tienlas barreras de arcilla co

Se cuenta con equipode Cataluña-Dpto. degeología), CIEMAT, AEscuela Técnica Supetécnica de la Coruña,

Entre todos ellos confcas, tecnológicas, exp

-s.-s--

rmanecen en solución. Este proceso de trans-tado con las interacciones que se pueden dars y los minerales de la arcilla.

Tapón de hormigónCalentadores

Zona de servicioZona de ensayo

Sistema de control y adquisición de datos

Barrera de arcilla compactada

Esquema del proyecto FEBEX. Laboratoriosubterráneo de Grimsel, Suiza.

s entre los radionucleidos liberados y la bento-omplejidad y todavía no se dispone de datostos que permitan verificar los resultados de losgeoquímico en este material. Están en marcha

ntados a predecir de forma cuantificada estose, los coeficientes de difusión medidos para laido-bentonita indican que son necesarios milesradionucleidos atraviesen la bentonita.

4. Infraestrutura tecnológicacionamiento de las barreras de arcilla ha obli-sarrollos en el ámbito de geoquímica, hidráuli-

idromecánica así como a la modelización aso-de ello es el proyecto FEBEX, un ensayo a es-

torio subterráneo, orientado a verificar la viabili-erativa de las barreras de ingeniería, al estudio-hidro-mecánicos y termo-hidro-geoquímicoscos explicativos, durante las etapas de satura-o estacionario saturado de la bentonita. A partirrá extrapolar, de forma fiable y robusta, el fun-

lazo de las barreras.

E (Heating Experiment), en el laboratorio subte-e como objetivo estudiar el comportamiento dempactada en un repositorio en medio arcilloso.

s investigadores en la Universidad PolitécnicaIngeniería del Terreno (geomecánica e hidro-ITEMIN, Universidad Politécnica de Madrid-rior de Ingenieros de Minas, Universidad Poli-CSIC-Estación experimental del Zaidín.

orman un grupo con las capacidades científi-erimentales y numéricas necesarias para dar


Proyecto HE. Laboratoriosubterráneo de Mt. Terri.

soporte a la gestión de residuos radiactivos en España en el área debarreras de ingeniería de arcilla compactada.

Los resultados de los proyectos en curso permitirán verificar las hi-pótesis de funcionamiento indicadas anteriormente así como verifi-car los códigos numéricos realizados como parte fundamental deltrabajo.

5. Medidas, escalasy modelos

Medidas En la barrera de arcilla se sobreimponen una serie de fenómenos queunidos a su propia complejidad hacen de esta barrera una de las máscomplicadas de estudiar, lo que ha generado un importante esfuerzode desarrollo tecnológico para caracterizar estos parámetros.

Los primeros parámetros a determinar están relacionados con laspropiedades de las arcillas en estado natural y en forma compactada.

� Propiedades mineralógicas: Composición mayoritaria, mi-nerales traza, amorfos, cristalinidad, etc. Existen mineralessolubles muy difíciles de cuantificar que van a controlar laquímica del agua en su evolución inicial.

� Propiedades físicas: Porosidad, densidad, peso espe-cífico, superficies de reacción, etc. Son críticos para

el funcionamiento hidromecánico y difíciles de de-terminar, dada su dependencia del grado de satu-ración. Esto obliga a ensayos con distintos conte-nidos en agua.

� Propiedades térmicas: Conductividad térmica ycalor específico.

� Propiedades geoquímicas: Complejo de cambio,carga eléctrica, coeficientes de difusión, dispersión

y retardo. Son complejos y dada la lentitud de los pro-cesos requieren ensayos de muy larga duración para

obtener datos representativos.

� Propiedades hidro-mecánicas: Es imprescindible el estu-dio comparativo de los procesos hidromecánicos. Succiónen función de la hidratación, retención a volumen constante,


Principales características de la bentonita.

y bajo distintas tensiones confinantes, deformaciones y sureversibilidad, resistencia, presión de hinchamiento bajocarga y cambio de volumen, permeabilidad al agua y al gas.

� Fenómenos acoplados: Variación de las propiedades hi-dráulicas-mecánicas-geoquímicas y físicas bajo el efectodel calor.

Estas determinaciones son todas de gran complejidad y requierenuna experimentación sofisticada.

Escalas de trabajoLa determinación del comportamiento de las barreras de arcilla re-quiere:

� Ensayos a escala de muestra en el laboratorio para asegurarun buen conocimiento de los procesos y parámetros clavenecesarios para establecer las leyes constitutivas del com-portamiento del material. Estos ensayos incluyen el desarro-llo de pequeñas celdas experimentales.

� Ensayos en maqueta: Aumento de las dimensiones hastaalcanzar dimensiones “cuasi” reales y analizar el efecto delcambio de escala tanto en los procesos básicos como en larespuesta de los equipos de medida. El estudio con satura-ción forzada es necesario, dados los largos períodos detiempo necesarios para alcanzar la saturación (>50 años).

� Ensayos a escala real: Análisis del funcionamiento de las ba-rreras de arcilla a escala real. Es crítico demostrar que las ba-rreras de arcilla pueden construirse y colocarse y que el fun-cionamiento está de acuerdo con las hipótesis de funciona-miento establecidas en base a los estudios realizadas a es-calas inferiores. Debe permitir la verificación de modelos.Los laboratorios subterráneos son indispensables para


Extensómetros

Inclinómetros

Dispositivo experimentalpara la extracción

de agua intersticial.

Experimento FEBEX. De izquierdaa derecha: Ensayo en maqueta; ensayoa escala real en laboratorio subterráneo;

ensayo en laboratorio.

esto. Los proyectos FEBEX (Grimsel), HE (Mt. Terri) y Pro-totype (Aspo) estudian este tipo de fenómenos.

Modelos Es necesario disponer de modelos que numéricamente sean cohe-rentes con los resultados experimentales y con los modelos concep-

de funcionamiento. Sólo bajo estas premisas podrá extrapolar-uncionamiento a largo plazo.

barreras de arcilla los principales modelos se focalizan en:

Funcionamiento termo-hidro-mecánico: Debe reproducir ladisipación de calor de la cápsula, el progreso de la hidrata-ción de la arcilla, la variación de las presiones de hincha-miento y las variaciones de volumen, así como el estado fi-nal de saturación, campo tensional interno y en la roca y po-rosidad de la barrera de arcilla en condiciones estacionarias.

tualesse el f

En las

�

DRACVIUVERSION 5.52

Contour Levels(ºC)

E:01 S:03 I:62

secng Temperature1095 days

100.00

90.00

80.00

70.00

60.00

50.00

40.00

30.00

20.00

10.00

Y

X

Modelos de procesostermo-hidro-mecánicos:Código numérico CODE-BRIGHT.

Debe permitir además el análisis de la reversibilidad-irrever-sibilidad de las deformaciones y la existencia o no de colap-sos y en definitiva analizar el mantenimiento a largo plazo delas propiedades de la bentonita. Se ha desarrollado el códi-go CODE BRIGHT cuyas predicciones del funcionamientode los procesos termo-hidro-mecánico se aproximan bien alos resultados experimentales.

Funcionamiento geoquímico de la barrera: Partiendo delfuncionamiento termohidromecánico de la barrera, es nece-sario establecer la evolución de los procesos químicos den-tro de la barrera. Evolución de la química del agua de poros,variación del complejo de cambio, precipitación de fasesminerales, mecanismos de difusión y retención de radionu-cleidos y estimación de la evolución con el tiempo de la quí-mica del agua en contacto con la cápsula y con la barreraquímica.

Se han desarrollado una serie de códigos CORE (FADES

�

Con

cent

raci

ónde

iodu

ro(m

g/l)

0

10

20

30

40

50

Distancia (m)

0.40 0.60 0.80 1.00 1.20

K = 0,sin exclusiónK = 0.73,sin exclusiónK = 0,con exclusiónK = 0.73,con exclusión

d

d

d

d

Modelos de procesostermo-hidro-geoquímicos y transportereactivo: Códigos numéricosCORE-LE, FADES CORE.

CORE, INVERCORE, etc.). que todavía requieren soporte deexperimentos para su verificación.

� Efecto del gas en la barrera: La corrosión de la cápsula ge-nera hidrógeno, que alcanzando una determinada presiónse moverá por la barrera. Debe analizarse su efecto en los


procesos de hidratación, transporte y funcionamiento hi-dráulico y mecánico. Se están aplicando modificaciones deCODE BRIGHT acoplado con TRANSIN, (Código de flujo ytransportes).

La verificación de todos estos modelos requiere, en el momento ac-tual, datos reales para un mejor ajuste de los mismos.

El funcionamiento a largo plazo del sistema de barreras de ingenieríapuede obtenerse de los estudios realizados a distintas escalas y pue-de completarse con el análisis de dichos procesos en análogos natu-rales de las bentonitas que se utilizan, sobre todo los efectos térmicosy geoquímicos.


Modelos de flujo y transporte de gasTRANSIN-CODE BRIGHT.

Para saber más

� Fuentes, J., García-Siñeriz, J. (1998) “FEBEX Diseño final y montaje

del ensayo in situ en Grimsel”. Publicación Técnica de ENRESA 3/98.

� Huertas, F. et al. (2000) “FEBEX Project. Full-scale engineered ba-

rriers experiment for a deep geological repository for high level ra-

dioactive waste in crystalline host rock. Final Report”. Publicación


� ENRESA (2001) “IVas Jornadas de Investigación y Desarrollo Tec-nológico en gestión de residuos radiactivos. VOL. II”. Publicación


� Rivas, P., et al, Alonso, E., et al, Linares, J., et al., (1998) FEBEX.

Bentonite: Origin, properties and fabrication of blocks. Publicación


� Universidad Politécnica de Cataluña. Grupo de Geomecánica

(1998) “FEBEX Preoperational Thermo-hydro-mechanical (THM)

modelling of the in situ test”. Publicación Técnica de ENRESA 9/98.

� Villar, M.V. (2000) “Caracterización termo-hidro-mecánica de una

bentonita del Cabo de Gata. Tesis Doctoral”. Publicación Técnica

de ENRESA (en prensa).


Barreras de ingeniería: barreras de arcilla compactada.Lo más relevante

� La barrera de arcilla debe proteger al sistema cápsula-com-bustible de las deformaciones del terreno, minimizando lallegada de agua, manteniendo un rango relativamenteconstante, en su composición química, retener los radionu-cleidos liberados, durante largos períodos de tiempo y disi-par el calor y gases generados.

� Las arcillas bentoníticas son materiales con propiedadesaceptables, para constituir una barrera geoquímica ehidrogeológica.

� Las bentonitas gracias a su estructura interna disponen de:

� Propiedades hidromecánicas.

� Capacidad de absorber agua, variando su volumeny aumentando su plasticidad con lo que sellan lasfracturas y fisuras del entorno del repositorio y lo pro-tegen de las deformaciones del terreno.

� Propiedades geoquímicas.

� Capacidad de intercambio catiónico alta para man-tener relativamente constante la química del agua,pudiendo retener radionucleidos.

� Elevada superficie específica que contribuye a unaretención importante de radionucleidos.

� Estabilidad a largo plazo frente a variaciones químicasy físicas al tratarse de un medio atural muy estable.

� Asegurar un mecanismo de transporte difusivo delos radionucleidos hipotéticamente liberados delsistema combustible-cápsula.

� Menor permeabilidad que el medio geológico cir-cundante.


Barreras de ingeniería: barreras de arcilla compactada.Lo más relevante (continuación)

� Tecnologías de caracterización

� Ensayos en laboratorios para establecer ecuacionesconstitutivas.

� Ensayos en maqueta en condiciones de saturación.

� Ensayos en laboratorio subterráneos en condicionesnaturales.

� Análogos naturales para estudiar los efectos a largoplazo de la temperatura y la salinidad.

� Modelos

� Funcionamiento termohidromecánico. CODE-BRIGHT.

� Funcionamiento Geoquímico: FADES-CORE.

� Transporte y efectos del gas en la bentonita: TRANSIN-

CODE-BRIGHT.

De izquierda a derecha: salida del cableadode sensores (proyecto FEBEX); yacimiento

de bentonita (Morrón de Mateo, Almería)


Características

� Geometría.

� Estructura de la porosidad.

� Campo térmico.

� Campo de radiación.

� Contenido y química de las esmectitas.

� Contenido en sales solubles y otros minerales.

� Contenido en agua.

� Química del agua.

� Flujo de agua en función del tiempo.

� Presión de hinchamiento.

� Superficies de reacción.

� Capacidad de intercambio catiónico.

� Composición y contenido del gas.

� Campo físico-químico.

� Presencia de complejantes.

� Propiedades físicas iniciales.

Procesos

� Físico-mecánicos.

� Propagación del calor.

� Succión, hinchamiento, presión de poro, deformación.

� Flujo /hidratación.

� Flujo advectivo de agua, agua-vapor, agua-aire.

� Evaporación/Condensación.

� Flujo de gas.

� Transporte.

� Advección, difusión molecular, dispersión hidromecánica.

Barreras de Ingeniería:arcilla compactada.Características, procesosy parámetros


� Migración/Retención/Química del agua.

� Disolución de sales solubles.

� Movimiento de sales en función foco térmico.

� Disolución/precipitación en función de la temperatura.

� Evolución de la química del agua.

� Reacciones de intercambio, complejación superficial,precipitación, substitución isomórfica.

� Interacción con los radionucleidos.

� Difusión, dispersión, retención, precipitación, etc.

� Procesos microbiológicos.

� Generación de coloides.

Parámetros clave

� Química y mineralogía de la esmectita.

� Propiedades físicas iniciales (densidad seca, porosidad,permeabilidad).

� Presión de hinchamiento.

� Difusividad térmica.

� Succión.

� Superficies de reacción.

� Contenido en sales solubles.

� Química del agua de hidratación: Evolución temporal.

� Coeficientes de difusión de radionucleidos.

� Condiciones Eh/pH/conductividad y su evolución con eltiempo.

� Mecanismos de retención: capacidades de intercambiocatiónico, complejación superficial.

� Interacción oxihidróxidos de hierro.

� Química del agua de la formación geológica.

� Estado tensional del medio geológico y propiedades geo-mecánicas del mismo.

� Permeabilidad y su relación con la saturación.

Barrerasde ingeniería:

compatibilidadde componentes

IntroducciónDentro de las barreras de ingeniería del repositorio, además de la ma-triz de los residuos, la cápsula metálica y las barreras de arcilla com-pactada existen otros elementos necesarios para la operación del re-positorio o para reforzar su seguridad y cuya incidencia, en el funcio-namiento a largo plazo del repositorio, debe considerarse. Estos ele-mentos son: los tapones de hormigón, las estructuras de sosteni-miento y los materiales de relleno de las cápsulas.

1. Requisitos funcionalesDurante la operación del repositorio es imprescindible cerrar las gale-rías de almacenamiento a medida que se van llenando con los conte-nedores. El objeto de dicho cierre es tanto por criterios técnicos comopor seguridad. Una vez que el contenedor está colocado y rodede bentonita ésta empieza a absorber agua de la formación geoca, comenzando su hinchamiento. Si no se cerrara la galería todatensiones de hinchamiento se orientarían hacia la zona no confinde la galería, esto es, su conexión con la galería principal. Es porque debe cerrarse con sistemas capaces de soportar las altassiones que generará el hinchamiento de la bentonita. Puede utilizacero u hormigón si bien se opta por este último para evitar másneración de gas en el sistema, derivado de la corrosión del acDesde el punto de vista de la seguridad el tapón de hormigón co

Parte B - 5. Barreras de ing

5Parte B - 5.

Barreras de

ingeniería:

compatibilidad de

componentes

adológi-s lasadaello

pre-arsege-ero.nsti-

pH NaOH KOH Ca(OH)2

(Mol/L)

a 12.6 - - sat.

b 13.2 0.08 0.17 sat.

c 13.5 0.17 0.33 sat.

d 10.0 1·10-4

- -

e 12.9 0.10 - sat.

f 13.5 0.50 - sat.

g 12.9 - 0.10 sat.

h 13.5 - 0.50 sat.

carcasa

metálica

reactor

de teflon

arcilla

disolución

alcalina

Ensayo deestabilidad

de bentonita

de esmectita

Arcilla

bentonita FEBEX

fracción < 2 � m

bentonita FEBEX

medioalcalino

e, f, g y h

a, b, c y d

T (ºC)

35, 60 y 90

35, 60 y 90

tiempo

1, 3, 6 y 12 meses

1, 4 y 12 semanas

Estudio de estabilidad de la bentonita.

eniería: compatibilidad de componentes - 129

tuirá una barrera adicional frente a la radiación durante la operacióndel repositorio.

hormigón presenta unas propiedades mecánicas e hidráulicasecuadas pero terminará degradándose, siendo necesario conocerál va a ser el efecto de los productos de degradación del hormigón,lidos y líquidos en la bentonita y roca alojante.

el caso de un repositorio en arcillas además de los tapones dermigón haría falta sostenimiento mecánico de las galerías que con-rreste la convergencia del terreno (autosellado de galerías debidocarácter plástico de estas formaciones). Por el mismo criterio queel caso de los tapones, se elige hormigón frente al sostenimiento

Eladcusó

Enhotraalen

DOSIFICADOR

AGITADOR

ELECTRODO

DEpH

MUESTRA

N 2

Lixiviadodel hormigón

�NaOH, KOH pH > 13

�Ca(OH)2 pH = 12.6

�CSH pH � 11

VALORADOR

AUTOMATICO

Estudio de estabilidad del hormigón.

de acero.

El análisis de la seguridad a largo plazo del repositorio requiere portanto conocer cual será el efecto que puede tener el hormigón en labentonita, en los materiales de relleno y sellado de galerías y en lospozos de acceso (mezcla de bentonita con material de la formacióngeológica), sin olvidar tampoco el efecto en la barrera geológica.

2. Conceptos básicos � Interfases reactivas: La interfase cemento-bentonita es muyreactiva debido a los distintos ambientes químicos que exis-ten en cada uno de ellos.

� Química de las bentonitas: Está controlada por las caracte-rísticas hidrogeoquímicas de agua de poros y su interaccióncon el agua subterránea. Los procesos de intercambio ca-tiónico y el equilibrio con los iones carbonatos y sulfatos leconfieren unas condiciones de pH, próximo a la neutralidadcon evolución hacia medios alcalinos (pH=8).

� Química del cemento: Es un sistema inestable en el que laevolución de sus componentes, portlandita y silicatos de

Percolación

Tª ambiente Bentonita FEBEXcompactada (1.2 g/cm )3

Mortero de cemento� ceniza volante;� escoriade altos hornos

251 mes

cemento :

bajo contenido en álcalis (L)sin aluminato tricálcico � CEM I -SR

alto contenido en álcalis (H)y en aluminato tricálcico � CEM I

agua granítica 1 MPa

pistón

móvil

efluente

celda

de teflon

carcasametálica

bentonita

mortero

Ensayo Arcilla Medio alcalino T (ºC)tiempo

Percolación

35 -90ºC

35, 60 y 901, 6 y 12 meses

Ensayos de interación cemento/bentonita.

calcio hidratados, al interaccionar con el agua, generan unmedio hiperalcalino (pH>12).

3. Procesos considerados:

funcionamiento

de la interfase

cemento-bentonita

La alteración del cemento va a generar soluciones muy ricas en sodioy en potasio con pH inicial de 13,6 que irá disminuyendo con el tiem-po, llegando a estabilizase en aproximadamente pH 10. Bajo estascondiciones las bentonitas modifican su complejo de cambio, incor-porando calcio y magnesio, dando lugar a saponitas, cuyas propie-dades de retención y sellado son, si cabe, mejores que las de las es-mectitas. Por otro lado, el exceso de sodio y potasio generará ceolitas


sódicas con gran capacidad de retención, aunque no de hincha-miento. De ambos procesos la formación de saponita es la más favo-rable.

De acuerdo con esto la compabilidad cemento-bentonita no dará lu-gar a modificaciones negativas en el funcionamiento de las bentoni-tas como barrera, si bien la información presentada está, todavía, enfase de verificación y comprobación.

4. Situación tecnológicaSe dispone de infraestructura y experiencia en el estudio y comporta-miento de hormigones (CSIC-Inst. E. Torroja) y en la estabilidad y evo-lución químico mineralógica de las arcillas esmectita-saponita(UAM-CSIC-Zaidín).

Actualmente los estudios de compatibilidad de materiales estánorientados a la mejora y optimización del diseño de los repositorios,más que a una mejora de las evaluaciones de la seguridad, dado quelos resultados obtenidos no cuestionan la validez de ninguno de losmateriales utilizados como componentes del repositorio.

En relación con los materiales de relleno de las cápsulas, hay que in-dicar que el papel que pueden jugar está todavía en fases muy prelimi-nares de investigación. Se pretende encontrar materiales inertes a lairradiación y que además de mejorar la estabilidad estructural del siste-ma cápsula-combustible, no impidan la disipación del calor y actúencomo barrera físico-química frente al movimiento de radionucleidos.

Para el caso de retención de actínidos se está considerando la utiliza-ción de fosfatos naturales (apatitos) y para los productos de fisión, ta-les como los ioduros o cloruros, se está analizando la utilización de al-gún tipo de arcillas (ilitas o sepiolitas).

Parte B - 5. Bar

Para saber más

� ENRESA (2000) “IVas Jornadas de I+D. Posters té

ción Técnica de ENRESA 8/2000.

� ENRESA (2001) “IVas Jornadas de I+D. VOL. II”. Pu

ca de ENRESA 8/2001.

1 mes, Cemento H, 90 ºC

mapping de Ca2+

y Mg2+

en la interfase cemento-bentonita.(microscopía electrónica de barrido:

Electrones retrodispersados)

Estudio de la reactividadde la interfase cemento/bentonita.

cnicos. Publica-

blicación Técni-

reras de ingeniería: compatibilidad de componentes - 131


Barreras de ingeniería: compatibilidad de componentes.Lo más relevante

� Dentro del repositorio coexisten materiales de muy distintareactividad química, tales como bentonita, hormigón, ace-ro y los materiales geológicos.

� La reactividad entre materiales químicamente distintos nodebe invalidar los requisitos funcionales de migración y es-tabilidad de la barrera.

� Es imprecindible conocer la reactividad y efecto entre es-tos materiales.

� La interfase cemento-bentonita es muy reactiva.

� La química de las bentonitas estará controlada por su gra-do de hidratación y por el contenido en sales solubles.

� La química de los cementos variará con el tiempo gene-rando soluciones hiperalcalinas que pueden alcanzar pHde 13,1.

� El impacto de las soluciones hiperalcalinas en la bentonitaes la formación de saponitas y ceolitas.

� Las saponitas tienen unas condiciones de estabilidad y ci-nética de formación más favorable que las ceolitas.

� Las saponitas tienen las mismas o mejores propiedadescomo material de sellado, si cabe, que las bentonitas.

� Fosfatos y arcillas están en fase de investigación comomaterial de relleno de cápsulas.

Barrerageológica:

conceptos básicos

1. Requisitos funcionalesLa barrera geológica está constituída por las rocas que rodean al re-positorio. Es la barrera final y más importante para evitar que los radio-nucleidos procedentes del repositorio y transportados por las aguassubterráneas alcancen la biosfera en períodos cortos de tiempo.

La barrera geológica debe:

� Proteger a largo plazo al conjunto de barreras de ingeniería,asegurando condiciones físicas, físico-químicas y mecáni-cas estables (estabilidad, química y mecánica).

� Asegurar un flujo de agua bajo, lento y estable en el reposi-torio.

� Inmovilizar o retardar al máximo los procesos de migraciónde radionucleidos entre el repositorio y la biosfera.

� Proteger el repositorio frente a la intrusión humana.

La naturaleza tiene una gran capacidad de retención yconservación, como lo demuestra el hecho de la preser-vación de yacimientos minerales de sólidos, líquidos ygases durante millones de años. La cuestión es identifi-car formaciones geológicas con unas adecuadas ca-racterísticas hidráulicas, mecánicas, geoquímicas, es-tructurales y de estabilidad para que cumplan los requi-sitos funcionales requeridos su funcionamiento comobarrera geológica de un almacén geológico profundode residuos radiactivos.

Parte B - 6. Barrera geológica: conceptos básicos - 133

6Parte B - 6. Barrera

geológica:

conceptos básicos

Modelos geológicos considerados.Rocas plutónicas.

umplir estos requisitos es necesario que la for-n geológica tenga:

tencia y profundidad suficiente para aislar el re-sitorio de la intrusión humana y facilitar la actua-n de los procesos de inmovilización-retenciónradionucleidos.

tensión suficiente para albergar el repositorio, deuerdo con los diseños genéricos existentes.

tabilidad tectónica, con carencia de fallas activasbicado en zonas de sismicidad baja.

plejidad estructural o geológica, que permita

Para cmació

� Popocióde

� Exac

� Esy u

Poca com





Áreas centrales

Pozos




�

identificar de forma inequívoca las vías de migración delagua subterránea, principal medio de movilización de los ra-dionucleidos.

� Homogeneidad litológica que permita conocer espacial-mente la capacidad de retención de los materiales sólidos yde lugar a poca variabilidad en la composición química delas aguas subterráneas y a una composición química favo-rable de la roca.

� Baja permeabilidad y gradiente hidráulico, que asegurenque la cantidad de agua en el entorno del repositorio es pe-queña y su circulación muy lenta.

� Posibilidad de modelización del funcionamiento hidráulico,mecánico y geoquímico que permitan predecir la evolucióna largo plazo de los procesos clave de la seguridad.

2. Las litologías Las formaciones geológicas que pueden cumplir estos requisitosson muy numerosas, de forma que cada país ha considerado lasmás apropiadas, de acuerdo con sus características geológicas.

No obstante, en el momento actual, las principales litologías que seconsideran a nivel internacional son: Rocas cristalinas (granitos, gnei-ses), rocas arcillosas (plásticas y compactadas), sales (estratiformesy diapíricas) y tobas volcánicas compactadas.

a) Rocas Graníticas Proceden de la consolidación de materiales fundidos a gran profundi-dad, de la corteza terrestre o del manto, que ascienden a niveles su-perficiales en los procesos orogénicos, de acuerdo con el régimende esfuerzos existente. El proceso de cristalización puede durar millo-


Interior de una formación granítica.Laboratorio subterráneo de Grimsel.

nes de años. Durante el emplazamiento y una vez ubicado, el cuerpointrusivo estará sometido a las etapas de deformación geológica pos-teriores que podrán generar fracturación a todas las escalas, proce-sos erosivos, etc. En la medida que los procesos erosivos hayan de-nudado las cadenas montañosas graníticas, estos materiales seránmás adecuados.

Estos materiales están caracterizados por:

� Baja permeabilidad.

� Baja solubilidad de los minerales que contienen.

� Capacidad de retención química variable y capacidad redoxalta.

� Resistencia elevada a la alteración mecánica y química.

� Estabilidad tectónica.

� Conductividad térmica moderada.

� Excavación estable.

� Elevada resistencia a la compresión.

� Transporte de solutos difusivo-dispersivo en la matriz y ad-vectivo/dispersivo en las fracturas y fisuras.

b) Rocas arcillosasEl término rocas arcillosas incluye un espectro amplio de litologíasque van desde arcillas y fangos no consmetamorfismo. Se han formado en ambnentales y marinos, y a lo largo de los tiemprocesos de consolidación, con expulsióminerales (diagenesis) dando lugar a roles de arcilla, con un grado de compactade otros minerales de precipitación químlice, etc.).

De acuerdo con su origen, sus propiedageoquímicas pueden ser muy variablesracterizadas por:

� Muy baja permeabilidad.

� Transporte de solutos de tipo d

� Elevada capacidad de retenció

� Plasticidad y capacidad autose

Selección de familias de fallas.Fallas con carácter distentivo (en azul)

Esquema estructural de un granito.

Interior de una formación arcillosa.Laboratorio subterráneo de Mt. Terri.

olidados hasta rocas de bajoientales sedimentarios conti-

pos geológicos han sufridon de agua y precipitación de

cas compuestas por minera-ción variable, acompañadosica (carbonatos, sulfatos, sí-

des hidráulicas, mecánicas y, si bien siempre estarán ca-

ifusivo.

n.

llante variable.

Columna esquemática de larcilla spañola de eferencia (AER)A E R

600

500

400

300

200

100

0A

rcill

as

Ho

mogeneid

ad

>90%

Limos,arenas ymargas

Margasy yesos

Esquema de una formaciónarcillosa española.


� Conductividad térmica baja.

� Baja solubilidad de sus minerales.

� Alta erosionabilidad.

� Necesidad de sistemas de sostenimiento en la excavación.

� Homogeneidad mineralógica/química.

� Elevada salinidad de las aguas de poro.

c) Rocas salinas La evaporación de lagos, mares, charcas, etc. ha provocado la preci-pitación de las sales disueltas que contenían, fundamentalmente de

sulfatos y cloruros. Estas sales han sido recubiertos pormateriales posteriores, produciendo su recristalización yadaptándose a las nuevas condiciones de presión y tem-peratura, estabilizándose como rocas salinas (sales estra-tiformes).

Estas sales tienen una densidad muy inferior al resto de lasrocas sedimentarias, una elevada conductividad térmica yun comportamiento plástico. Esto hace que pueda sermovilizada en masa (halocinesis), acumulándose y as-

cendiendo a zonas de menor presión o carga (sales diapíricas).

Dentro de las sales, la halita (Cl Na), tanto de tipo estratiforme comodiapírica se considera como litología favorable para un repositorio.Sus características principales son:

� Muy baja permeabilidad y porosidad.

� Alta conductividad térmica.

� Poca o nula fracturación, debido a su plasticidad

� Propiedades autosellantes.

� Fácil excavación.

� Baja capacidad de retención.

� Alta erosionabilidad y disolución.

� Muy bajo contenido en agua.

3. El agua subterránea Las aguas subterráneas son el principal agente de transporte de losradionucleidos que pudieran liberarse desde el campo próximo (sis-tema residuo-cápsula-barrera de ingeniería) y por tanto es crítico co-


Matriz(fracturasmenores)

Zonafracturada

Esquema de circulación del aguaen la barrera geológica.

Diapiro en plataforma de las cadenas alpinas

nocer, para evaluar la seguridad del repositorio, cómo es el flujo deagua, cuales son sus características químicas, cual es su velocidad ytiempo de residencia en la formación geomodificadas sus características por laoperación y funcionamiento a largo plazodel repositorio.

La principal dificultad estriba en que, al tratarse de medios de baja permeabilidad, noson aplicables las técnicas hidrogeológcas convencionales e incluso algunos dlos postulados sobre los que se asientan. Aesto hay que añadir que el propio procesode caracterización perturbará este tipo deque los tiempos de respuesta de muchoslargos.

La caracterización de las aguas subterránerepositorio debe servir para construir un mdeterminar:

� Por dónde entra (recarga) y salerránea en la formación estudiada

� Por dónde circula (vías preferente

� Cuánta agua circula por una detey a qué velocidad se mueve.

� Cómo afectará el repositorio al flu

� Qué cantidad de agua y con qusaldrá del repositorio.

� Efectos del calor y la generación d

En los medios fracturados, los granitos, elfundamentalmente a través de las fracturatiene una gran capacidad de almacenamcará en una zona alejada de las fracturascos radionucleidos que se liberaran se modifusión, en la matriz hasta que alcancen ude flujo donde su movimiento sería más rá

En el caso de las arcillas, apenas existetransporte mayoritariamente difusivo, con uregional de tipo dispersivo. Las discontinuimentarios podrían actuar como vías prefe

lógica y cómo se van a verexcavación, construcción,

-

i-e

medios, muy sensibles yde los ensayos son muy

Recarga por la lluvia (agua poco mineralizada) Descarga de aguasviejas y mineralizadas

020

2

kilómetros

kiló

met

ros

Años

20000

15000

10000

5000

120

Recarga, descarga y edades del aguasubterránea (Äspö-Suecia).

as del emplazamiento delodelo de flujo que permita

(descarga) el agua subte-.

s y secundarias).

rminada sección de la roca

jo de agua subterránea.

é concentración entrará y

e gas en el flujo del a

agua existente se ms, si bien su matriz piento. El repositorio sconductivas. Los hi

verían muy lentamenna fractura o vía prefpido.

flujo advectivo, siena pequeña compo

dades en los mediorentes.

Parte B

gua.

overáorosae ubi-potéti-te, porerente

ndo elnente

738600

0.25

Indice de Fracturación estimado situación Mina Ratones

diques, filones yfracturas cartográficas1.50

739000 739400 739800 740200

4347400

4347600

4347800

4348000

4348200

4348400

4348600

4348800

Esquema superficial de fracturación(Mina Ratones).

s sedi-

- 6. Barrera geológica: conceptos básicos - 137

En estas condiciones los tiempos de tránsito entre un repositorio y labiosfera, para la mayoría de los radionucleidos, serán altísimos.

4. Las vías de migración De acuerdo con lo anterior, el conocimiento de las posibles vías demigración del agua es crítico para establecer el funcionamiento hidro-geológico e hidrogeoquímico del emplazamiento y para construir ydesarrollar modelos de transporte desde el repositorio a la biosfera.

En los medios cristalinos (granitos) las principales vías demigración son las fallas, fracturas y en las arcillas son loscontactos o discontinuidades. Es necesaria su identifica-ción y clasificación en base a su contribución al funciona-miento hidrogeológico y geoquímico del medio. Otro as-pecto importante es conocer la respuesta del sistema devías de migración frente a eventos tectónicos, sísmicos ode cualquier otro tipo y cómo incidirán en el flujo y trans-

porte de radionucleidos. En este contexto hay que considerar:

� La identificación y clasificación de las principales estructurasde forma que permitan establecer los dominios de fractura-ción existentes en el repositorio.

Las fracturas normalmente se clasifican de: 1er orden, a lasde más de 10 Km. de longitud; de 2º orden, entre 3 y 10 Km;de 3er orden, 0,5 a 3 Km y 4º orden, <0,5 Km. Los dominiosse establecen considerando, además de la distribución yorientación espacial de las fracturas, la densidad de la frac-turación menor asociada, las características mecánicas, mi-neralógicas y químicas de la roca de falla y la geometría.

� Funcionamiento hidrogeológico de las fracturas, estableci-das en base a la longitud, anchura, puntos de agua, conec-tividad, rellenos de fracturas, espesor de relleno, compatibi-lidad con el régimen tensional, expresión morfológica, etc.

Para este tipo de estudios es necesario aplicar técnicas convencio-nales de cartografía geológica (teledetección, imágenes aéreas, insitu, etc.) pero es imprescindible la utilización de técnicas geofísicasdado que se trata de conocer la estructura del macizo rocoso, las ca-racterísticas de su matriz en profundidad y de perturbar el medio lomenos posible. Estas técnicas geofísicas están muy desarrolladaspara medios sedimentarios, gracias a las técnicas de exploración depetróleo y muy poco en rocas cristalinas.


Modelo de funcionamientohidrogeológico de fracturas.

Fracturación en profundidad como víaspotenciales de de migración (Mina Ratones).

El estudio de los procesos de difusión en la matriz requiere también laaplicación de técnicas muy sofisticadas, que permitan identificar lasvías de migración a escalas de mucho detalle y relacionarlas con lasvariaciones texturales y mineralógicas, directamente conectadas conel estado tensional del medio, tanto en medios cristalinos como en ar-cillas.

5. Procesos geoquímicosy migración

de radionucleidos

El emplazamiento de un repositorio debe ser un medio químicamenteestable o en equilibrio. El agua que se mueva por el medio geológico,matriz y fracturas o que esté rellenando poros, está interaccionadocon las fases sólidas minerales con las que está en contacto, adqui-riendo, como resultado, una determinada composición química.

Conocer esa composición suministra, en primer lugar, in-formación sobre el estado de equilibrio, origen, edad yevolución del sistema. Las características químicas delagua subterránea serán la base del funcionamiento quí-mico de las bentonitas, afectando al resto de barreras deingeniería. Asimismo una vez que se incorporen los radio-nucleidos a las aguas subterráneas, como nuevos ele-mentos, generarán una serie de interacciones, con las fa-ses líquidas y sólidas fruto de las cuales resultará su inmovilización,retardo o movilización. El conocimiento pasado y presente de lasaguas de la formación será imprescindible para establecer el funcio-namiento futuro y el impacto del repositorio.

A partir de las características químicas de las aguas subterráneas y sudistribución en la barrera geológica pueden analizarse los principalesprocesos que afectan a los radionucleidos cuando se incorporen ointeraccioinen con esta barreras. Los principales procesos son:

a) Procesos de migración� Disolución: Paso a la solución de especies iónicas, anterior-mente en forma sólida.

� Advección: Transporte del soluto que se mueve con el agua.

� Difusión: Movimiento de los solutos por gradientes de con-centración. Los solutos pasan de las zonas más concentra-das a las menos concentradas. Las velocidades son muylentas y van a depender de cada radionucleido, de las ca-racterísticas de la red de poros, de su presión, del estado


AdvecciónDispersión

Difusiónen lamatriz

Sorción

Esquema de procesosde transporte/retención.

tensional, etc. Se expresa en forma de coeficien-tes de difusión.

Dispersión: Movimiento diferencial de las partícu-las dentro del agua. Al moverse el agua no todaslas partículas disueltas lo hacen con la misma ve-locidad.

Gases: La presencia de burbujas de gases pue-de arrastrar algún radionucleido.

Coloides: Las partículas coloidales, orgánicas o

�

�

�

Permeabilidad granito~10 m/s-10

Elevada estabilidad mecánica y térmica

Densidad fracturación baja

Permeabilidad fractura ~10 -10 m/s-6 -9

Porosidad baja<<<1%

ADVECCIÓN

Difusión en matriz

Dispersión

Sorción

Permeabilidad fracturas>>>permeabilidad matriz

Mecanismos de transporte.

inorgánicas presentan grandes superficies electrostática-mente cargadas. Los iones se fijan en la superficie del coloi-de y se moverán con él.

b) Procesos de retención � Precipitación: En función de pH, estado redox, concentra-ción de CO2 y del resto aniones y cationes mayoritarios delagua, se pueden alcanzar los productos de solubilidad deespecies minerales en las que los radionucleidos presentespueden precipitar, directamente o conjuntamente con otroselementos traza (coprecipitación).

� Sorción: Engloba toda una serie de procesos, por los queun soluto en fase líquida se incorpora a la fase sólida, redu-ciendo su concentración en el líquido. El proceso más co-mún es la complejación superficial.

� Difusión en matriz: Cuando la fase líquida se mueve a travésde una vía principal de circulación del agua, parte de la mis-ma penetra en las fisuras, microfisuras, poros, límites de gra-no, etc. En estas condiciones parte de los radionucleidostransportados pueden quedar allí retenidos. Este procesoes de gran importancia para el retardo de radionucleidos ytiene un potencial alto en los granitos dada su elevada capa-cidad de almacenamiento hidráulico.

Retardo por precipitación en superficiede fracturas.

� Intercambio iónico: Un ión retenido en un mineral es inter-cambiado por otro que está en forma disuelta.

� Substitución isomórfica: Un ión en solución pasa a ocuparhuecos vacantes en la red de un mineral.

� Exclusión aniónica: imposibilidad de movimiento de iones através de superficies de poros o láminas cargados negativa-mente (repulsión electrostática).


La mayor o menor intensidad con que tendrán lugar estos procesos sólo podrá cuantificarse si sconocen tanto las características hidrogeoquímcas, geoquímicas e hidrológicas de la barrergeológica como la forma, cantidad y especie qumica en que los radionucleidos que atraviesan labarreras de arcillas se incorporarán al flujo subterráneo.

Será clave para analizar el adecuado funcionamiento de la barrera geológica el poder determi

� Las características hidrogeoquímicas ycas del agua del emplazamiento y su di

� La evolución hidrogeoquímica con el tielinidad, especies, complejos, coloides

� La capacidad de sorción de intercambirales de la matriz de la roca, los rellenoperficies de los poros.

� Las características de los principales raguas subterráneas: hidrólisis, compleloides, difusividad, etc.

� La estructura interna de la porosidad dnectividades, límites de grano, microfis

El impacto térmico es otro factor a tener en cuentdos estos procesos.

Las razones por las que la sismicidad del emplubique un repositorio debe ser baja, están relefectos que los sismos pueden generar en el sis(modificación del régimen hidrogeológico) queinstalaciones en sí.

Las instalaciones de superficie estarán operativatiempo, 40 ó 50 años, y pueden diseñarse de acsismo probable, como en cualquier otra instalactalaciones subterráneas apenas sufrirían daños psismo dado que no supondrían ninguna discongación del movimiento que el sismo genera, subicación sea la adecuada de acuerdo con la rdiscontinuidades litológicas.

-ei-aí-s-

-nar:

paleohidrogeoquími-

Predominios de las especies de U en solución Valores mediosde la composición del agua

granítica de referencia

Li

Ca

Mg

Na

K

SiO2

HCO-

3

F-

Cl-

SO=

4

Redox

0.7 ppm

6.1 ppm

3.9 ppm

100 ppm

2.1 ppm

22.6 ppm

308 ppm

0.33 ppm

14 ppm

1.5 ppm

7.9

-0.175 V

pH

pH

Composición química del aguay especiación de radionucleidos, fracturas

clave para la migración-retención.

stribución espacial.

mpo (redox, pH, sa-, etc.).

o iónico de los mine-s de fisuras y las su-

adionucleidos en lasjación, fijación en co-

e la roca: poros, co-uras, etc.

a en la cinética de to-

6. Sísmica y neotectónicaazamiento donde seacionadas mtema de fractpor los daños

s relativamenuerdo con el mión nuclear. Lor los efecto

tinuidad en laiempre y cuaed de fractura

Parte B

El factor de retardo es el resultadofinal de la interacción

de los solutos con la roca.

ás conuración

en las

te pocoáximo

as ins-s de unpropa-ndo sus o las

40º

5º

35º

40º

-10º -5º 0º 5º

45º 45º

-10º -5º 0º

35ºProyección Mercator

4000

N

200 km0 50 100

Mapa de esfuerzos actuales

en la Pensínsula Ibérica.

- 6. Barrera geológica: conceptos básicos - 141

Sin embargo, las fracturas sí suponen una discontinuidad, y un sismoenerar su apertura o cierre o el movimiento diferencial de blo-ndo el efecto principal una posible modificación del régimenidrogeologico.

esta del emplazamiento frente a un sismo estará tambiénnada por el campo de esfuerzos existente en dicha zona. Eliento del campo de esfuerzos, pasado y presente, el análisisicidad histórica, y el estudio de los efectos de los sismos en

fracturación, durante los dos últimos millones de años (cua-, permiten analizar con mucho rigor la respuesta del emplaza-largo plazo frente a los eventos sísmicos. La neotectónica, ele los movimientos recientes de fallas, fracturas y discontinui-

s por tanto muy relevante para conocer, en un determinado

puede gques, siede flujo h

La respucondicioconocimde la sismla red deternario)miento aestudio ddades e

200 km0 50 100

N

28/10/86

06/07/87

19/05/88

28/12/88

21/12/91

07/06/94

05/03/8105/07/86

25/05/93

15/08/93

15/12/91

24/08/87

26/09/94

15/05/95

14/09/85

26/04/86

30/05/86

11/03/87

07/06/89

29/03/90

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06/06/77

08/04/94

Trayectorias de Shmax

13/05/86Bib.

Construcción de los mecanismos focales de los sismosque ajustan a la moda principal.

Construcción de los mecanismos focales de los sismosque ajustan a la moda secundaria.

Fecha del evento (día/mes/año)Dato Bibliográfico (Ribeiro ., 1996)et al

Magnitud5.0 4.0 3.0

Mapa de manismos focalesde la Península Ibérica.

emplazamiento, cuál será el efecto de los sismos en relación con lafracturación.

En ese sentido se están aplicando técnicas cada vez más avanzadasque permiten conocer la historia neotectónica de un área y sobre todode sus estructuras. Esto unido también a los avances en la interpreta-ción de los mecanismos de los sismos ligados al movimiento de pla-cas y al estado tensional que generan, hace que se disponga de co-nocimientos y tecnologías suficientes para asegurar la idoneidad sis-motectónica de un emplazamiento.

No se puede conocer si un emplazamiento habrá o no sufrido un sis-mo a largo plazo, pero sí pueden analizarse los efectos en la seguri-dad del repositorio.

7. Cambio climático Otro de los aspectos relacionados con el funcionamiento de la barre-ra geológica a largo plazo es el efecto del cambio climático.

ebe ser seguro por períodos que superen los 100.000os de tiempo similares durante los dos últimos millo-

de años en la geosfera han tenido lugar varias glacia-es considerándose que estos episodios tienen un pe-

de retorno entre 20Ka y 40Ka. En este momento, conpendencia del efecto invernadero nos movemos haciaglaciación. Los efectos de una glaciación serán muytos en el norte y en el sur de Europa. De los estudiosados por ENRESA, para la Península Ibérica se dedu-ue solamente en las zonas montañosas más altas po-aber episodios glaciares. En el norte de Europa, sin

argo ciudades como Estocolmo o Helsinki tendrán

El repositorio daños. En períod

nescionríodoindeunadistinrealizce qdrá hemb

- 8

- 6

- 4

- 2

0

2

4

� 18 0O ( / PDB)00

� 18O

60

6

300250200150100500

1 GranPeríodofrío yhúmedo

er2º Gran Períodofrío y húmedo

3 Gran Períodofrío y húmedo

er

1 Gran Período cálido y áridoer

2º Gran Períodocálido y árido

4º GranPeríodofrío yhúmedo

4º GranPeríodocálido yárido

3 GranPeríodocálidoy árido

er

POTENCIA (metros)

1.7

7M

a(p

m)

1005

71

ka

�

1023

175

ka

�

765

88

ka

�

748

135

ka

�

380

73

ka

�

402

68

ka

�

CRC CCTB CNOR CMUR

673

117

ka

�

c.a.

780

ka

(pm

)

PALEOMAGNETISMO

+-

Matuyama (-)

Cro

nO

lduvai

Brunhes (+)

Cro

nE

mpero

ro

Lak

eB

iwa

III

La medida de isótopo de O18 encaparazones de ostracodos ha permitido

conocer la evolución de la temperatura.


encima una capa de hielo de más de 1 Km dentro de 10.000 años deacuerdo con estudios realizados en dichos países.

Los efectos del cambio climático son de tres tipos:

� Mecánicos.

� Geomorfológicos-hidrogeoquímicos.

� Biosféricos.

Los efectos mecánicos están derivados de la presión que ejerceríauna capa de hielo sobre el emplazamiento. En el caso de rocas graní-ticas, ese aumento de presión se propagaría a través de las fracturasde forma que el repositorio, colocado siempre en un bloque sin frac-turas recibiría un impacto mecánico poco apreciable. En el caso delas arcillas, dependerá de la potencia de las capas superiores pero setraducirá en un aumento homogéneo de la presión sobre los sedi-mentos arcillosos.

Sin embargo, la capa de hielo o la congelación de las decenas demetros más superficiales del terreno impediría la recarga de los acuí-feros y éstos modificarían su régimen de funcionamiento. La modifi-cación de ese régimen hidráulico debe analizarse en las evaluacio-nes de la seguridad.

En las áreas donde no se produzcan glaciaciones, las variaciones declima generarán lógicamente modificaciones en el régimen pluvio-métrico que fundamentalmente darán lugar a modificaciones en el ré-gimen hidrogeológico. En el caso de la Península Ibérica los efectosserán de tipo hidrogeológico/geomorfológico y los más relevantesestarían asociados al cierre del Mediterráneo. La placa africana estáempujando a la Europea y existe un continuo proceso de cierre (yaestuvo cerrado hace millones de años). Este cierre generará la bajadade su nivel y provocaría un aumento de la erosión muy fuerte a laplazo que tendrá una mayor incidencia en emplazamientos en arcque en granitos.

La biosfera no es sino un reflejo de las condiciones climáticas ybientales existentes en cada momento de forma que se va adapdo al cambio. La biosfera como se verá más adelante es cíclica y eluciona a lo largo del período en el que deben realizarse las evaluanes de la seguridad.

En este contexto es importante disponer de los datos más fiablessible sobre la futura evolución climática y ambiental de la PenínIbérica. Para ello es imprescindible conocer cómo han ido varia

Parte B - 6

Evolución de la biosfera ygeosfera asociada a un AGP.

rgoillas

am-tan-vo-cio-

po-sulando

Identificación de 5 familiasde fracturas a partir de datos de superficie

LeucogranitoGranito 2 micas “Berrocal”

Entorno GaleríaMapa 1:2.000 CIEMAT

Porfiroides GranitoideosGranodiorita “San Vicente”

Terciario

Frecuencia (N=828)

14 %

14%

Longitud (N=828)

1 Km

Caracterización inicial del sistema(fracturas). El Berrocal.

. Barrera geológica: conceptos básicos - 143

las condiciones paleoambientales durante los últimos millones deaños, pero sobre todo en los últimos 100.000 años, combinandocondiciones climáticas y régimen hidrogeológico. ENRESA desarrollaa tal fin un programa en este campo que ha permitido obtener muybuenos registros, hasta la fecha, de la variación paleoambiental de laPenínsula Ibérica. A partir de estos datos se realizarán prediccionesgeoprospectivas de los escenarios biosféricos pausibles en los próxi-mos 100.000 años.

8. Funcionamiento

de la barrera geológica

En la barrera geológica, a diferencia de las barreras de ingeniería, hayque considerar varias etapas de funcionamiento, debido al impactoque va a tener en su funcionamiento la construcción y operación delrepositorio.

Medios graníticos Etapa previa

De los estudios de caracterización desde superficie del emplaza-miento estarán establecidos los regímenes hidráulico, geoquími-co-hidrogeoquímico y mecánico. Asimismo se conocerá el sistemade fracturación, el estado de esfuerzos y la actividad neotectónica dela zona.

En la zona del repositorio las condiciones físico-químicas serán re-ductoras, los pH alcalinos, la salinidad baja con dominio de aguas bi-carbonato-cloruradas sódico-cálcicas. Los tiempos de residenciadel agua, superan los 20.000 años y la permeabilidad del medio va-riará entre 10-12 m/s en matriz a 10-7 en las fracturas más próximas alrepositorio, pero a centenares de metros de este.

Etapa constructiva

La construcción del repositorio, o del laboratorio subterráneo previode caracterización va a suponer:

� Modificación de las líneas de flujo hidrogeológico. Las gale-rías excavadas serán un punto de descarga de las aguassubterráneas adaptándose el flujo en este sentido.

� Las condiciones geoquímicas, al poner el medio en contac-to con la atmósfera, serán oxidantes y perderá sus propie-dades reductoras.


Modelo de funcionamientohidrogeológico inicial . El Berrocal.

� Se producirá un reajuste mecánico de acuerdo con las di-recciones preferentes del estado tensional existente.

� Existirá una zona rodeando a las galerías, en la que por efec-to de excavación, la roca habrá modificado sus propieda-des hidrogeológicas, geoquímicas y mecánicas. Esta zonase denomina EDZ (Excavated Disturbed Zone).

Etapa operativa/Clausura (<1000 años)

La etapa operativa implica la colocación de las cápsulas con los resi-duos y la barreras de ingeniería de arcilla compactada, el sellado pro-gresivo de galerías de almacenamiento y finalmente el sellado y cierrede todas las galerías y túneles de acceso.

Los procesos que tendrán lugar en estas condiciones son:

� Desaparición del área de descarga hidrogeológica que su-ponía el repositorio abierto. Más que una desaparición totalserá una disminución drástica pues empezará a funcionar labentonita.

� La bentonita comenzará a succionar agua de la formacióngeológica para hidratarse. Comenzará a hinchar y a actuaren las fisuras y microfisuras existentes y sobre todo en laEDZ. Comenzará a operar cuando se alcance un elevado ni-vel de saturación, generando una presión sobre la forma-ción geológica.

� Como resultado de esas presiones de hinchamiento elcampo tensional se ajustará a unas condiciones, que cuan-do esté totalmente saturada la bentonita, serán constantes alargo plazo.

� Se empezará a producir un consumo del oxígeno existenteque se traducirá en el restablecimiento de las condicionesredox iniciales del sistema.

� Se producirá una difusión de iones desde el agua de porosde la arcilla bentonítica al agua subterránea, dado que la sa-linidad del agua de poro de la arcilla es mayor.

� Comenzará a restablecerse el flujo hidrogeológico adapta-do a las condiciones térmicas existentes.

Los procesos hidráulicos, mecánicos y geoquímicos se adaptarán alimpacto térmico que generarán los residuos.


Efecto de la excavación del repositorioen el flujo subterráneo.

Excavación de un laboratoriosubterráneo.

Etapa largo plazo (>1000 años)

Pasados 1000 años el impacto térmico irá decreciendo, se habrá pro-ducido, como hipótesis muy conservadora, la degradación de lascápsulas metálicas, con la consiguiente generación de gas y produc-ción de oxihidróxidos de hierro y comenzará la interacción de lasaguas resultantes de la bentonita con el combustible.

Pasado un largo período de tiempo algunos radionucleidos habránatravesado la barrera de ingeniería y se incorporarán al medio geoló-gico. Los procesos que tendrán lugar serán los siguientes:

� Continuación de los procesos de reequilibrio entre el aguade poros de la bentonita y el agua subterránea. El equilibriono se alcanzará hasta los 100.000 años.

� Difusión en la matriz de la roca de los radionucleidos que ha-yan atravesado la barrera, bajo distintas formas químicas.

� Los radionucleidos alcalinos y alcalinoterreos (Cs, Sr, etc.)podrían movilizarse como especies iónicas verdaderas.

� Algunos radionucleidos podrán quedar asociados a las su-perficies de coloides e incorporarse al medio geológico endicha forma. Las características de la matriz de la roca, po-ros y microfisuras controlan los procesos de movilización oretención de dichos coloides que en cualquier caso sonmuy lentos.

La mayoría de los radionucleidos forman complejos con losgrupos aniónicos existentes, fundamentalmente CO 3

� ,CO3H- y SO4

� o aparecen en forma hidrolizada. Será bajoesas formas como se incorporen en los procesos de difu-sión y transporte.

so difusivo será extraordinariamente lento, siendo crítico quemayor distancia posible entre matriz de la roca y las fracturasque supongan vías de migración más rápida.

Roca

Capsula

Barrera

Etapa operacional

�

El proceexista lao fisuras

U

Fe

Fe

Pirita

Minerales arcillosos

Oxi-hidróxidos de Fe complejando U

Retención de uranio en rellenosde fisuraS.

Una vez que alcancen las fracturas (vías principales de flujo) se incor-porarán al flujo en dichas vías y su comportamiento estará controladopor los procesos citados anteriormente.

� Precipitación y coprecipitación en función de la solubilidadde las especies sólidas limitantes posibles en las condicio-nes físico-químicas del agua.


� Desarrollo de procesos de sorción e intercambio iónico con los minerales que recubren las fracturas.

� Difusión en los poros y microfisuras de lasparedes de las fracturas (difusión en matriz).

� Transporte advectivo-dispersivo de los iones o complejos en solución.

El mayor o menor desarrollo de estos procesos estalas propias características del flujo, las característicastriz, las características químicas de los minerales enagua y de las características hidrogeoquímicas de lonucleidos.

Finalmente y transcurridos largos períodos de tiempnucleidos podrían alcanzar la biosfera.

La movilidad de los actínidos en condiciones reductdamente baja dado que existen numerosas fases sformación, estables en las condiciones físico-químicla barrera geológica.

Solamente productos de fisión de tipo aniónico (I-, Cmovilizarse con mayor rapidez.

En cualquier caso, dado que su liberación inicial esla solubilidad del UO2, la fracción que se incorporemuy pequeña y no debe olvidarse que además debarrera de arcilla compactada.

El funcionamiento descrito anteriormente está en relacristalinos. En el caso de medios arcillosos, los proclares pero más lentos.

La hidratación de la bentonita será un proceso másmenor disponibilidad de agua en la barrera geológic

La incorporación de los radionucleidos a la barrera gun proceso similar, si bien en la arcilla, el movimientodo por difusión al no existir fracturas, por lo que los tiehasta la biosfera serán mayores.

La salinidad del agua de poro de la arcilla es mayor quey el proceso de reequilibrio entre ambas aguas de poque en el caso del granito. Los pH serán alcalinos, laductoras y la química del agua estará dominada por clo

--

-

rá controlado porfísicas de la ma-

1 2 3

5

SELENIO

200-

100-

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1000-

2000-

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1-Q+KFd+Plag 2-Q+Plag 3-KFd 4-Musc 5-Biot 1 6-Biot 2

6

4

5

6

2 3

4

1

Sorción en minerales de granito.

contacto con els distintos radio-

o, algunos radio-

oras es extrema-ólidas de posibleas existentes en

l-, SeO4=) pueden

tá controlada pora la fase móvil esben atravesar la

Medios arcillososción con mediosesos serían simi-

largo debido a laa arcillosa.

eológica seguiráestará controla-

mpos de tránsito

la de la bentonitaro será más lentos condiciones re-ruros y sulfatos.


Transporte por coloides.

requisito fundamental es que no exista en lamación arcillas, niveles con contenidos ennas o limos que supongan una vía de mi-ción preferente. La homogeneidad a muyqueña escala de las formaciones arcillosaspor tanto un requisito fundamental para laneidad de funcionamiento de la barreraológica de arcilla.

nico del repositorio será mayor en el casoneral el movimiento de los radionucleidos

Elforaregrapeesidoge

El impacto térmico y mecáde las arcillas, pero en ge

Características de las principalesformaciones arcillosas europeas.

será de tipo difusivo y más lento que en el caso de la matriz granítica.Sin embargo la mayor salinidad de las aguas de poro podría acentuarlas reacciones de degradación de las cápsulas.

Capacidades tecnológicas El desarrollo instrumental, numérico y experimental requerido para es-tablecer el funcionamiento de la barrera geológica ha requerido im-portantes esfuerzos de I+D, que han cristalizado en la disponibilidadde numerosos grupos, de muy alta cualificación científica que cubrenlos aspectos geocientíficos. Entre otros grupos hay que enumerar aCIEMAT, AITEMIN, CSIC-J. ALMERA, CSIC-ZAIDÍN, UCM, UPC-DIT,UDC, UPV, UAM, UPM-ETSIIM, QUANTSICI.


Para saber más


nológico en gestión de residuos radiactivos. VOL.II”. Publicación


� Pérez del Villar, L., Bruno, J., Ruiz, J. (2001) “La pechblenda de la

mina Fe (Ciudad Rodrigo, Salamanca) como análogo natural del

comportamiento del combustible gastado. Proyecto MATRIX. Pu-

blicación técnica ENRESA 5/2001.

� ENRESA (1996) “El Berrocal Project. VOL. I; Geological studies VOL. II;

hydrogeochemistry VOL. III; Laboratory migration test and in situ tracer

test VOL. IV; Hydrogeological modelling and code development”.

� Horseman, S. (1994) “The disposal of high level radioactive waste in

argillaceous rocks. Identification of parameters, constrain and geolo-

gical assessment priorities”. Publicación Técnica de ENRESA 4/94.

� Molinero, J. (2001) “Testing and validation of numerical models of

groundwater flow. Solute transport and chemical reactions in frac-

tured granites. A quantitative study of the hydrogeological and

hydrogeochemical impact produced”. Publicación Técnica de

ENRESA 6/2001.


Barrera geológica: conceptos básicos. Lo más relevante

� La barrera geológica debe proteger a largo plazo (1 Ma) alconjunto de barreras de ingeniería, asegurar un flujo deagua lento y estable en el entorno del repositorio, inmovilizaro retardar al máximo los procesos de migración de radionu-cleidos y proteger al repositorio de la intrusión humana.

� Las principales condiciones de idoneidad de un mediogeológico para que pueda albergar un repositorio son:Estabilidad sísmica y estructural, homogeneidad litológica,baja permeabilidad y gradiente hidráulico, presencia limita-

da y conocida de vías de migración de radionucleidos ycapacidad de retención de los mismos.

� Las principales litologías, en España, susceptibles decumplir estas propiedades son al menos: granitos, arcillasy sales.

� Granitos: baja permeabilidad, solubilidad y erosionabili-

dad. Capacidad de retención variable, capacidad redoxalta, estabilidad tectónica, conductividad térmica mode-

rada, elevada resistencia y transporte de radionucleidosdifusivo en la matriz y dispersivo en las fracturas.

� Formaciones arcillosas: muy baja permeabilidad, ele-vada capacidad de retención de radionucleidos, plasti-

cidad variable, conductividad térmica baja, baja corro-sividad, elevada erosionabilidad, transporte difusivo desolutos, necesidad de sistemas de sostenimiento y ele-vada salinidad de las aguas de poro.

� Formaciones salinas: muy baja permeabilidad, fractura-ción y capacidad de retención. Alta conducividad térmi-

ca, erosionabilidad y disolución, fácil excavación, pro-piedades autosellantes y movimiento difusivo de radio-

nucleidos. Alta corrosividad del agua de poro.

� El agua subterránea es el factor que controla los procesosde transporte de radionucleidos del repositorio a la biosfe-ra y la durabilidad de las barreras.

� El conocimiento de las vías de migración del agua, su per-meabilidad, su capacidad de retención y su respuesta sís-mica es crítica.


Barrera geológica: conceptos básicos. Lo más relevante(continuación)

� La matriz de la roca juega un papel fundamental en la re-tención. Su determinación es clave.

� La química del agua es determinante para establecer ladurabilidad de las barreras de ingeniería y las posibilidadde transporte de los radionucleidos.

� El movimiento de los radionucleidos en el medio geologi-co será el resultado de procesos de disolución, advec-ción, difusión, arrastre por gases, complejación y asocia-ción a coloides.

� Los principales mecanismos de retención son: la difusiónen matriz, la precipitación, intercambio iónico, complejaciónsuperficial, substitución isomórfica, exclusión aniónica.

� La respuesta de la formación geológica frente a eventossísmicos debe conocerse y analizarse.

� Los efectos del cambio climático estarán en relación conlos procesos erosivos, mecánicos e hidrogeológicos y de-ben cuantificarse. Para ello es fundamental el conocer laevolución paleoambiental y paleohidrogeológica del em-plazamiento.

� Los efectos de la construcción del repositorio son de tipo:hidrogeológico, mecánico y geoquímico. Deben cuantifi-carse y establecerse el tiempo necesario para el re-esta-blecimiento del equilibrio inicial.

� La incorporación de los radionucleidos a la barrera geoló-gica se producen mayoritariamente de forma difusiva des-de la barrera de ingeniería.

� El transporte de los radionucleidos se produce de formadifusiva en la matriz y advectiva- dispersiva en las fracturas.

� En los medios arcillosos el transporte será fundamental-mente difusivo con un pequeño componente advectivo re-gional.

Caracterizaciónde la barrera

geológica. Procesos,parámetros y modelos

IntroducciónEl análisis de los procesos y parámetros que controlan el funciona-miento de la barrera geológica es un aspecto fundamental del alma-cén geológico profundo que, sin embargo, está dificultado por unaserie de aspectos muy específicos de los medios geológicos. Estosaspectos se refieren a la heterogeneidad, anisotropía y la limitaciónespacial y temporal de las observaciones.

1. Condicionantes

de la caracterización

de parámetrosde la barrera geológica

Heterogeneidad

La medida de cualquier parámetro de la geosfera va a estar afectadapor la heterogeneidad del medio, lo que dificulta el establecimientode su variación espacial, a partir de medidas puntuales.

Para poder realizar una interpretación realista de esas medidas es im-precindible utilizar técnicas geoestadísticas que permitan relacionar lavariación espacial de un parámetro con la heterogeneidad del medio.ENRESA ha propiciado el desarrollo de toda una serie de técnicasque permiten tener en cuenta la heterogeneidad, incluyendo informa-ción a veces difícil de cuantificar (información blanda) como registrosgeofísicos, mineralógicos, historia geológica, isotopía, etc., sobretodo en los modelos de flujo y transporte de radionucleidos.

Parte B - 7. Caracterización de la barrera geológica. Procesos, parámetros y modelos - 151

7Parte B - 7.

Caracterización de

la barrera

geológica.

Procesos,

Anisotropía

La anisotropía es la variación con la dirección del valor de un determi-nado parámetro, aunque se trate de un medio homogéneo. La inter-pretación de la anisotropía exige un conocimiento muy detallado delmedio y de los principios que controlan el funcionamiento del proce-so de que se trate.

Limitación espacial de las observaciones

El proceso inicial de caracterización de un emplazamiento (análisis deidoneidad) se realizará a través de la información limitada, obtenidadesde superficie a partir de sondeos y de datos geofísicos. Con estainformación debe cuantificarse la idoneidad de un emplazamiento enlas tres dimensiones. Por ello es imprescindible integrar toda la infor-mación disponible, en modelos numéricos que permitan, en primerlugar, extrapolarla a todo el espacio y explicar el funcionamiento delmedio para, posteriormente, una vez verificado, predecir el funciona-miento a largo plazo. Las técnicas de modelización y simulación sonpor tanto imprescindibles para un estudio robusto de los emplaza-mientos.

Escalas de medida

Al igual que en el caso de las barreras de ingeniería, el estudio y ca-racterización de los procesos relevantes para la seguridad en lageosfera exige realizar estudios en laboratorios convencionales. Eneste tipo de estudios pueden identificarse los parámetros que gobier-nan los procesos bajo condiciones controladas y muy precisas. Losdatos que se obtengan serán muy fiables, si bien su representativi-

que ocurre a escala real debe verificarse.

ión de ensayos posteriores a mayor escala (maqueta) y ens subterráneos y sistemas naturales, es fundamental parablecer el comportamiento real del sistema, construir y verifi-delos numéricos de comportamiento y funcionamiento degeológica. Sistemas naturales, laboratorios subterráneos ys convencionales son piezas fundamentales, dado queumentar las escalas espaciales y temporales de los experi-pese a su complejidad, los resultados serán más robustostativos. Para horizontes temporales muy largos hay que re-análogos naturales y a los sistemas naturales.

a) Histograma de permeabilidaddel medio. B) Característicasestructurales del medio. c) Análisis

de la heterogeneidad y simulaciónresultante.

dad con lo

La realizaclaboratoriopoder estacar los mola barreralaboratoriopermiten amentos, yy represencurrir a los

2000 m/s

SR1

SR4

SR3RTNS006

Falla 285

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-20.00

-30.00

-40.00

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2000 m/s

4000 m/s

SR1

SR4

SR3RTNS006

Falla 285

Distancia

(m)

Pro

fun

did

ad(m

)

Sísmica de alta resolución en granitos.Mapa de isovelocidades.


Los análogos naturales deben ayudarnos a verificar qué procesos se-rán los más relevantes en el largo plazo, hasta dónde llega la com-prensión del sistema y cómo éste puede reproducirse con los mode-los numéricos disponibles.

Es por ello que para caracterizar procesos y verificar tecnologías decaracterización de emplazamientos, ENRESA está desarrollando ypromoviendo estudios en laboratorios convencionales, laboratoriossubterráneos y análogos y sistemas naturales.

2. Caracterización

de medios cristalinos

Vías de migración (Medidas litoestructurales)

Es una de las primeras características a determinar dado que, sin sa-ber por donde se mueve el agua, es imposible construir los modelosde funcionamiento hidrogeológico y geoquímico. Su análisis debehacerse a distintas escalas que van desde las regionales a las mi-croscópicas utilizando técnicas geológicas y geofísicas.

� Técnicas geológicas:

� Regionales: Análisis digital del terreno por satélite o auto-portada.

� Locales: Cartografía geológica y estructural.

� Detallado: Análisis de la microfracturación en muestrasde rocas y sondeos.

� Microscópicas: Microscopia electrónica, microscopiaacústica, microscopia láser-cofocal.

� Geoquímica: Geoquímica de roca y de relle

� Geofísica de superficie:

� Sísmica de alta resolución.

� Tomografía sísmica.

� Geofísica en sondeos:

� Sísmica de alta resolución (perfiles verticale

� Televiewer visual y acústico.

� Dipmeter, potencial espontáneo, resistivida

� Termografía.

� Radar, etc.

Parte B - 7. Caracterización de la ba

nos de fallas.

s).

d.

2400

2800

3200

3600

4000

4400

4800

5200

5600

6000

6400

velo

cid

ad

(m/s

)

27’

27

FN 476?

SR1

SR4

SR3

Distancia (m)

SR1

SR4

SR3

Dique 27

Dique 27’

FallaNorte

476?

Distancia (m)

Cota

(m)

Falla

Sur

FS

Cota

(m)

Métodos geofísicos.Sísmica de alta resolución en granitos.

Modelo de velocidades.

rrera geológica. Procesos, parámetros y modelos - 153

Las técnicas geofísicas son convencionales en medios sedimenta-cristalinos son necesarios desarrollos específi-

ción puede construirse el modelo litoestructu-gica (arquitectura y características físico-quími-) que será el primer paso para el estudio hidro-

co.

ogeológica

arios para establecer el funcionamiento hidro-a geológica son:

ción (Apartado anterior).

ica y geoquímica (Aguas subterráneas y su-l objetivo es determinar:

rios pero para medioscos y su verificación.

A partir de esta informaral de la barrera geolócas de la matriz rocosageológico y geoquími

Caracterización hidr

Los parámetros necesgeológico de la barrer

� Vías de migra

� Hidrogeoquímperficiales): E

19.4

19.5

19.6

19.7

Profundidad(m)

00

0.2

0.4

0.6

0.8

1.0

tiempo (h)

(%)

10 20 30

�2� 3

�4�3, 4�1

� 2

� 1

10 110010-1

0

20

Anchura de fisura (µm)

10

Absorción de agua

Distribución de lasanchuras de fisura

%P

oro

sid

adto

tal

abie

rta

Perfil petrofísico de un testigo de sondeo.Microscopia cofocal laser.

� La composición química (Componentes mayores, me-nores, traza, gases).

� Composición isotópica.

� Parámetros físico-químicos (pH, Eh, conductividad, PCO2).

n la formación.

eoquímico.

permeabilidad y el coe-distintas unidades es-

to a nivel de fracturasrealizan extracciones oagua en tramos selec-

� Tiempo de residencia del agua e

� Modelo de funcionamiento hidrog

� Balances hídricos:

� Datos meteorológicos.

� Caudales de ríos y manantiales.

� Piezometría en pozos.

� Evapotranspiración.

� Evaluación de la recarga.

� Parámetros hidráulicos.

El objetivo es la determinación de laficiente de almacenamiento de lastructurales del emplazamiento, tancomo de matriz. Para su medida seinyecciones de volumen variables de

SENSORES DE PRESIÓN YVÁLVULAS DE CONTROL

TRAMO DEENSAYO

OBTURADOR

S1

S2

S3

V1

CABLEADO ELECTRÓNICO YLÍNEAS DE INFLADO

S4

V2

CARACTERISTICASTipo “wire-line”.

Permite efectuar ensayosde pulso, cuchareo, inyeccióna caudal constante y nivelconstante.

Medición del volumende inyección.

Registro de niveles mediantesensores con conectoressubmarinos

OBTURADOR

Esquema para la realizaciónde ensayos hidráulicos en mediosde baja permeabilidad

cionados, aislados del resto, mediante una instrumentaciónadecuada midiendo las variaciones de nivel generadas.


Los ensayos más frecueson:

� Pulso: Inyeccióqueño volume

� Cuchareo (Slumen de agua d

� Caudal o niveltrolada de agu

� Transporte: Inyla roca.

Al tratarse de medios destos ensayos requieremetodología específicaen hidrogeología converrollar y verificar. Requieestancias prolongadas enamiento hidrogeológiccaracterísticas estructurcimiento requiere por taemplazamiento.

El funcionamiento hidrouno de los aspectos fumiento tanto por su conlas barreras como porcontrolador del transpora la biosfera.

Su caracterización será

� La caracterizaci

� Construcciónmiento actual d

� Monitorizaciónta a cambios a

� Caracterizacióntenares de milea largo plazo.

Parte

ntes en medios de baja permeabilidad

n o extracción instantánea de un pe-n de agua (cm3).

g): Inyección o extracción de un volu-ecimétrico.

constante: Inyección o extracción con-a a caudales o presión constantes.

ección de trazadores conservativos en

e baja permeabilidad, el desarrollo deuna sofisticada instrumentación y unade interpretación, distinta de la utilizadancional, que ha sido necesario desa-ren equipos instrumentales móviles yn el campo para su medida. El funcio-o de la barrera geológica integra lasales, geoquímicas y mecánicas y su estable-

BOMBA de inflado

Línea Inflado OBTURADOR INFERIOR

SISTEMA DE INFLADO Y CONTROL DE OBTURADORES

SISTEMA DE INYECCIÓN

CONTROL REMOTODEVÁLVULAS

Abrir / Cerrar

V2V1 Fuente dealimentación

INYECCIÓN BAJO PRESIÓNEnsayos de nivel / caudal constante

PURGADO DE LÍNEAS +INYECCIÓN “LIBRE”

Ensayos de pulso / cuchareo

Tubería principalACCESO AL TRAMO

TANQUEINYECCIÓN

PC(Software de control)

SISTEMA DE ADQUISICIÓN DE DATOS

Línea Inflado OBTURADOR SUPERIOR

SONDEO

Fuente dealimentación

CONVERTIDOR A/DSAI

N2

Caudalímetro

Esquema de operación del equipo detestificación hidráulica

nto analizar toda la información disponible del

Caracterización hidrogeoquímica

geoquímico es, junto condamentales en la segu

exión, con el funcionamienel ser el vehículo conducte de los radionucleidos d

una actividad prioritaria y r

ón de la química del agua co

del modelo hidrogeoquímel sistema.

del emplazamiento para ambientales.

de su funcionamiento has de años para analizar s

B - 7. Caracterización de

n la hidrogeología,ridad del emplaza-to y durabilidad de

tor y en gran parteesde el repositorio

equiere:

n el máximo detalle.

ico de funciona-

nalizar su respues-

ce decenas y cen-

Obturador

Obturador

Sensores

Zona de muestreo

Panelde

control

Sondamultiparamétrica

Adquisición datos

Esquema

de muestreo hidrogeológico

u posible evolución

la barrera geológica. Procesos, parámetros y modelos - 155

La caracterización, modelización, hidrogeoquímica y monitoriza-ción implica la perforación de sondeos y su muestreo y análisis ex-haustivo:

� Selección de zonas de muestro: Mediante el modelo estruc-tural y conociendo el funcionamiento hidráulico deben se-leccionarse los tramos por los que circula el agua en la for-mación y aislarse permitiendo la extracción en continuo delagua. La selección de tramos se apoya también en la reali-zación de perfiles físico-químicos, con el sondeo abierto, y alo largo de toda la columna de agua. Deben muestrearse,pese a su baja permeabilidad, las zonas de la matriz rocosaentre fracturas.

� Muestreo: Debe realizarse cuando las medidas en continuode parámetros físico-químicos (pH, Eh y conductividad) sonestables y se ha eliminado el efecto de la perforación delsondeo o de la ejecución de ensayos hidráulicos o de traza-dores.

El agua se transporta directamente desde el tramo seleccio-nado en el sondeo a los equipos analíticos en una unidadmóvil de hidrogeoquímica.

� Análisis: Análisis de componentes mayoritarios, minoritarios,traza, coloides y análisis isotópico. Análisis de parámetros fí-sico-químicos (Eh, pH, conductividad PO2, PCO2) y análisisde pares redox (Fe++/Fe2, S=/SO 4

� ). El análisis de gases y elanálisis isotópico requiere una instrumentación específicadel sondeo siendo actualmente los parámetros más difícilesde medir.

� Interpretación: Realización de diagramas ión-ión, aplicacio-nes de códigos de especiación geoquímica, estudios esta-dísticos y estudios paleohidrogeoquímicos. A partir de estosdatos se construirá el modelo hidrogeoquímico.

� Modelo hidrogeoquímico: Descripción de las distribucionesespaciales de los tipos de agua y especies químicas disuel-

tos en la barrera geológica. Este modelo permite calcular elcomportamiento de elementos traza y radionucleidos encada lugar espacial de la barrera geológica.

� Monitorización geoquímica: Instalación de instrumentaciónpermanente en el sondeo que permitirá o bien la medida encontinuo de los parámetros seleccionados para la monitori-


Unidad móvil de caracterizaciónhidrogeológica.

Equipo de testificación geoquímicaen sondeos.

zación en función del modelo, o la extracción de agua de losdistintos tramos del sondeo. Su información es fundamentalpara mejorar los modelos hidrogeológicos e hidrogeoquími-cos del sistema y, en definitiva, la comprensión del funcio-namiento del sistema.

3. Modelos numéricos

en la geosfera

Un modelo numérico es una representación simplificada y cuantifica-da de los fenómenos naturales que permite calcular los valores de losparámetros representativos en distintos puntos del espacio y paradistintos intervalos de tiempo. Es decir permite representar el funcio-namiento cuantificado del sistema y predecirlo a largo plazo. En lagestión de residuos radiactivos, dados los horizontes temporalespara los que hay que realizar predicciones, es fundamental un cono-cimiento preciso del funcionamiento del sistema y la disponibilidadde modelos numéricos que expliquen dicho funcionamiento y permi-tan realizar predicciones fiables y robustas.

En la barrera geológica la modelización numérica se aplica en:

� Modelos geoestructurales, sismotectónicos y del estadotensional.

� Simulación del medio físico.

� Modelos de flujo y transporte de contaminantes.

� Modelos geoquímicos e hidrogeoquímicos.

� Modelos biogeoquímicos.

Para la gestión de residuos radiactivos, los de mayor interés son losde transporte de radionucleidos, dado que son el resultado final delfuncionamiento del sistema. La verificación de estos modelos es unproceso complejo, y en proceso de investigación-verificación.

El desarrollo y aplicación de un modelo numérico implica:

� Conceptualización y discretización.

Requiere definir inicialmente un modelo simplificado de larealidad y asignar los elementos de la realidad a elementosde cálculo matemático. En esta asignación se pueden utili-zar distintos enfoques, sobre todo en la modelización hidro-geológica en la que un macizo fracturado se puede idealizarde distintas formas para representar su heterogeneidad.


Simulación del medio físico.

� Modelos de fracturas discretos: Las fracturas se concep-tualizan como discos que se entrecruzan. El flujo de aguase canaliza a través de esa red de fracturas sin interac-ción con el resto del macizo.

� Modelos mixtos: Solo se tienen en cuenta aquellas frac-turas de relevancia hidrogeológica y se tratan de formaintegrada dentro de un medio que representa al resto delmacizo.

� Modelos geoestadísticos: En estos modelos se determi-nan los parámetros geoestadísticos del medio en suconjunto, analizándose diversas posibles realidadeshasta encontrar aquella que representa mejor los datosobservados.

� Calibración.

La calibración de un modelo consiste en demostrar que re-produce de forma correcta los fenómenos observados. Unavez calibrado el modelo se puede simular tanto la evoluciónnatural del medio como los efectos que pueden produciracciones antrópicas sobre dicho medio.

Los principales modelos desarrollados por ENRESA, son: SerieTRANSIN (flujo, transporte), Serie RETRASO (transporte reactivo), Se-

rie CORE (flujo), FADES CORE (transporte reactivo), Serie HIDROBAP(estimación de propiedades hidrogeologicas), INVERTO (modelosgeoestadísticos).

4. Caracterizaciónde medios arcillosos

El comportamiento de la barrera geológica, cuando la litología es arci-lla, no difiere mucho de los procesos indicados para la barrera de in-geniería de arcilla compactada, si bien los fenómenos de retención ehinchamiento son menores debido al menor contenido en esmectita.Podría asimilarse a la existencia de una barrera de arcilla compacta-da, heterogénea, anisotropía y de dimensiones cuasi infinitas.

El estudio de las propiedades hidráulicas, mecánicas y geoquímicasde las barreras geológicas de arcilla es consecuencia de las propie-dades y características físicas de estos materiales, así como de suestado tensional. Así, las altas superficies activas de los minerales dela arcilla, el pequeño tamaño de poros, las complejas reacciones quetienen lugar entre los minerales de la arcilla, el agua y los solutos di-sueltos, y el efecto y variaciones de presión condicionan el funciona-miento final de estos materiales.


Modelo hidrogeológico asociado.

Modelo estructural discretizado.

A diferencia de los medios fracturados donde los fenómenos detransporte son por advección-dispersión con unnente difusivo, en el caso de las arcillas el principtransporte es la difusión con un pequeño compon

V

Las posibles vías de migración en un medio arcillodas a la propia formación y evolución geológica dEl proceso de caracterización detallada debe ponexistencia de este tipo de discontinuidades quese deberán a variaciones mineralógicas (deposicon mayor porcentaje de materiales detríticos y pmeables ó de tipo químico), y a la evolución quesufrido en la evolución geológica, por efecto de lsión litostática, expulsión de agua, compactaciónminerales, etc. (diagénesis).

En las arcillas compactadas pueden existir zonasla experiencia adquirida en el laboratorio subterráneza) indica que a efectos de permeabilidad no hay vzonas.

En este contexto la migración en las arcillas se proespacio poroso de la arcilla siendo fundamental cconjunto total de poros, como están conectados.

A la hora de establecer el funcionamiento hidráulicoquímico de la arcilla es imprescindible conocer la ea que ha estado sometida la arcilla, sobre todocesos de compresión-descompresión. Estos pcidirán en:

� La fisuración y generación de disconti

� Magnitud de las tensiones horizontales

� Presiones de hinchamiento y presión dlos poros.

� Deformabilidad, tensión y otras propie

� Funcionamiento hidrogeológico a larg

� Presencia y estabilidad de minerales qmodificar a largo plazo la química del agu

Parte B - 7. Caracterización de

pequeño compo-al mecanismo deente advectivo.

ías de migración

so estarán asocia-e estos materiales.er de manifiesto lafundamentalmenteción de materialesor tanto más per-los materiales hana variación en pre-, precipitación de

4347600 4347700 43478004347900 43480004348100 4348200 43483004348400

0

100

200

300

400

Eh (mV)N

-280

-200

-100

0

100

120

Pozo Maestro

SR5 SR4 SR1 SR3 SR2 JEN-15

FN

JEN-10

43476004347700 43478004347900 4348000 43481004348200 43483004348400

0

100

200

300

400

0

5

10

15

20

25

30

35

40

45

50

55

U ( ug /l)N

SR4 SR1 SR3 SR2 JEN -15SR5

Pozo Maestro

Modelos geoquímicos..

de fractura, si bien,o de Mt. Terri (Sui-ariación en dichas

ducirá a través delonocer, dentro del

, mecánico y geo-volución geológica

la secuencia de pro-rocesos in-

nuidades.

.

e agua en

dades.

o plazo.

ue puedena de poro.

0 20 40 60 80

100

127

166

1 97

200

216

246

251

267

284

303

324

350

366

383

490

% mineral

Esm

ecti

ta

Illit

a

Caolin

ita/C

loritaP

rofu

nd

ida

d(m

)

Esmectita

Dolomita

Illita

Características mineralógicas de la arcilla.

la barrera geológica. Procesos, parámetros y modelos - 159

Funcionamiento hidráulico

e los parámetros hidráulicos en este tipo de materialescompleja que en los medios fracturados debido a:

� La evolución geológica previa condiciona el funcio-namiento hidrogeológico.

� Largos períodos de tiempo necesarios para el mo-vimiento del agua.

� Información espacialmente limitada y difícil de ex-trapolación.

Esto genera incertidumbre en las técnicas de medidatros y en su representatividad lo que es especialmente

La obtención des mucho más

de los paráme

-11,0

-10,5

-10,0

-9,5

-9,0

-8,5

-8,0

150,0 250,0 350,0 450,0 550,0 650,0

log

K(p

erm

ea

bili

da

d,

m/s

)

0.15

0.20

0.25

0.30

0.35

0.40

100 200 300 400 500 600

Profundidad (m)Profundidad (m)

Poro

sidad

alm

erc

urio

Propiedades físicas de la arcilla.

relevante en la medida de la permeabilidad y el potencial hidráulico.

La principal dificultad del funcionamiento hidráulico de este tipo demedios es la existencia de flujos hidrogeológicos, transitorios, va-riables espacialmente y asociados al acoplamiento de fenómenoshidromecánicos e íntimamente relacionados con las interaccionesarcilla-agua-solutos.

La permeabilidad en este tipo de medios son tan bajas (<10-10 m/s)que el tiempo necesario para que una molécula de agua recorra 100

ximadamente 105 años con independencia de consi-cesos de dispersión o de difusión.

metros clave para el estudio hidrogeológico son elensional y su distribución espacial, la química delporos y la distribución de permeabilidades.

da de estos parámetros requiere el desarrollo de ins-ción específica y verificada en condiciones reales.

amiento geoquímico

ción y caracterización de los distintos tipos de agua dea es un parámetro crítico e imprescindible para estable-ncionamiento geoquímico, si bien la obtención de pará-

metros es aproderar pro

Los paráestado tagua de

La meditrumenta

Funcion

La extracuna arcillcer su fu

Características del sólido

Propiedades físicas

% minerales de arcillamateria orgánica

minerales no arcillososcapacidad de intercambio iónico

complejo de cambio

tamaño de partículassuperficie específica

porosidadpermeabilidad

Sorción/RetardoCoeficientes de difusión

Química delagua

intersticial

Especiación deradionucleidos

Funcionamiento geoquímico de las arcillas.
metros representativos es compleja. El conocimiento de éstos paráme-tros es fundamental para establecer el funcionamiento hidromecánico. Elagua dentro de la estructura de la arcilla puede estar como:
� Agua libre en poros.

� Agua entre las capas de los minerales de la arcilla (interlaminar).

� Agua retenida por la carga eléctrica superficial de las partí-culas de arcilla.


� Agua débilmente retenida debido a efectos de capilaridad.

El agua libre de poros será fácilmente extraíble y por tanto movilizmientras que el resto de tipos de agua requiere importantes prenes para su extracción, generándose durante la misma reaccioagua-arcilla.

El parámetro más crítico en el funcionamiento geoquímico en relacon la migración de radionucleidos es el coeficiente de difusión

Este tipo de coeficientes deben analizarse en laboratorio y sobrein situ. Las propias modificaciones que la inyección de una solucon trazadores genera en la arcilla hace complejo el diseño iniciaestos experimentos. Los largos tiempos necesarios para que lones se difundan redundan en la complejidad de este tipo de ensa

Los factores que afectan al movimiento de los radionucleidos earcillas son:

� Su composición mineralógica.

� La superficie específica y el grado de compactación.

� La capacidad de cambio.

� El contenido en materia orgánica.

� La química del agua de poro (pH, Eh, fuerza iónica, comsición de elementos mayoritarios, minoritarios y trazas).

� Presencia de disc

� Acoplamiento hidr

Los principales mecanismodionucleidos en la arcilla so

� Retención en la su

� Intercambio catión

� Exclusión aniónica

� Precipitación/copr

� Substituciones iso

� Difusión en poros.

De acuerdo con las caractela mineralogía, la forma químcontacto con la arcilla tambson retenidos, así:

� 14C tenderá a acuraccionar con la m

Parte B - 7. Caracterización de la barrera geo

ablesio-nes

ción.

todociónl de

s io-yos.

Intercambio iónico

Sustituciónisomórfica

Disolución/PrecipitaciónExclusión

iónica

Difusión

Inmovilizaciónen cavidades

Difusiónen poroscerrados

Adsorciónsobre coloides/

Filtración

Adsorción

Mecanismos de movilización/retención en arcillas

n las

po-

ontinuidades.

omecánico.

s que van a inmovilizar o retener a los ra-n:

perficie de arcilla.

ico.

(filtración moléculas de iones y coloides).

ecipitación.

morfas.

rísticas químicas del agua de poros y deica en que los radionucledios entran en

ién tendrán una gran incidencia en cómo

mularse en los CO3H- presentes o a inte-ateria orgánica de la arcilla.

pH 8,14

pe -3,86

Mol/Kgw

Cl- 4,51E-02

Ca 2+ 6,77E-04

Na+ 5,64E-02

Mg2+ 5,58E-04

K+ 1,64E-04

SO42- 5,71E-03

Alcalin

HCO3/l

2,76E-03

NaX 0,363

CaX2 0,375

MgX 2 0,072

KX 0,113

pCO2 10-3,0

-

+

2-

p -

--

++

-

pp --

Agua obtenida por estrujadoy reconstruida (PHREEQC)

teniendo en cuenta procesosde interacción agua-roca

Características químicas delagua intersticial de la arcilla.

lógica. Procesos, parámetros y modelos - 161

� El Tc, Am, Cm, U y Pu pueden formar complejos con la mate-ria orgánica de difícil movilidad en los poros de la arcilla.

y se difundirá a lo largo de la

r con el complejo de cambio

superficie de la arcilla.

radionucleido debe ser, noe acuerdo con las condicio-tre.

gar en la parte superior, másen los rellenos de fallas.

s no puede separarse de lasmental determinar el estadode poro resultante, en las fa-torio.

� El -I será retenido débilmentearcilla.

� Cs y Sr tenderán a interaccionade la arcilla.

� El Np puede ser retenido en la

El comportamiento específico de cadaobstante, determinado para la arcilla y dnes hidro-mecánicas en que se encuen

Estos mismos procesos podrían tener lualterada de las formaciones graníticas y

Funcionamiento mecánico

El estudio de las propiedades mecánicahidráulicas y las geoquímicas. Es fundatensional de la roca arcillosa y la presiónses previas a la construcción del reposi

Evolución de la concentración de Cl en unapastilla de arcilla (78% illita + 22% caolinita/clorita)

36

Evaluación del coeficiente de difusiónD = (ln / )/( . )� � �C C t

0

0 200 400 600 800 1000 1200 1400

0

1000

Conc. (cuentas/ml)2000

3000

4000

5000

OUT

IN

Conc

.(cu

enta

s/ml)

Tiempo (horas)

D = 6,83 * 10 m/s-11

0 200 400 600 800 1000 1200

0.0

0.5

1.0

1.5

2.0

2.5

3.0

Ln�C

0/�

C

� ·t (h/cm2)

Experimentos de difusión

en arcillas.

Dicha construcción tendrá un fuerte efecto en el estado tensional y enla distribución espacial de la presión de poro, al igual que el calenta-miento. La modificación del estado tensional, en las tres dirección esdel espacio, debe ser cuidadosamente determinada, y en conse-cuencia, la incidencia en el funcionamiento hidráulico.

Otro aspecto importante en el funcionamiento hidromecánico de lasrocas arcillosas es el derivado de la oxidación y desaturación de laroca, por efecto de la conexión de las arcillas profundas con la atmós-fera. La evaporación del agua en la superficie de las galerías excava-das provocará una modificación de su estado tensional y de su fun-cionamiento hidráulico, que condicionará la saturación de la barrerade arcilla compactada y la difusión del calor.

Estos efectos deben ser medidos de forma muy precisa y lo que esmás importante analizar su funcionamiento cuando se clausure el re-positorio, sobre todo para analizar si se generarán deformaciones irre-versibles que conduzcan a la generación de vías de flujo preferentes.

Capacidades tecnológicas

La caracterización del comportamiento de las formaciones arcillosascomo barrera geológica es un proceso complejo que requerirá resol-ver aspectos de tipo conceptual, metodológico e instrumental.


Ensayo de comportamientotermo-hidro-mecánico (Mt. Terri).

Las principales actividades se están desarrollando a nivel de laboratorioconvencional en las instalaciones de CIEMAT y a nivel de estudios a es-cala real en el laboratorio subterráneo de Mt. Terri, en arcillas compactas,y en el laboratorio subterráneo de Mol en arcillas plásticas.

Las principales actividades que se están acometiendo en estos labo-ratorios son:

� Evaluación de las técnicas de investigación.

� Análisis de métodos de perforación, reperforación y ob-tención de testigos inalterados.

� Verificación de técnicas de caracterización de flujo de aguassubterráneas y mecanismos de transporte de solutos.

� Instrumentación para muestreo y análisis de aguas in situy extracción de aguas de poro en testigos de sondeos.

� Ensayos de permeabilidad hidráulica y al gas.

� Medidas de presión de aguas de poro.

� Medidas in situ del campo tensional.

� Caracterización de formaciones arcillosas.

� Caracterización de los mecanismos de flujo de agua sub-terránea (Advección y difusión) en zonas con diferentesestructuras y presencia de fracturas o discontinuidades.

� Caracterización de los parámetros de transporte y su ran-gos de variación (geometría, flujo entre poros, coeficien-tes de difusión, mineralogía).

� Características de las aguas subterráneas en las zonasde fractura y discontinuidades en comparación con lasde la matriz rocosa.

� Análisis de la incidencia de los fenómenos de osmosisen las presiones hidráulicas.

� Caracterización de los efectos de la excavación.

� Evolución de las propiedades de la zona afectada por laexcavación alrededor de las galerías (convergencia, rea-justes, presión de poro, conductividades hidráulicas).

� Conductividad hidráulica en las fracturas atravesadas porlas galerías y en su entorno.

� Respuesta sísmica de la zona alterada por la excavacióny correlación con la conductividad hidráulica.


Modelos de funcionamiento

hidráulico y mecánico en Mt. Terri.

Monitorización de ensayos

termo-hidro-mecánicos (Mt. Terri).

� Desarrollo de zonas no saturadas alrededor de las gale-rías excavadas.

� Autosellado de fracturas por efecto de la llegada deagua.

� Análisis de la posibilidad de generación de fracturas porefecto de la presión de los gases generados.

� Comportamiento geoquímico de la arcilla por la genera-ción de aguas hiperalcalinas procedentes de la degrada-ción de cementos utilizados en los sistemas de sosteni-miento.

� Diseño, construcción y colocación de barreras de ingenieríay efectos térmicos.

� Evolución de la barrera de bentonita compactada encontacto con la roca.

� Respuesta termo-hidro-mecánica de las barreras de ar-cilla compactada y de la formación arcillosa por efectodel calor generado por los residuos.

� Efectos hidromecánicos producidos por la saturación dela arcilla durante el período operacional del repositorio.

CIEMAT, AITEMIN, UPC-DIT, UPM, UPV, QUANTISCI, UDC, etc. sonlos principales grupos de investigación que aseguran la disponibili-dad de las tecnologías y capacidades necesarias en este campo de

n de residuos radiactivos.

saber más

ENRESA (2001) “IVas Jornadas de I+D. VOL. III”. Publicación Téc-

nica de ENRESA 9/2001 (En prensa).

ENRESA (2001) “IVas Jornadas de I+D. VOL. IV”. Publicación Téc-

nica de ENRESA 10/2001 (En prensa).

la gestió

PLANO DE SITUACION

LIAS ARCILLA OPALINUS

LEYENDA

BF, DI, GP...EXPERIMENTOS TUNEL CARRETERO GALERIADE RECONOCIMIENTO

NICH0S NUEVA GALERIA

FAL

LA

PR

INC

IPA

L

FAC

IES

ES

QU

IST

OS

A

FAC

IES

ES

QU

IST

OS

A

FAC

IES

CA

RB

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IES

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Esquema de experimentos en desarrolloen el laboratorio subterráneo de Mt. Terri.

Para

�

�


� ENRESA (2001) “Caracterización litoestructural, hidrogeológica y

geoquímica del entorno de Mina Ratones”. Publicación Técnica

de ENRESA (En prensa).


Barrera geológica: procesos, parámetros y modelos:lo más relevante

� Las principales dificultades en la caracterización de la ba-rrera geológica deriva de la heterogeneidad, anisotropía yvariación temporal de los parámetros.

� Es imprescindible el estudio de procesos a distintas escalas.

a) Medios graníticos

� Vías de migración: su caracterización exige la disponibili-dad de técnicas especiales de tipo:

� Geológico (regionales, locales, detalladas y microscopia).

� Geofísico (superficie y en sondeos).

� Reconstrucción de la estructura física de la roca.

� Caracterización hidrogeológica:

� Vías de migración determinadas.

� Balances hídricos.

� Ensayos hidráulicos en fractura/matriz.

� Ensayos de trazadores.

� Química del agua.

� Caracterización hidrogeoquímica:

� Selección de zonas.

� Muestreo in situ a distintas profundidades.

� Análisis in situ de parámetros físico-químicos, compo-nentes mayoritarios, trazas, isótopos y gases.

� Monitorización sondeos.

� Especiación y modelos geoquímicos.

� Relación geoquímica/hidrogeológica. Tiempo de resi-dencia.

� Características geoquímicas y procesos de migración:

� Coeficientes de retención.

� Propiedades geoquímicas y físico-químicas de la roca.

� Difusión en matriz.

� Transporte en fracturas.

� Interacciones radionucleidos-fases sólidas.

� Complejación en superficies y substituciones isomórifocas.

� Neoformación/precipitación de radionucleidos.


Barrera geológica: procesos, parámetros y modelos:lo más relevante (continuación)

b) Medios arcillosos

� Vías de migración:

� Caracterización de fisuras/discontinuidades.

� Estructura poros de arcilla y conectores.

� Funcionamiento hidráulico/mecánico:

� Estado tensional.

� Capacidad de retención del agua.

� Química del agua en poro.

� Gradientes regionales.

� Deformabilidad de los materiales.

� Presiones de hinchamiento.

� Presiones de poro.

� Saturación/desaturación.

� Funcionamiento geoquímico:

� Extracción del agua de poro (libre y retenida).

� Coeficientes de difusión.

� Interacción radionucleido-arcilla.

� Precipitación/retención superficial.

� Evaluación de la química del agua de poro.

� Intercambio catiónico y exclusión aniónica.

� Papel de la materia orgánica.

� Fenómenos acoplados:

� Efecto de la excavación en el funcionamiento hidrome-cánico.

� Efecto de la variación hidromecánica en el funciona-miento geoquímico.

� Efecto de la evolución química en el acoplamiento hi-dromecánico.

� Efecto de oxigenación/desaturación en las propieda-des hidráulicas, mecánicas y geoquímicas.

La biosferacomo

última barrera

IntroducciónLa biosfera es el receptor final de los radionucleidos que hayan podi-do liberarse del repositorio atravesando el conjunto de barreras artifi-ciales y naturales interpuestas. Es por tanto en la biosfera donde seanaliza el impacto ambiental que puede generar un repositorio alhombre, los seres vivos, y en general al medioambiente.

La biosfera juega además un papel crítico en la dilución y dispersiónde los radionucleidos que puedan incorporarse a este medio.

Esa dilución y dispersión, unido a la bajísima concentración de radio-nucleidos que la alcanzaría, hacen muy difícil la incorporación de losradionucleidos a los seres vivos.

Los aspectos fundamentales a considerar en la biosfera en relacióncon la gestión de residuos radiactivos son:

� Conocer el comportamiento de los radionucleidos en losdistintos compartimentos de la biosfera, así como los meca-nismos de transferencia entre ellos. Procesos de dilución,dispersión y bioacumulación.

� Análisis de la evolución de la biosfera a largo plazo conside-rando los efectos del cambio climático, hábitos alimenticios,etc. Biosferas de referencia.

� Desarrollar modelos numéricos que permitan cuantificar elcomportamiento de los radionucleidos hasta su hipotéticaincorporación al hombre. Utilización de estos modelos enlas evaluaciones de la seguridad.

Parte B - 8. La biosfera como última barrera - 167

8Parte B - 8. La

biosfera como

última barrera

El almacenamientogeológico profundo y la biosfera.

Cuando en la gestión de residuos radiactivos se hace referencia a labiosfera en realidad se está considerando la parte más superficial dela litosfera donde se ubican los seres vivos, pero incluye, no sólo es-tos sino también a las aguas superficiales y subterráneas y los suelos.

1. Compartimentos

de la biosfera

Los radionucleidos que atraviesan la barrera geológica irán moviéndo-se, por advección y por difusión a través de las aguas subterráneas ylos materiales sólidos hasta alcanzar el dominio de la interfase geosfe-ra-biosfera constituida por los suelos, acuíferos que el hombre utiliza yque mantienen con su descarga las aguas superficiales, los ríos, lagosy mares y todos los seres vivos asociados a estos sistemas.

El límite entre la geosfera y la biosfera es por tanto conceptual, noexiste un límite neto si bien acuíferos superficiales y suelos puedenconsiderarse como los primeros receptores de los radionucleidosprocedentes del repositorio.

Para estudiar el comportamiento de los radionucleidos en la biosfera,ésta se ha subdividido en compartimentos, estudiando que es lo queocurre en cada uno de ellos y como se relacionan entre sí. Se han es-tablecido dos grandes compartimentos, medios terrestres y mediosacuáticos.

En cada uno de ellos deben establecerse los mecanismos de distri-bución, dispersión, dilución o acumulación.

� Medios terrestres

Incluye básicamente suelos, plantas y animales.

� Suelos; Los radionucleidos procedentes del repositoriopodrán incorporarse a los suelos bien a través de proce-sos de difusión en el medio geológico o bien por víaacuosa por procesos de infiltración o de capilaridad. Aesta incorporación podría añadirse la que viene de la par-te más superficial, a través de la infiltración de aguas deriego que atraviesan zonas de acumulación previa de ra-dionucleidos.

Dentro del suelo, la distribución, dispersión y dilución delos radionucleidos está asociada a procesos de biotur-bación y retención en arcillas y otros minerales del suelo.La salida de los radionucleidos del suelo se producirá,


Medios terrestres en la biosfera. Suelos.

Modelo conceptual de la biosfera.

bien por erosión, infiltración, resuspensión o a través dela incorporación a las plantas.

� Plantas; Los radionucleidos se incorporan a las plantas através de las raíces (no se considera aquí la incorpora-ción por vía atmosférica procedente de otras fuentes dis-tintas al repositorio) y se distribuirán en los distintos órga-nos y tejidos de las plantas de acuerdo con sus caracte-rísticas y las del radionucleido en cuestión.

La salida de los radionucleidos de las plantas será, o bienal suelo, por degradación natural de la planta, o en elcaso de plantas cultivadas, la incorporación parcial a losseres vivos.

� Animales; Los animales incorporarán los radionucleidosque han migrado por vía terrestre, a través de la ingestiónde plantas. Por vía acuosa podrán llegar otros radionu-cleidos. Todos ellos se absorberán y se distribuirán enlos distintos órganos y tejidos de acuerdo con sus carac-terísticas y las de los radionucleidos, eliminándose a tra-vés de secreciones (orina, etc.), así como leche, exala-ción, etc.

� Medios acuáticos

Los radionucleidos que procedentes del repositorio se hanincorporado a las aguas subterráneas se pondrán en con-tacto con los acuíferos superficiales a través de las zonas dedescarga. Habitualmente se consideran ríos, lagos y los or-ganismos acuáticos que continen.

� Ríos y lagos; La incorporación de los radionucleidos a losríos provoca su dilución inmediata y a partir de ese mo-mento se comportará como un componente traza másde las aguas moviéndose en estas por advección-dis-persión quedando sujetos a los mismos procesos de mi-gración-retención descritos en la barrera geológica (pre-cipitación, adsorción en minerales, intercambio catióni-co, complejación, etc.).

Los elementos en forma disuelta o suspendida que per-manezcan en las aguas fisurales terminan incorporándo-se a lagos y mares, donde en función de las característi-cas físico-químicas del medio, las características hidrodi-námicas y la presencia de seres vivos, se mantendrán en


Medios terrestres

en la biosfera. Animales.

Medios terrestresen la biosfera. Plantas.

Medios acuáticosen la biosfera. Ríos.

solución, se incorporarán a los organismos acuáticos, oprecipitarán o coprecipitarán en forma de sales minera-les. La evolución de los lagos puede introducir modifica-ciones debido a la estratificación físico-química de susaguas y a los procesos biológicos asociados.

Así podrán difundirse a los minerales ya existentes, parti-cipar en procesos de bioturbación, sorberse en partícu-las o incorporarse a plantas y seres vivos. Bien por utiliza-ción directa de las aguas como de los seres vivos podránincorporarse al hombre.

La incorporación a plantas y seres vivos implica la exis-tencia de procesos similares a los ya citados.

A través del movimiento de los radionucleidos en estoscompartimentos se producirá un determinado fracciona-miento de los mismos siendo necesario conocer los proce-sos cuantitativos y ecuaciones que rigen estos procesosde transferencia entre los distintos compartimentos y la acu-mulación de los radionucleidos en cada uno de ellos.

2. Evolución de la biosfera La biosfera es un sistema muy sensible al nivel de irradiación solar,temperatura y pluviometría existentes. La modificación de algunos deestos parámetros puede modificar el régimen de circulación del aguay el desarrollo de plantas y de seres vivos asociados.

Dados los largos períodos de tiempo para los que la seguridad de unrepositorio debe demostrarse, períodos en los que es previsible elcambio climático, es evidente que la biosfera en una determinadazona puede ser muy distinta transcurridos 10.000 o 20.000 años. Espor ello necesario conocer cuales serán las biosferas más probablesque pueden acontecer en el futuro y estudiar su comportamiento utili-zando sistemas biosféricos similares pero que existen hoy en día.

Para poder establecer la evolución climática futura (geoprospectiva)es necesario conocer:

� La evolución paleoambiental desde hace 1 millón de años.

� Conocer las características hidrogeológicas, geológicas, ygeoquímicas del emplazamiento.

� Aplicar modelos geoprospectivos para establecer las bios-feras más probables.


Medios acuáticos en la biosfera.

Lagos.

Registro de Paleo incendiode hace 1,8 millones de años.

Medios acuáticos en la biosfera.Organismos.

De acuerdo con estos estudios la secuencia de episodios climáticos

para los próximos 130.000 años sería la siguiente:

Al objeto de poder modelizar la evolución de la biosfera se han e

blecido biosferas de referencia que representan los principales ti

de escenarios biosféricos que pueden generarse con el transcu

del tiempo y cuantificar los principales procesos y parámetros

controlarán en cada una de ellas los mecanismos de transferenc

Para poder incluir estas biosferas de referencia en las evaluacio

de la seguridad es necesario (desde el punto de vista de la biosfer

� Establecer qué se quiere evaluar y cómo se mide cuant

vamente (condiciones de contorno de la evalu

� Demostrar si el conocimiento de la evolución

tal pasada justifica las situaciones futuras (Iden

car los sistemas a evaluar).

� Establecer cómo pueden alterarse las condic

tes y como considerarlas en los datos (princip

var datos de los parámetros).

� Describir sistemas biosféricos alternativos p

los resultados de las evaluaciones (descripció

ción de los sistemas).

� Establecer condiciones a fijar al grupo crítico q

dosis en un momento del proceso.

Par

0-2.000 años Condiciones templadas

2.000-20.000 años Enfriamiento rápido

20.000-25.000 años Condiciones glaciales atemperadas

25.000-56.000 años Condiciones estadiales-interestadiales

56.000-64.000 años Condiciones netamente glaciales

64.000-72.000 años Recuperación climática

72.000-108.000 años Enfriamiento rápido

108.000-115.000 años Condiciones glaciales

115.000-120.000 años Recuperación climática postglacial

120.000-130.000 años Condiciones templadas interglaciale

Registro de un sismo en arcillashace 2 millones de años.

sta-

pos

rso

que

ia.

nes

a):

s

-8

-6

-4

-2

0

2

4

� 1 8 0O ( / PDB)0 0

� 18O

60

6

30 02 502 0015 010 05 00

1 GranPeríodofrío yhúmedo

er2º Gran Períodofrío y húmedo

3 Gran Períodofrío y húmedo

er

1 Gran Período cálido y áridoer

2º Gran Períodocálido y árido

4º GranPeríodofrío yhúmedo

4º GranPeríodocálido yárido

3 GranPeríodocálidoy árido

er

POTENCIA (metros)

1.7

7M

a(p

m)

1005

71

ka

�

1023

175

ka

�

765

88

ka

�

748

135

ka

�

380

73

ka

�

402

68

ka

�

CRC CCTB CNOR CMUR

673

117

ka

�

c.a.

780

ka

(pm

)

PALEOMAGNETISMO

+-

Matuyama (-)

Cro

nO

lduvai

Brunhes (+)

Cro

nE

mpero

ro

Lak

eB

iwa

III

La medida de la variación del 18o encaparazones de ostrácodos permite

establecer la evolución climática

en la Península Ibéricade los últimos 200.000 años.

itati-

ación).

paleoambien-

tificar y justifi-

iones presen-

ios para deri-

ara comparar

n y modeliza-

ue recibirá las

EdadC-23-27

14C( )13

Variación de 13C y 14C para datarel cambio climático en períodos

más cortos de tiempo (20.000 años).

te B - 8. La biosfera como última barrera - 171

3. Modelización Conocidos los principales compartimentos, los mecanismos de

transferencia y las características generales de las posibles biosfera

futuras es necesario modelizar los sistemas biosféricos para cuantifi-

car en cada caso la distribución y concentración de radionucleidos e

incluir las hipotéticas dosis a los individuos críticos.

Para ello es necesario:

� Diseño del modelo conceptual que describe los posibles fe-

nómenos de transporte entre compartimentos en un siste-

ma biosférico.

� Aplicación de ecuaciones numéricas que, de acuerdo con

el modelo establecido, permitan cuantificar la actividad en

función del tiempo en cada uno de los compartimentos.

� Modelización cuantitativa de los procesos de transferencia

entre los distintos compartimentos y el hombre.

� Análisis de resultados.

Para la gestión de los residuos radiactivos se ha desarrollado un im-

portante conjunto de modelos para la biosfera que permitan gestionar

las bases de datos de distribución de los radionucleidos en los distin-

tos compartimentos y sus componentes, hábitos alimenticios tasas

de incorporación al hombre, etc. A partir de todas ellas puede eva-

luarse el impacto al hombre y a los grupos críticos en las distintas

biosfera de referencia.

4. Parámetros y modelos Para cuantificar el comportamiento de los radionucleidos en los dis-

tintos compartimentos de la biosfera se ha recurrido a estudios de va-

rios tipos:

� Estudios en laboratorio convencional para caracterización

básica de los principales procesos (Ensayos en columnas

de suelo).

� Estudio en areas experimentales donde se ensayan cultivos,

suelos, y funcionamiento hidráulico (ensayos en lisímetros

experimentales).

� Análisis de zonas naturales contaminadas.

Para el desarrollo de todos estos experimentos deben combinarse

sofisticadas técnicas de extracción y análisis, considerando en mu-


Esquema general de un modelode transporte en biosfera.

Esquema del modelode compartimentos

para analizar la biosfera.

chos casos los efectos de las radiaciones (trabajos en laboratorios ra-

diactivos o nucleares).

CIEMAT es la principal organización española, apoyada por algunas

universidades, que desarrolla estas actividades y dispone de capaci-

dad y experiencia suficiente para dar el apoyo requerido, en este

campo, en la gestión de RAA.


Para saber más


nológico en la gestión de residuos radiactivos”. Publicación Técni-

ca de ENRESA VOL. III 9/2001.

� ENRESA (1997) “Metodología de análisis de la biosfera en la eva-

luación de almacenamientos geológico profundos de residuos ra-

diactivos de alta actividad específica”. Publicación Técnica de

ENRESA 5/97.

� ENRESA (2000) “IVas Jornadas de Investigación y desarrollo tecno-

lógico en gestión de residuos radiactivos. Posters técnicos”. Publi-

cación Técnica de ENRESA 10/2000.

� ENRESA (2000) “IVas Jornadas de Investigación y desarrollo tecno-

lógico en gestión de residuos radiactivos. Posters divulgativos”.

Publicación Técnica de ENRESA 9/2000.

Resultados

de los modelos de biosfera.

Experimentación para la obtenciónde los parámetros del modelo.


Barrera biosfera: Lo más relevante

� La biosfera es el receptor final del impacto de un repositorio.

� Los fenómenos de dispersión/dilución hacen de la biosfe-

ra una barrera adicional.

� Para el estudio de la biosfera se han establecido dos com-

partimentos:

� Medios terrestres: suelos, plantas y animales.

� Medios acuáticos: ríos y lagos.

� El comportamiento de los radionucleidos debe establecer-

se en los distintos compartimentos de la biosfera.

� Deben conocerse los procesos y reacciones en cada com-

partimento, así como las conexiones entre los mismos.

� A partir de estos datos pueden construirse modelos de

comportamiento biosférico.

� La biosfera es un sistema muy sensible al cambio ambiental.

� El largo plazo de un repositorio implica que la biosfera irá

variando con el tiempo.

� Deben establecerse biosferas de referencia que serían los

hipotéticos receptores a lo largo de distintos períodos de

tiempo.

� El conocimiento de la evolución paleoambiental de la Pe-

nínsula Ibérica es fundamental para establecer las caracte-

rísticas de las futuras biosferas y sus posibles plazos.

� Se han realizado reconstrucciones geoprospectivas del

clima y el medio ambiente para los próximos 130.000

años.

� Es imprescindible construir modelos numéricos que com-

binen el comportamiento de los radionucleidos en la bios-

fera con los modelos de incorporación de los radionuclei-

dos al hombre y sus dosis derivadas.

Evaluación

de la seguridad

de un almacén

geológico profundo

IntroducciónA lo largo de este libro se han descrito las principales características y el

funcionamiento del sistema de un almacén geológico profundo de

RAA. Sin embargo, quedaría incompleto si no se incluyeran unas nocio-

nes básicas sobre la evaluación de la seguridad a largo plazo de este

tipo de instalaciones, dado que dicha evaluación no es sino el análisis

integrado de todo el conocimiento disponible sobre el almacén, su

evolución y la cuantificación del impacto en la biosfera y el hombre

bajo cualquiera circunstancia que pueda acontecer en el futuro.

La evaluación de la seguridad, como se verá más adelante, es un

proceso complejo, debido tanto a la heterogeneidad de materiales y

componentes del repositorio como al elevado número de procesos y

parámetros interrelacionados que van a sucederse en horizontes de

tiempos muy largos.

Pese a su complejidad, la evaluación de la seguridad permite un aná-

lisis del conocimiento adquirido sobre el sistema de almacenamiento

y una cuantificación de su impacto a la biosfera y al hombre por lo que

constituyen un elemento clave para el licenciamiento de estas instala-

ciones y para su aceptación por los colectivos científicos y sociales.

La evaluación de la seguridad contribuye tanto a la identificación de

las posibles mejoras en los diseños, como de las áreas del conoci-

miento del sistema de almacenamiento que es necesario realizar.

Permite por tanto optimizar diseños y mejorar la seguridad.

Parte B - 9. Evaluación de la seguridad de un almacén geológico profundo - 175

9Parte B - 9.

Evaluación de la

seguridad de un

almacén geológico

profundo

Mina de uranio restaurada

(mina Ratones, Cáceres).

ación de la seguridad es un proceso iterativo en

e sigue una metodología cada vez más estan-

a a nivel internacional. Cada país debe adaptar

etodología a sus propias opciones de gestión,

entalmente al volumen y tipo de residuos a ges-

su diseño de las instalaciones, a las caracterís-

ológicas de los emplazamientos, y a los criterios

uridad, nacionales e internacionales a seguir en

ación.

ación de la seguridad es por tanto una actividad

n la gestión de los residuos de alta actividad

ue será el elemento integrador final de los cono-

os, las tecnologías y los diseños para demostrar

ridad y viabilidad de esta opción de gestión.

La evalu

el que s

darizad

dicha m

fundam

tionar, a

ticas ge

de seg

la evalu

La evalu

clave e

dado q

cimient

a la sociedad la segu

INFORMACION

RESIDUO

GEOLOGÍA

REPOSITORIO

BIOSFERA

PROTECCIÓNRADIOLÓGICA

EVIDENCIANATURAL

PROCESOS

CONDUCTAHUMANA

EVALUACIÓNDE

SEGURIDAD

Las constantes necesarias para unaevaluación de la seguridad.

La realización de una evaluación real de la seguridad a largo plazo re-

quiere disponer de un diseño de repositorio, de un emplazamiento

con sus características cuantificadas, de unos criterios de seguridad

establecidos y de conocimientos detallados del comportamiento de

los componentes del sistema de almacenamiento (combustible,

niería, geosfera y biosfera) derivados de los

bstante, cuando no se dispone de toda la in-

ción requerida, la evaluación de la seguri-

puede abordarse de forma genérica, consti-

do una herramienta de gran valor para poner

to la propia metodología de evaluación, in-

r conocimientos o identificar carencias y rea-

nálisis de sensibilidad de los componentes

istema, lo que permite focalizar mejor I+D.

es el caso de los ejercicios de evaluación de

guridad que realiza ENRESA dado que el

odavía no definido.

cápsula, barreras de inge

programas de I+D.

No o

forma

dad

tuyen

a pun

tegra

lizar a

del s

Este

la se

emplazamiento es algo t

COMPARACIÓN CON CRITERIOS

RECOGIDA DE INFORMACIÓN

DESARROLLO DE ESCENARIOS

MODELIZACIÓN

ANÁLISIS DE CONSECUENCIAS

ANÁLISIS DE SENSIBILIDADE INCERTIDUMBRE

CONSOLIDACIÓN DEL PROCESODE EVALUACIÓN

Metodología de la evaluaciónde la seguridad.

1. Metodología

de evaluación

La evaluación de la seguridad consiste en el análisis sistemático del

comportamiento a largo plazo del sistema de almacenamiento, verifi-

cando que cumple los criterios de seguridad legalmente establecidos.

Esto requiere:

� Criterios de seguridad definidos de forma clara y precisa.

� Disponer de un diseño detallado de la instalación de alma-

cenamiento.


� Conocimiento detallado de las características y comporta-

miento a largo plazo de los componentes del repositorio, in-

cluido el emplazamiento.

� Disponibilidad de modelos numéricos que representen tan-

to el comportamiento de los componentes del sistema

como el funcionamiento global del mismo.

� Establecer una metodología de análisis en la que las fuen

del conocimiento, los modelos, los datos y su utilización e

pecífica, la toma de decisiones y su justificación y lógic

mente, los resultados, sean en todo momento accesibl

traceables y evaluables.

De acuerdo con esto, la metodología desarrollada y seguida p

ENRESA incluye los siguientes pasos:

� Definición de los criterios de seguridad de referencia.

� Descripción del sistema de almacenamiento.

� Análisis de las posibles evoluciones futuras del sistema (e

cenarios).

� Análisis del comportamiento de las distintas barreras (m

delo conceptual, modelo matemático y cálculo).

� Análisis de consecuencias.

� Análisis de resultados, sensibilidad e incertidumbres.

El objetivo del almacenamiento geológico profundo de los residu

radiactivos de alta actividad es proteger al hombre y su entorno de

efectos nocivos de estos materiales, de acuerdo con los princip

de protección radiológica aceptados (seguridad radiológica), sin d

pender de las generaciones futuras para el mantenimiento de la in

gridad del sistema de almacenamiento y sin impon

significativas, derivadas de la existencia del almac

ponsabilidad para con las generaciones futuras).

Los conceptos técnico-científicos sobre los que se fu

damenta la seguridad del almacenamiento ya se han

dicado en capítulos anteriores de este libro, y los cr

rios de seguridad siguen tanto lo establecido por

Organismo Internacional de la Energía Atómica de Vie

(IAEA) (Safety Series nº 99 IAEA) como lo establec

específicamente por el Consejo de Seguridad Nucl

español (CSN).

Parte B - 9. Evaluación de la segurid

tes

s-

a-

es,

or

Tiempo tras clausura (a)

LÍMITE DE DOSIS

Dosis

indiv

idualanual(m

Svy

)-1

102

102

10

10

10

10

10

10

10

10

10

10

10

1

-1

-2

-3

-4

-5

-6

-7

-8

-9

103

104

105

106

Resultados y criterios de seguridad.

s-

o-

2. Criterios de seguridados

los

ios

e-

te-

er restricciones

enamiento (res-

n-

in-

ite-

el

na

ido

ear

Escenario de sellos degradados

Escenario de pozo profundo

Escenariode referencia

Tiempo (años)

Dos

isan

uali

ndiv

idua

l (S

v/añ

o)

Exposición natural en España = 2,4 mSv/año

Límite de referencia = 0,10 mSv/año

1.000 10.000 100.000 1.000.000

1,E0E 02

1,E0E 03

1,E0E 04

1,E0E 05

1,E0E 06

1,E0E 07

1,E0E 08

1,E0E 09

1,E0E 10

1,E0E 11

1,E0E 12

1,E0E 13

Criterios de seguridad.

ad de un almacén geológico profundo - 177

numéricos de re-

sistema de alma-

icientemente se-

os que debe de-

lores de referen-

n otros indicado-

iento del sistema

boratorios subte-

enamiento) y en

es de los proce-

pecial relevancia

sis y riesgo aso-

s indicadores li-

a y de otros pro-

s de la liberación

rio hacia la bios-

ta para los indivi-

En este contexto se establecen una serie de valores

ferencia para los conceptos de dosis y riesgo que el

cenamiento debe cumplir para que se considere suf

guro. Dados los largos horizontes temporales para l

mostrarse la seguridad de estas instalaciones, los va

cia de dosis y riesgo deben ser complementados co

res asociados al buen conocimiento del funcionam

a largo plazo.

Es por ello que la investigación desarrollada en los la

rráneos (escala real de funcionamiento del almac

análogos y sistemas naturales (horizontes temporal

sos similares a los del almacenamiento) es de es

tanto para llegar al establecimiento cuantitativo de do

ciado al almacenamiento como para establecer otro

gados a la variabilidad natural de la barrera geológic

cesos externos al sistema.

� Criterio de restricción de dosis: Los efecto

gradual de radionucleidos desde el reposito

fera deben generar una dosis anual previs

I+DDesarrollosnacionales

INTEGRACIÓN A NIVEL MUNDIALUNSCEAR

ICRP

Recomendaciones ICRP

Nacionalización (I+D)

NORMAS NACIONALES

EXPERIENCIAY NUEVAS APLICACIONES

Mundode las

aplicacionesI+D

NORMAS INTERNACIONALESUE (Euratom)

OIEA (Naciones Unidad)

ReguladorCSN

OperadoresCCNN

ENRESAENUSAOtros

Establecimiento de criteriosde seguridad radiológica.

duos del grupo crítico que debe ser menor que la restricción

de dosis establecida por las autoridades nacionales a partir

de los límites de dosis individuales relevantes, que actual-

mente corresponde a un promedio anual de 1 mSv para ex-

posiciones prolongadas.

� Criterio de restricción de riesgo: El nivel de seguridad de un

almacenamiento geológico profundo de residuos de alta

actividad deberá ser tal que, el riesgo predecible de que se

produzcan, en un año, efectos sobre la salud de un individuo

medio perteneciente al grupo crítico, como consecuencia

os en el principio de

de riesgo individual

robabilidad de 1 en

sobre la salud de un

individuo potencial-

mente expuesto o el

riesgo asociado a

una dosis efectiva a

individuos del grupo

crítico inferior a 0,1

mSv/año.

de efectos disruptivos no contemplad

restricción de dosis, supongan un límite

inferior a 10-6/año. Esto significa una p

1.000.000 de que ocurra un daño grave

Los elementos de seguridad

CápsulaBentonitaRoca Combustible

Descripción del sistema.


3. Descripción del sistema

de almacenamiento

La descripción del sistema de almacenamiento detalla las caracterís-

ticas iniciales del mismo, para cada uno de los elementos que lo

componen, como datos de partida para analizar su evolución. Esta

descripción está en función del diseño y de las características del

emplazamiento seleccionado e incluye:

� Descripción del residuo: elementos combustibles, actividad

y potencia térmica residual, inventa

características físico-químicas del co

ble,... etc.

� Descripción del emplazamiento: Car

cas litológicas, estructurales, sismo

cas, hidrológicas, geoquímicas, me

hidrogeoquímicas e hidrogeológica

bles fenómenos de migración, etc.

� Biosfera: Características de los distint

partimentos de la biosfera, agua, suel

tas, atmósfera, climatología, etc. Se ind

bién la evolución más probable cons

los futuros efectos del cambio climátic

El objetivo de esta fase de la evaluación, una d

es identificar y analizar los factores (procesos,

sos) que van a tener influencia significativa en l

zo del sistema.

Un factor, en la evaluación de la seguridad, es

ca, suceso o proceso del sistema de almacen

fluir directa o indirectamente en la liberación y

cledios y en sus consecuencias.

Una característica es una propiedad medible

gráficamente del sistema (por ejemplo la perm

geológica).

Un proceso es un fenómeno o mecanismo fís

las características pueden cambiar progresiva

corrosión de las cápsulas o disolución del com

Un suceso es un proceso cuya duración pued

el tiempo a la escala del análisis (por ejemplo

Parte B - 9. Evalu

rio de radionucleidos,

mbusti-

acterísti-

tectóni-

cánicas,

s, posi-

os com-

os, plan-

ica tam-

iderando

o.Escenario de referencia

Intrusión

Geodinámico

Pozo profundo

Sellos degradados

Pozosuperficial

Climático

IDENTIFICACIÓN DE FACTORES

CLASIFICACIÓNY SELECCIÓN DEFACTORES

CONSTRUCCIÓN DE ESCENARIOS

Construcción de escenarios.

4. Análisis de la evolución

futura del sistema

de almacenamiento

(escenario)

e las más importantes,

características y suce-

a evolución a largo pla-

cualquier característi-

amiento que puede in-

transporte de radionu-

o representable carto-

eabilidad de la barrera

ico-químico por el que

mente (por ejemplo la

bustible).

e asumirse discreta en

un terremoto).

ación de la seguridad de un almacén geológico profundo - 179

es aquel originado fuera de

ales y temporales del sistema

to, como por ejemplo la intru-

cambio climático, etc. que

encia en los factores propios

ripción del sistema se deben

ores que afectan directa o in-

liberación y el transporte de

onsiderando sus interrelacio-

uencias potenciales.

de factores es una actividad

llado a nivel internacional, uti-

ncia de distintas organizacio-

expertos, dando lugar a listas

exhaustivas donde, en cada

eccionarse los más apropia-

Un factor externo

los límites espaci

de almacenamien

sión humana, el

puede tener incid

del sistema.

A partir de la desc

identificar los fact

directamente a la

radionucledios, c

nes y sus concec

La identificación

que se ha desarro

lizando la experie

nes y el juicio de

de factores muy

caso, deben sel

HIDROGEOLOGÍADEL CAMPO LEJANO

TRANSPORTEEN EL CAMPO CERCANO

CADENASDE DESISTEGRACIÓN

SOLUBILIDADY PRECIPITACIÓN

DILUCIÓNISOTÓPICA

EL TRANSPORTE

EN EL CAMPO LEJANO

EFECTO DE LA RADIACIÓNEN LOS MATERIALES

DE LA GEOSFERA

SOLUBILIDAD DE GASESEN LA GEOSFERA

FLUJO PORCANALIZACIÓN EXTREMA

SORCIÓN SUPERFICIEDE FRACTURAS

ADSORCIÓN (MATRIZ)

FUENTE DE GENERACIÓNDE COLOIDES Y TRANSPORTE

ADVECCIÓN-DISPERSIÓN-DIFUSIÓN

DIFUSIÓNEN LA MATIZ ROCOSA

FLUJOS MULTIFÁSICOS

CAMBIOS EN CARACTERÍSTICASFISICOQUÍMICAS DEL AGUA

AGENTESACOMPLEJANTES

EFECTOSMICROBIOLÓGICOS

Identificación de procesos.

dos, a través de un proceso denominado cribado en que serán de

gran peso los objetivos, alcance y criterios de la evaluación.

Este proceso de cribado debe estar perfectamente documentado,

tanto en lo referente a factores seleccionados como a los eliminados.

El conjunto de factores seleccionados, sus interrelaciones y sus lími-

tes espaciales y temporales constituyen el “Sistema de Referencia”.

sin que ocurran (sin consi-

nificativamente el compor-

scenario de Referencia”.

on el “Sistema de Referen-

n considerarse en las eva-

descripción de los facto-

ión, y requiere un conoci-

de los componentes del

ario de referencia y de los

relevantes, se seleccionan

n: referencia, climático, in-

La evolución del “Sistema de Referencia”

derar) factores externos que perturben sig

tamiento de dicho sistema constituye el “E

La combinación de los factores externos c

cia” da lugar a otros escenarios que debe

luaciones.

La identificación, clasificación, selección y

res es una actividad básica en la evaluac

miento muy detallado del funcionamiento

sistema.

En cada evaluación y en función del escen

factores externos que se consideren más

los escenarios específicos de la evaluació

trusión, etc.

Sorción en rellenosde fracturas y sobrepelículas de alteración

Zona de meteorizaciónsuperficial y alta fracturación(interfase geosfera/biosfera)

Mazizo rocoso granítico(Matriz rocosa + discontinuidades)

Difusiónen la matriz

Advección

Dispersión

Sorción

Coloides

Matriz rocosa

Sorción en los porosde la matriz

Difusión en la matriz

Descripción de procesossegún el modelo conceptual.


5. Análisis del comportamiento

de las distintas barerras

Una vez seleccionados los escenarios, la evaluación parte de consi-

derar, en el escenario de referencia, la evolución interrelacionada de

todos los componentes del sistema de almacenamiento. Todos los

conocimientos desarrollados y puestos a punto en la I+D son el so-

porte del análisis del comportamiento de las barreras.

En este análisis se consideran, por un lado el comportamiento

cada una de las barreras: residuo, cápsula, barrera de arcilla c

pactada, barrera geológica y barrera biosférica, y por otro se anali

efecto de la liberación y migración de radioniucleidos en el indiv

crítico, subdividiendo el sistema de almacenamiento en tres subs

mas: campo próximo (residuo-cápsula-barrera de arcilla), camp

jano (geosfera) y la biosfera.

Dentro de cada subsistema se construye el modelo conceptua

funcionamiento, incluyendo los procesos más relevantes que tie

lugar, los parámetros que intervienen y sus interrelaciones para po

riormente realizar un análisis cuantitativo del funcionamiento medi

modelización numérica.

Como resultado se dispone de modelos conceptua

méricos del comportamiento de:

� El residuo.

� La cápsula.

� La barrera de arcilla compactada.

� La geoquímica del campo próximo.

� La geosfera.

� La biosfera.

El conjunto de todos ellos permite el análisis globa

cionamiento del sistema de almacenamiento

Una vez establecidos los modelos de funcionamiento del sistem

siguiente paso es analizar cual va a ser el comportamiento de lo

dionucleidos almacenados, y fundamentalmente qué radionu

dos, cómo, cuando y cuantos van a alcanzar la biosfera y qué im

to ambiental van a generar.

Para esto es necesario analizar los fenómenos de transporte de ra

nucleidos en el campo cercano, en la geosfera y en la biosfera y

este análisis se utilizan modelos o cálculos deterministas y probabilis

Parte B - 9. Evaluación de la segur

de

om-

za el

iduo

iste-

o le-

l de

nen

x y zEspesor-difusiónen la matriz

Semiaperturade la fractura

z=0 z=L

Ecuación de advección-dispersión

Difusión en la matrizporosidad gp

Advección, dispersión

� C� C

� x2

R� xR� t

� 2C� DL� CV

= - + -

Modelo matemático.

ste-

ante

les y nu-

l del fun-

HIDROGEOLÓGICO

TERMOMECÁNICOQUÍMICO

BIOSFERA

TRANSPORTEEN GEOSFERA

TRANSPORTE ENCAMPO CERCANO

LIBERACIÓN

CORROSIÓN

SATURACIÓN

PROCESOS FÍSICOSBÁSICOS

CADENADEL TRANSPORTE

Modelos básicos.

6. Análisis

de consecuencias

a el

s ra-

clei-

pac-

dio-

para

tas.

idad de un almacén geológico profundo - 181

s modelos deterministas representan el mejor

nocimiento disponible sobre los procesos de

eración y transporte de radionucleidos pero

r su complejidad es difícil realizar cálculos glo-

les repetitivos que estadísticamente puedan

ular el funcionamiento del sistema. En la me-

a que, en el futuro, mejore la eficiencia de los

temas informáticos, numéricos y computacio-

les, este análisis se podrá realizar de forma

l momento actual dicho análisis debe utilizar

más sencillos para un análisis estadístico del

Lo

co

lib

po

ba

sim

did

sis

na

determinista, pero en e

modelos probabilistas,

HIDROGEOLOGÍAREGIONAL

TRANSPORTEEN C.C.

TRANSPORTEEN C.L.

TRANSPORTEEN BIOSFERA

CAMPO CERCANO

COMPORTAMIENTO DE LA GEOSFERA

TRANSPORTE DE R.N.

COMPORTAMIENTODE LAS BARRERAS

DE INGENIERÍA

CAMPOLEJANO BIOSFERA

HIDROGEOLOGÍALOCAL

HIDROLOGÍACAMPO CERCANO

CÁPSULA

RESIDUO

BENTONITA

Esquema de modelización por subsistemas.

funcionamiento del sistema de almacenamiento.

De la misma manera que para el Escenario de referencia, la evalua-

ción se realiza para otros escenarios e incluso para variantes de siste-

ma de referencia.

7. Resultados Los resultados de la evaluación estarán en consonancia con los obje-

tivos planteados y el grado de conocimiento del comportamiento de

los componentes del sistema de almacenamiento. En la medida que

los conocimientos, modelos, datos, etc sobre el comportamiento de

los componentes del repositorio sean mayores, las evaluaciones se-

rán más robustas, creíbles y eficaces.

Cuantitativamente se obtienen resultados de evolución de dosis y

riesgo con el tiempo para el escenario de referencia y sus variantes

así como para el resto de escenarios analizados.

tos resultados pueden expresarse de distintas formas, siendo la

s habitual la que establece la variación de actividad (Bq/año) en

ción del tiempo, desglosada en los principales radioinucleidos

e contribuyen a dicha actividad. Dicha evolución de actividad pue-

también representarse en función de cada uno de los subsiste-

s (actividad que sale del campo próximo, actividad que alcanza la

sfera, actividad que alcanza al hombre, etc.). Los resultados tam-

n se pueden expresar en forma de evolución de la dosis al indivi-

o crítico en el tiempo, con indicación específica de la contribución

cada radionucleido, etc. Estos resultados se comparan con las

sis de referencia, lo que nos dará una estimación de la seguridad

Es

má

fun

qu

de

ma

bio

bié

du

de

do

1,E-11

1,E-10

1,E-09

1,E-08

1,E-07

1,E-06

1,E-05

1,E-04

1.000 10.000 100.000 1.000.000Tiempo (años)

TOTAL

I129

Cs135

Cl36

C14

Sn126

Se79

Serie 4n+2

Valor de Referencia: 1E-04 Sv/año

Dos

isan

ual m

edia

(Sv/

año)

Resultados obtenidos con cálculosdeterministaspara el escenario de referencia.

de nuestro sistema.

La robustez de los resultados dependerá tanto de la fiabilidad de co-

nocimientos y datos como de las incertidumbres asociadas a dichos


Parte

B-

9.E

valu

ac

ión

de

lase

gu

ridad

de

un

alm

ac

én

ge

oló

gic

op

rofu

nd

o-1

83

Esquema general de la evaluación de la seguridad

tos y al conocimiento del sistema. Es por ello que uno de los resul-

os más importantes de las evaluaciones es la identificación de la

idencia en la seguridad final del almacenamiento de carencias de

nocimiento. Otros resultados impotantes son tanto la optimización

l diseño, en función del análisis de sensibilidad de sus componen-

, como la incidencia en la robustez de la evaluación de carencias

todológicas o numéricas.

evaluación de la seguridad es por tanto un proceso iterativo, que

a ir integrando el conocimiento adquirido en I+D sobre el compor-

iento de los componentes del sistema de almacenamiento y las

dificaciones y optimizaciones del diseño, produciendo, a través

da

tad

inc

co

de

tes

me

La

va

tam

mo

1,E-11

1,E-10

1,E-09

1,E-08

1,E-07

1,E-06

1,E-05

1,E-04

1.000 10.000 100.000 1.000.000 10.000.000

Tiempo (años)

TOTAL

I129

Serie 4n+1

Cs135I129

Cl36

C14

Sn12

Se79

Serie 4n+2

Tc99

Serie 4n

Serie4n+3

Pd107


TOTAL

Dos

isan

ualm

edia

(Sv/

año)

Resultados obtenidos con cálculosprobabilistas para el escenario

de referencia.

de sucesivos análisis, estimaciones del funcionamiento a largo plazo

cada vez más precisas y fiables.

Los resultados de la evaluación de la seguridad deben reflejar en

da momento el grado de conocimiento y capacidades disponibles

ra la gestión de residuos radiactivos de alta actividad y es un buen

trumento para focalizar los programas de I+D, mejorar los diseños

n general promover la difusión del conocimiento tanto dentro de

colectivos que los desarrollan como al resto de la colectividad

ntífica y a la sociedad.

ca

pa

ins

y e

los

cie

1,E-11

1,E-10

1,E-09

Dos

isan

ualm

edia

(Sv/

año)

1,E-08

1,E-07

1,E-06

1,E-05

1,E-04

100 1.000 10.000 100.000 1.000.000Tiempo (años)

Escenario de intrusión humana

Escenario de referencia

Escenario geodinámico


Escenario climático

Resultados para otros escenarios.


Para saber más

� ENRESA (1999) “Evaluación del comportamiento y la seguridad de

un almacenamiento profundo en arcilla”. Publicación Técnica de

ENRESA 3/99.

� ENRESA (1997) “Evaluación del comportamiento y de la seguridad

de un almacenamiento geológico profundo en granito”. Publica-

ción Técnica de ENRESA 6/97.

� ENRESA (1997) “3as Jornadas de I+D y tecnologías de gestión de

residuos radiactivos. Posters descriptivos de los proyectos de I+D

de la evaluación de la seguridad”.

� ENRESA (2001) “Ejercicios de evaluación de la seguridad ENRESA

2000" (Documento interno).

ANEXOS

Acrónimos

ADS Accelerator Driven System. Sistema transmutador ac-

cionado por acelerador de partículas

AECL Atomic Energy Canada Limited

AEN Agencia de la Energía Nuclear

AGP Almacenamiento Geológico Profundo

AITEMIN Asociación para la Investigación y Desarrollo Industrial

de los Recursos Naturales

ANDRA Agencia francesa de gestión de residuos radiactivos

ARCHEO Archeological analogues. (Análogos arqueológicos)

BGR Bundesanstalt fuer Geowissenschaften und Rohstoffe

BPT Buffer and Plug Test. Proyecto de sellado de galerías

(ASPO-Suecia)

BWR Reactor nuclear de agua en ebullición

CIEMAT Centro de Investigaciones Energéticas, Medioam-

bientales y Tecnológicas

CLAY CLUB Grupo de trabajo de comportamiento de arcillas de la

OCDE-AEN

CRR Colloids Radionuclide Retardation. Proyecto de retar-

do de radionucleidos por coloides (Grimsel)

CSIC Centro Superior de Investigaciones Científicas

CSIC-ZAIDIN Consejo Superior de Investigaciones Científicas. Esta-

ción Experimental del Zaidín

CSN Consejo de Seguridad Nuclear

DI Difusion experiments. Experimentos de difusión en ar-

cillas (Mt. Terri-Suiza)

EB Engineered barrier. Ensayo de colocación de barre-

ras de migración (Mt. Terri-Suiza)

Anexos. Acrónimos - 187

Anexos. Acrónimos


EDZ Excavated Disturbed Zone (Zona afectada por la ex-

cavación)

ED-B Excavation disturbed. Efectos de la excavación en ar-

cillas (Mt. Terri-Suiza)

E-DIR Ensayo de difusión de radionucleidos (Bure-Francia)

EIG Grupo de interés industrial

ENRESA Empresa Nacional de Residuos Radiactivos S.A.

ENSA Equipos Nucleares, S.A.

E-PAC Ensayo de caracterización del agua de poro de la arci-

lla (Bure-Francia)

ETER Ensayo de efecto térmico en la arcilla (Bure-Francia)

FEBEX Full Engineered Barrier Experiment

FM-C Flow Mechanism. Proyecto de mecanismos de flujo

en arcillas (Mt. Terri-Suiza)

FzK Forschungs Zentrum Karlsruhe

GAM Proyecto en Grimsel de migración de gases en fracturas

GM Geochemical Modelling. Proyecto de modelización

geoquímica de arcillas (Mt. Terri-Suiza)

GMT Gas Migration Technology. Proyecto de barrera de mi-

gración al gas (Grimsel)

GTS Grimsel Test Site. Laboratorio subterráneo de Grimsel

(Suiza)

HADES-URL Laboratorio subterráneo de arcillas en Mol (Bélgica)

HE Heater test. Ensayo de calentamiento en arcillas (Mt.

Terri-Suiza)

I+D Investigación y Desarrollo

IAEA Organismo Internacional de la Energía Atómica

INASMET Centro Tecnológico de Materiales

IPSN Instituto para la Protección y Seguridad Nuclear (Francia)

JNC Japón Nuclear Corporation

JRC Joint Research Center (Karlsruhe)

m/s Metros por segundo

m2/g metro cuadrado gramo

MATRIX Análogo Natural de migración de radionculeidos natu-

rales en matriz. Mina Fe-Salamanca

MODEX-REP Proyecto de modelización hidromecánica del reposi-

torio (Bure-Francia)

MOX Combustible mixto de óxido de uranio y plutonio

Mpa Megapascales

MWd/tU Megavatios día por tonelada de Uranio

NAGRA Agencia suiza de gestión de residuos radiactivos

NUMO Agencia japonesa de gestión de residuos radiactivos

OCDE Organización para la Cooperación al Desarrollo Eco-

nómico

ONDRAF-NIRAS: Agencia belga de gestión de resi-

duos radiactivos

PR Prototype. Proyecto de comportamiento termohidro-

mecánico y geoquímico de las barreras de ingeniería

(ASPO-Suecia)

PWR Reactor nuclear de agua a presión

RAA Residuos de Alta Actividad

RB Raise Boring project. Excavación de sondeos horizon-

tales de gran diámetro (Mt. Terri-Suiza)

RBMA Residuos de Baja y Media Actividad

SCK-CEN Centro de estudios nucleares (Bélgica)

SKB Agencia Sueca de gestión de residuos radiactivos

SNHGS Servicio geológico e hidrogeológico suizo

Sv/tU Sievert por tonelada de uranio

TBS True Block Scale. Proyecto de migración de radionu-

cleidos en un bloque de almacenamiento (ASPO-

Suecia)

UAM Universidad Autónoma de Madrid

UB Universidad de Barcelona

UCM Universidad Complutense de Madrid

UDC Universidad de la Coruña

UO Universidad de Oviedo

UO2 Oxido de uranio (IV)

UPC-DIQ Universidad Politécnica de Cataluña. Departamento

de Ingeniería Química

UPC-DIT Universidad Politécnica de Cataluña-Departamento

de Ingeniería del Terreno

Anexos. Acrónimos - 189

UPM-ETSIMM Universidad Politécnica de Madrid. Escuela Técnica

Superior de Ingenieros de Minas de Madrid

UPV Universidad Politécnica de Valencia

URL Underground research laboratory. Laboratorio subte-

rráneo de investigación

VE Ventilation test. Ensayo del efecto de la ventilación en

la arcilla (Mt. Terri-Suiza)

W/mkº Watios por metro y grado Kelvin

WIPP Waste Isolation Pilot Plant


Referenciascorporativas

de las figuras

PARTE A

CAPÍTULO A-1

Fig. A.1.1 Los residuos radiactivos emiten radiaciones ionizantes (� , � , � ).ENRESA (Fichas divulgativas).

Fig. A.1.2 Producción de residuos de baja y media actividad. ENRESA.

Fig. A.1.3 Instalaciones de almacenamiento de residuos de baja y mediaactividad de El Cabril. ENRESA.

Fig. A.1.4 Producción de residuos radiactivos de alta actividad (combusti-ble gastado). ENRESA.

Fig. A.1.5 Elemento combustible. ENRESA/CIEMAT (IVas Jornadas I+D.Posters divulgativos).

Fig. A.1.6 El proceso de quemado: desintegración del uranio 235. Reac-ciones de fisión. ENRESA.

Fig. A.1.7 Esquema pastilla de UO2 . ENRESA/CIEMAT (IVas Jornadas I+DPosters divulgativos).

Fig. A.1.8 Generación de actínidos en un reactor nuclear. ENRESA.

Fig. A.1.9 Porcentaje másico en una pastilla de combustible gastado conun quemado de 40 MWd/KgU). ENRESA/CIEMAT (IVas JornadasI+D Posters divulgativos).

Fig. A.1.10 Distribución de productos de fisión y elementos transuránicos enel combustible irradiado. ENRESA.

Fig. A.1.11 Tabla periódica de radionucleidos en el combustible. ENRESA(Plan de I+D 1999-2003).

Fig. A.1.12 Distribución de radionucleidos en el combustible irradiado.ENRESA/CIEMAT (IVas Jornadas de I+D Posters divulgativos).

Fig. A.1.13 Forma química de los radionucleidos en el combustible.ENRESA/CIEMAT (IVas Jornadas de I+D Posters divulgativos).

Fig. A.1.14 Emisión de calor del combustible gastado. ENRESA (Plan deI+D 1999-2003. Rev. 2000).

Anexos. Referencias corporativas de las figuras - 191

Anexos.

Referencias

corporativas de las

figuras

Fig. A.1.15 Emisión de radiactividad del combustible gastado. ENRESA(Plan I+D 1999-2003. Rev. 2000).

Fig. A.1.16 Radiotoxicidad del combustible gastado. ENRESA (Plan de I+D1999-2003. Rev. 2000).

Fig. A.1.17 Contribución de los principales radionucleidos a la radiotoxici-dad. ENRESA (Plan de I+D 1999-2003. Rev. 2000).

Fig. A.1.18 Condiciones de desintegración radiactiva de radionucleidos na-turales (serie del uranio). ENRESA (Posters divulgativos).

Fig. A.1.19 Comparación entre la radiactividad de los residuos y la radiactivi-dad natural. ENRESA.

Fig. A.1.20 Laboratorio de verificación de la calidad de bultos (Centro deAlmacenamiento de El Cabril). ENRESA.

CAPÍTULO A.2

Fig. A.2.1 Ciclo abierto del combustible. ENRESA (Plan de I+D 1999-2003.Rev. 2000).

Fig. A.2.2 Ciclo cerrado convencional. ENRESA (Plan de I+D 1999-2003.Rev. 2000).

Fig. A.2.3 Ciclo cerrado avanzado. ENRESA (Plan de I+D 1999-2003. Rev.2000).

Fig. A.2.4 Instalaciones necesarias. ENRESA (Plan de I+D 1999-2003. Rev.2000).

Fig. A.2.5 Instalaciones potencialmente necesarias. ENRESA (Plan de I+D1999-2003. Rev. 2000).

CAPÍTULO A.3

Fig. A.3.1 La capacidad de confinamiento de la geosfera. ENRESA.

Fig. A.3.2 Principio multibarrera. ENRESA.

Fig. A.3.3 Componentes y barreras de un almacenamiento geológico pro-fundo. ENRESA (3as Jornadas de I+D).

Fig. A.3.4 El elemento combustible. 1a barrera de ingeniería. ENRESA/EMPRESARIOS AGRUPADOS/INITEC (IVas Jornadas I+D Postersdivulgativos).

Fig. A.3.5 Barreras de ingeniería. Cápsulas metálicas. ENRESA/ EMPRE-SARIOS AGRUPADOS/INITEC (IVas Jornadas I+D Posters divul-gativos).

Fig. A.3.6 Barreras de ingeniería: Arcilla compactada. Características y ensa-yos. ENRESA/CIEMAT (IVas Jornadas I+D Posters divulgativos).

Fig. A.3.7 Esquemas de la barrera geológica en un medio granítico.ENRESA (IVas Jornadas I+D Posters divulgativos).

Fig. A.3.8 Esquema de la barrera geológica en una formación salina.ENRESA (IVas Jornadas I+D Posters divulgativos).

Fig. A.3,9 Esquema de la barrera geológica en un medio arcilloso. ENRESA(IVas Jornadas I+D Posters divulgativos).

Fig. A.3.10 Formación granítica. ENRESA.

Fig. A.3.11 Formación salina. ENRESA (3as Jornadas de I+D Posters).

Fig. A.3.12 Formación arcillosa. ENRESA.


CAPÍTULO A.4

Fig. A.4.1 El emplazamiento del repositorio. ENRESA/UPC-Grupo de Hi-drogeología (IVas Jornadas de I+D Posters divulgativos).

Fig. A.4.2 Caracterización inicial del repositorio. ENRESA.

Fig. A.4.3 La excavación de repositorio. ENRESA.

Fig. A.4.4 Operación de colocación de las barreras de ingeniería. ENRESA.

Fig. A.4.5 Transporte de los contenedores en el repositorio. ENRESA.

Fig. A.4.6 Sellado de las galerías de almacenamiento. ENRESA.

Fig. A.4.7 Mecanismos de liberación de radionucleidos del combustiblegastado. ENRESA/CIEMAT/UPC/QUANTISCI (IVas Jornadas deI+D Posters divulgativos).

Fig. A.4.8 Procesos de corrosión del contenedor. INASMET (IVas Jornadasde I+D Posters técnicos).

Fig. A-4.9 Procesos en las interfases bentonita-cápsula y bentonita-barrerageológica. CIEMAT/UDC (IVas Jornadas de I+D Posters técnicos).

Fig. A.4.10 Mecanismos de movilización-retención dentro de las barreras dearcilla. CIEMAT (IVas Jornadas de I+D Posters técnicos).

Fig. A.4.11 Mecanismos de movilización-retención de radionucleidos en me-dios fracturados. CIEMAT (IVas Jornadas de I+D Posters técnicos).

Fig. A.4.12 Mecanismos químicos de retención de radionucleidos. CIEMAT(IVas Jornadas de I+D Posters técnicos).

Fig. A.4.13 Comportamiento de radionucleidos en la biosfera. CIEMAT (IVas

Jornadas de I+D Posters divulgativos).

Fig. A.4.15 Mecanismos de transferencia de radionucleidos en suelos.CIEMAT (IVas Jornadas de I+D Posters divulgativos).

Fig. A.4.16 Mecanismos de transferencia de radioniucleidos en aguas.CIEMAT (IVas Jornadas de I+D Posters divulgativos).

Fig. A.4.17 Caracterización del funcionamiento de la barrera geológica (Pro-yecto Berrocal). ENRESA.

Fig. A.4.18 Concepto AGP. ENRESA.

Fig. A.4.19 Diseno AGP-granito. ENRESA.

Fig. A.4.20 Diseno AGP-arcilla. ENRESA.

Fig. A.4.21 Metodología teórica de búsqueda de emplazamientos (Francia ySuecia). ENRESA.

Fig. A.4.22 Simulación de la operación de un repositorio (Proyecto FEBEX).ENRESA.

CAPÍTULO A.5

Fig. A.5.1 El planeta que recibimos y que debemos legar. ENRESA. (Expo-sición Terra Innova Itinere 2000).

Fig. A.5.2 Laboratorios subterráneos, análogo natural y código numérico.ENRESA (IVas Jornadas de I+D Posters divulgativos).

Fig. A.5.3 Técnicas de reperforación de sondeos (URL-Canadá). ENRESA.

Fig. A.5.4 Monitorización de parámetros en laboratorio subterráneo (Grim-sel). ENRESA.

Fig. A.5.5 Laboratorio subterráneo de Grimsel. ENRESA (exterior e interior).

Fig. A.5.6 Laboratorio subterráneo de ASPO (Instalaciones y proyectos).ENRESA.


Fig. A.5.7 Laboratorio subterráneo de Mt. Terri (Exterior, interior y proyectos).

Fig. A.5.8 Laboratorio subterráneo de Bure. Instalaciones de superficie.

Fig. A.5.9 Laboratorio subterráneo de Bure. Construcción del pozo y balsasde pluviales.

Fig. A.5.9 Zona de yacimientos bentoníticos del Cabo de Gata (Almería).ENRESA.

PARTE B

CAPÍTULO B.1

Fig. B.1.1 Principales elementos químicos contenidos en los residuos ra-diactivos de alta actividad. ENRESA (IVas Jornadas de I+D Pos-ters divulgativos).

Fig. B.1.2 Parámetros, condiciones y procesos en los distintos sistemas dealmacenamiento. ENRESA (IVas Jornadas de I+D Posters divul-gativos).

Fig. B.1.3 Principales actínidos y sus características isotópicas. ENRESA.

Fig. B.1.4 Principales productos de fisión y sus características. ENRESA.

Fig. B.1.5 Especiación del Pu. CIEMAT (IVas Jornadas de I+D Posters técnicos).

Fig. B.1.6 Especiación del Americio. CIEMAT (IVas Jornadas de I+D Posterstécnicos).

Fig. B.1.7 Efectos de los ligandos en la complejación de actínidos. CIEMAT(IVas Jornadas de I+D Posters técnicos).

Fig. B.1.8 Solubilidad de los principales radionucleidos. ENRESA/EMPRE-SARIOS AGRUPADOS/INITEC (3as Jornadas de I+D Posters).

Fig. B.1.8 Laboratorio de medida in situ de parámetros físico-químicos delagua. ENRESA.

CAPÍTULO B.2

Fig. B.2.1 Elemento combustible de referencia. ENRESA.

Fig. B.2.2 Piscina con elementos combustibles (ATC-sueco). ENRESA.

Fig. B.2.3 Evolución con el tiempo de la actividad total a almacenar en elcaso español y su relación con la radiactividad natural. ENRESA.

Fig. B.2.4 Sección de una barra de combustible gastado. CIEMAT/ENRESA(3as Jornadas de I+D Posters).

Fig. B.2.5 Modelo conceptual de disolución-oxidativa del combustible gas-tado. ENRESA/UPC-DIQ/CIEMAT/QUANTISCI (IVas Jornadas deI+D Posters técnicos).

Fig. B.2.6 Mecanismos de disolución oxidativa del combustible gastado.ENRESA/UPC-DIQ/CIEMAT/QUANTISCI (IVas Jornadas de I+DPosters técnicos).

Fig. B.2.7 Efecto del hierro en la disolución del combustible gastado.ENRESA/UPC-DIQ/CIEMAT/QUANTISCI (IVas Jornadas de I+DPosters técnicos).

Fig. B.2.8 Modelo termodinámico de disolución de la matriz del combusti-ble gastado. ENRESA/UPC-DIQ/CIEMAT/QUANTISCI (IVas Jorna-das de I+D Posters técnicos).

Fig. B.2.9 Materiales para el estudio del comportamiento del combustiblegastado a largo plazo. CIEMAT (3as Jornadas de I+D Posters).


Fig. B.2.10 Ensayos estáticos de lixiviación del combustible gastado. ENRESA.

Fig. B.2.11 Ensayos dinámicos de lixiviación del combustible gastado. ENRESA.

Fig. B.2.12 Ensayos de coprecipitación del combustible gastado. ENRESA.

Fig. B.2.12 Celdas de ensayo para caracterización de propiedades físicas.ENRESA.

CAPÍTULO B.3

Fig. B.3.1 Cápsula metálica acero-cobre. ENRESA.

Fig. B.3.2 Resistencia a la corrosión del contenedor. ENRESA/EMPRE-SARIOS AGRUPADOS/INITEC (IVas Jornadas de I+D Posters di-vulgativos).

Fig. B.3.3 Resistencia térmica y a la radiación. ENRESA/EMPRESARIOSAGRUPADOS/INITEC (IVas Jornadas de I+D Posters divulgativos).

Fig. B.3.4 Procesos que actúan sobre la cápsula. INASMET/CIEMAT (3as

Jornadas de I+D Posters).

Fig. B.3.5 Procesos de corrosión. INASMET/CIEMAT (3as Jornadas de I+DPosters).

Fig. B.3.6 Corrosión bajo tensión de probetas de acero. INASMET (3as Jor-nadas de I+D Posters).

Fig. B.3.7 Estudios de corrosión de uniones soldadas. INASMET (IVas Jor-nadas de I+D Posters técnicos).

Fig. B.3.8 Corrosión por solapamiento de titanio y sus uniones soldadas.INASMET (3as Jornadas de I+D Posters).

Fig. B.3.9 Esquema de los principales materiales metálicos. INASMET (3as

Jornadas de I+D Posters).

Fig. B.3.10 Cápsula de acero inoxidable. ENRESA/EMPRESARIOS AGRUPA-DOS/INITEC (IVas Jornadas de I+D Posters divulgativos).

Fig. B.3.11 Cápsula de acero al carbono. ENRESA/EMPRESARIOS AGRUPA-DOS/INITEC (IVas Jornadas de I+D Posters divulgativos).

Fig. B.3.12 Microfracturas de grietas de corrosión en acero al carbono.INASMET (IVas Jornadas de I+D Posters técnicos).

Fig. B.3.13 Diagrama de Rayos X de productos de corrosión de aceros.INASMET (IVas Jornadas de I+D Posters técnicos).

Fig. B.3.14 Cambios microfisurales por envejecimiento de materiales metáli-cos. Análogo natural arquerológico. UCM/ENRESA (IVas Jornadasde I+D Posters técnicos).

Fig. B.3.15 Difusión de elementos a través de productos de oxidación.UCM/ENRESA (IVas Jornadas de I+D Posters técnicos).

Fig. B.3.16 Equipos para ensayar la corrosión bajo tensión. INASMET (IVas

Jornadas de I+D Posters técnicos).

CAPÍTULO B.4

Fig. B.4.1 Esquema del sistema de barreras en el AGP. ENRESA (IVas Jorna-das de I+D Posters técnicos).

Fig. B.4.2 Imagen de las bentonitas del Cabo de Gata (Almería). ENRESA(IVas Jornadas de I+D Posters técnicos).

Fig. B.4.3 Estructura de la esmectita. CIEMAT (IVas Jornadas de I+D Postersdivulgativos).


Fig. B.4.4 Microfractura de agregados de arcillas. CIEMAT (IVas Jornadasde I+D).

Fig. B.4.5 Estructura interna de la arcilla. Ma Victoria Villar (Tesis Doctoral).

Fig. B.4.6 Esquema de las interacciones eléctricas entre la superficie de laarcilla y el agua de poros. Ma Victoria Villar (Tesis Doctoral).

Fig. B.4.7 Equipo para medida de parámetros hidromecánicos (edometrocon succión controlada). UPC-Grupo Geomecánica/CIEMAT(IVas Jornadas de I+D Posters técnicos).

Fig. B.4.8 Equipo para la medida de propiedades termo-hidro-mecánicas(celda triaxial con succión y temperatura controlada) UPC-Grupo deGeomecánica/CIEMAT (IVas Jornadas de I+D Posters técnicos).

Fig. B.4.9 Homogeneización y secado en cantera. ENRESA/CIEMAT.

Fig. B.4.10 Homogeneización y secado en planta. ENRESA/CIEMAT.Fig. B.4.11 Fabricación de bloques de arcilla compactada. ENRESA.

Fig. B.4.12 Procesos en la barrera de arcilla. CIEMAT/UDC/EMPRESARIOSAGRUPADOS/INITEC/ENRESA (IVas Jornadas de I+D Posterstécnicos).

Fig. B.4.13 Evolución geoquímica del agua de saturación de la bentonita conla temperatura. CIEMAT/ENRESA (3as Jornadas de I+D Posters).

Fig. B.4.14 Esquema Proyecto Febex (Laboratorio subterráneo de Grimsel).ENRESA.

Fig. B.4.15 Proyecto HE. Laboratorio subterráneo de Mt. Terri. ENRESA.

Fig. B.4.16 Propiedades de la bentonita. CIEMAT/UDC/EMPRESARIOSAGRUPADOS/INITEC/ENRESA (IVas Jornadas de I+D Posterstécnicos).

Fig. B.4.17 Equipo para la extracción de aguas intersticiales. CIEMAT (3as


Fig. B.4.18 Ensayos en maqueta. CIEMAT/ENRESA (IVas Jornadas de I+DPosters divulgativos).

Fig. B.4.19 Ensayos a escala real (laboratorio subterráneo). AITEMIN/ENRESA(IVas Jornadas de I+D Posters técnicos).

Fig. B.4.20 Ensayos de laboratorio. CIEMAT (3as Jornadas de I+D Posters).

Fig. B.4.21 Modelos termo-hidro-mecánicos. ENRESA/UPC-Grupo de Geo-mecánica (IVas Jornadas de I+D Posters divulgativos).

Fig. B.4.22 Modelos termo-hidrogeoquímicos. ENRESA/UDC (IVas Jornadasde I+D Posters divulgativos).

Fig. B.4.23 Modelos de flujo y transporte de gas. ENRESA/UPC-Grupo de Hi-drogeología (IVas Jornadas de I+D Posters divulgativos).

CAPÍTULO B.5

Fig. B.5.1 Estudio de estabilidad de la bentonita. UAM/CSIC-TORROJA,ENRESA (IVas Jornadas de I+D Posters técnicos).

Fig. B.5.2 Estudio de estabilidad del hormigón. UAM/CSIC-TORROJA,ENRESA (IVas Jornadas de I+D Posters técnicos).

Fig. B.5.3 Ensayos de interacción cemento/bentonita. UAM/CSIC-TORROJA,ENRESA (IVas Jornadas de I+D Posters técnicos).

Fig. B.5.4 Estudio de la reactividad de la interfase cemento-bentonita.UAM/CSIC-TORROJA, ENRESA (IVas Jornadas de I+D Posterstécnicos).


CAPÍTULO B.6

Fig. B.6.1 Modelo de formación geológica granítica. ENRESA (IVas Jorna-das de I+D Posters divulgativos).

Fig. B.6.2 Diagrama del repositorio. ENRESA.

Fig. B.6.3 Interior de un granito (laboratorio subterráneo de grimsel-Suiza).ENRESA.

Fig. B.6.4 Esquema estructural de un granito. ENRESA/UPC-HIDRO-GEOLO-GÍA/UPM-ETSIMM/UCM/CIEMAT (IVas Jornadas de I+D Posterstécnicos).

Fig. B.6.5 Interior de una formación arcillosa (laboratorio subterráneo de Mt.Terri-Suiza). ENRESA.

Fig. B.6.6 Esquema de una formación arcillosa española. ENRESA.

Fig. B.6.7 Bloque diagrama de una formación salina diapírica. ENRESA.

Fig. B.6.8 Esquema de circulación del agua en la barrera geológica. UPC-Gru-po de Hidrogeología (IVas Jornadas de I+D Posters técnicos).

Fig. B.6.9 Recarga, descarga y edades del agua subterránea. UDC (IVas


Fig. B.6.10 Esquema superficial de fracturación. CSIC-J. ALMERA/UCM (IVas


Fig. B.6.11 Fracturación en profundidad como vías potenciales de migración.CSIC-J.ALMERA/UCM (IVas Jornadas de I+D Posters técnicos).

Fig. B.6.12 Modelo de funcionamiento hidrogeológico de fracturas.UPC-Grupo de Hidrogeología (IVas Jornadas de I+D Posters di-vulgativos).

Fig. B.6.13 Esquema de procesos de transporte/retención. ENRESA/CIEMAT/QUANTISCI (IVas Jornadas de I+D Posters divulgativos).

Fig. B.6.14 Mecanismos de transporte. CIEMAT (IVas Jornadas de I+D Pos-ters técnicos).

Fig. B.6.15 Retardo por precipitación en superficie de fracturas. CIEMAT (IVas


Fig. B.6.16 Composición química del agua y especiación de radionucleidos.CIEMAT (IVas Jornadas de I+D Posters técnicos).

Fig. B.6.17 El factor de retardo como resultado final de la interacción de los so-lutos con la roca. CIEMAT (IVasJornadas de I+D Posters técnicos).

Fig. B.6.18 Mapa de esfuerzos actuales en la Península Ibérica. UB (IVas Jor-nadas de I+D Posters técnicos).

Fig. B.6.19 Mapa de mecanismos focales de la península ibérica. UCM (IVas


Fig. B.6.20 Medida de isótopos de O18 en caparazones de ostracodos.UPM-ETSIMM (IVas Jornadas de I+D Posters técnicos).

Fig. B.6.21 Evolución de la biosfera y la geosfera asociada a un AGP.CSIC-ZAIDIN (IVas Jornadas de I+D Posters Técnicos).

Fig. B.6.22 Caracterización inicial del sistema (fracturas). CIEMAT/UPM/UCM(IVas Jornadas de I+D Posters técnicos).

Fig. B.6.23 Modelo de funcionamiento hidrogeológico inicial. UPC-Grupo deHidrogeología/CIEMAT. Proyecto Berrocal.

Fig. B.6.24 Excavación del repositorio. ENRESA.


Fig. B.6.25 Efecto de la excavación del repositorio en el flujo subterráneo.UDC (IVas Jornadas de I+D Posters técnicos).

Fig. B.6.26 Etapa operacional. Colocación del contenedor. ENRESA.

Fig. B.6.27 Retención de uranio en rellenos de fisuras. CIEMAT (IVas Jornadasde I+D Posters técnicos).

Fig. B.6.28 Sorción en minerales de granito. CIEMAT (IVas Jornadas de I+DPosters técnicos).

Fig. B.6.29 Transporte por coloides. CIEMAT (IVas Jornadas de I+D Posterstécnicos).

Fig. B.6.30 Características de las principales formaciones arcillosas euro-peas. ENRESA.

CAPÍTULO B.7

Fig. B.7.1.a Histograma de permeabilidad del medio. UPV-Hidrogeología(IVas Jornadas de I+D Posters técnicos).

Fig. B.7.1.b Características estructurales del medio. UPV-Hidrogeología (IVas


Fig. B.7.1.c Análisis de la heterogeneidad y simulación resultante. UPV-Hidro-geología (IVas Jornadas de I+D Posters técnicos).

Fig. B.7.2 Métodos geofísicos. Sísmica de alta resolución en granitos. Su-perficie de isovelocidades. CSIC-J.ALMERA (IVas Jornadas deI+D. Posters técnicos).

Fig. B.7.3 Métodos geofísicos. Sísmica de alta resolución en granitos. Mo-delo de velocidades. CSIC-J.ALMERA (IVas Jornadas de I+DPosters técnicos).

Fig. B.7.4 Perfil petrofísico de un testigo de sondeo. Microscopia cofocal la-ser. UO (IVas Jornadas de I+D Posters técnicos).

Fig. B.7.5 Esquema para la realización e ensayos hidráulicos en medios debaja permeabilidad. AITEMIN (IVas Jornadas de I+D Posters téc-nicos).

Fig. B.7.6 Esquema de operación del equipo de testificación hidráulica.AITEMIN (IVas Jornadas de I+D Posters técnicos).

Fig. B.7.7 Esquema de muestreo hidrogeoquímico. CIEMAT (IVas Jornadasde I+D Posters técnicos).

Fig. B.7.8 Unidad móvil de caracterización hidrogeoquímica. CIEMAT (IVas


Fig. B.7.9 Equipo de testificación geoquímica de sondeos. ENRESA.

Fig. B.7.10 Modelo de fracturas discreto de El Berrocal. UPM (IVas Jornadasde I+D Posters técnicos).

Fig. B.7.11 Modelo estructural mixto. UPC-Grupo hidrogeología (IVas Jorna-das de I+D Posters técnicos).

Fig. B.7.12 Modelo hidrogeológico. UPC-Grupo hidrogeología (IVas Jorna-das de I+D Posters técnicos).

Fig. B.7.13 Modelos geoquímicos. CIEMAT (IVas Jornadas de I+D Posterstécnicos).

Fig. B.7.14 Características mineralógicas de la arcilla. CIEMAT (IVas Jornadasde I+D Posters técnicos).

Fig. B.7.15 Propiedades físicas de la arcilla. CIEMAT (IVas Jornadas de I+DPosters técnicos).


Fig. B.7.16 Funcionamiento geoquímico. CIEMAT (IVas Jornadas de I+DPosters técnicos).

Fig. B.7.17 Mecanismos de movilización/retención en arcillas. CIEMAT (IVas


Fig. B.7.18 Características químicas del agua intersticial de la arcilla. CIEMAT(IVas Jornadas de I+D Posters técnicos).

Fig. B.7.19 Experimentos de difusión en arcillas. CIEMAT (IVas Jornadas deI+D Posters técnicos).

Fig. B.7.20 Ensayo de respuesta hidromecánica en arcillas compactadas(Mt. Terri-Suiza). ENRESA.

Fig. B.7.21 Monitorización de ensayos termo-hidromecánicos en el laborato-rio subterráneo de Mt. Terri-Suiza. ENRESA.

Fig. B.7.22 Modelos de funcionamiento hidráulico y mecánico en Mt. Terri.ENRESA.

Fig. B.7.23 Esquema de experimentos en desarrollo en el laboratorio subte-rráneo de Mt. Terri. ENRESA.

CAPÍTULO B.8

Fig. B. 8.1 El almacenamiento geológico profundo y la biosfera. CIEMAT(IVas Jornadas de I+D Posters técnicos).

Fig. B. 8.2 Modelo conceptual de la biosfera. CIEMAT (IVas Jornadas de I+DPosters técnicos).

Fig. B. 8.3 Medios terrestres en la biosfera. Suelos. CIEMAT (IVas Jornadasde I+D Posters técnicos).

Fig. B. 8.4 Medios terrestres en la biosfera. Plantas. CIEMAT (IVas Jornadasde I+D Posters técnicos).

Fig. B. 8.5 Medios terrestres en la biosfera. Animales. CIEMAT (IVas Jornadasde I+D Posters técnicos).

Fig. B. 8.6 Medios acuáticos en la biosfera. Ríos. CIEMAT (IVas Jornadas deI+D Posters técnicos).

Fig. B. 8.7 Medios acuáticos en la biosfera. Lagos. CIEMAT (IVas Jornadasde I+D Posters técnicos).

Fig. B. 8.8 Medios acuáticos en la biosfera. Organismos. CIEMAT (IVas Jor-nadas de I+D Posters técnicos).

Fig. B. 8.9 Restos de un paleoincendio de hace 1,8 millones de anos (Cu-llar-Baza). ENRESA-UPM/ETSIMM.

Fig. B. 8.10 Registro en sedimentos de un terremoto hace 2 millones de anos(sismitas de Cullar). CIEMAT (IVas Jornadas de I+D Posters técnicos).

Fig. B. 8.11 La medida de la variación del 18O en caparazones de ostrácodospermite establecer la evolución climática en la Península Ibéricade los últimos 200.000 anos. UPM-ETSIMM (IVas Jornadas deI+D Posters técnicos).

Fig. B. 8.12 Variación de 13C y 14C para datar el cambio climático en períodosmás cortos de tiempo. UPM-ETSIMM/CSIC-ZAIDIN (IVas Jorna-das de I+D Posters técnicos).

Fig. B. 8.13 Esquema general de un modelo de transporte en biosfera.CIEMAT (IVas Jornadas de I+D Posters técnicos).

Fig. B. 8.14 Esquema del modelo de compartimentos para analizar la biosfe-ra. CIEMAT (IVas Jornadas de I+D Posters técnicos).


Fig. B. 8.15 Experimentación para la obtención de los parámetros del modelobiosférico. CIEMAT (IVas Jornadas de I+D Posters técnicos).

Fig. B. 8.16 Resultados de los modelos de biosfera. CIEMAT (IVas Jornadasde I+D Posters técnicos).

CAPÍTULO B.9

Fig. B.9.1 Mina de uranio restaurada. Mina Ratones. ENRESA.

Fig. B.9.2 La evaluación de la seguridad como integradora de la informa-ción. ENRESA/EMPRESARIOS AGRUPADOS/INITEC (3as Jorna-das de I+D Posters).

Fig. B.9.3 Metodología de evaluación de la seguridad. ENRESA/EMPRESA-RIOS AGRUPADOS/INITEC (3as Jornadas de I+D Posters).

Fig. B.9.4 Ejemplo de resultados del escenario de referencia. ENRESA/EM-PRESARIOS AGRUPADOS/INITEC (3as Jornadas de I+D Posters).

Fig. B.9.5 Comparación de resultados frente a criterios. ENRESA/EMPRE-SARIOS AGRUPADOS. INITEC (IVas Jornadas de I+D Posters di-vulgativos).

Fig. B.9.6 Establecimiento de criterios de seguridad radiológica. ENRESA/EMPRESARIOS AGRUPADOS/INITEC (3as Jornadas de I+D Posters).

Fig. B.9.7 Descripción del almacén y los componentes. ENRESA/EMPRE-SARIOS AGRUPADOS/INITEC (3as Jornadas de I+D Posters).

Fig. B.9.8 Construcción de escenarios de evaluación ENRESA 2000.ENRESA.

Fig. B.9.9 Metodología de identificación de procesos. ENRESA/EMPRE-SARIOS AGRUPADOS/INITEC (3as Jornadas de I+D Posters).

Fig. B.9.10 Descripción de procesos. ENRESA/EMPRESARIOS AGRUPADOS/INITEC (3as Jornadas de I+D Posters).

Fig. B.9.11 Modelos matemáticos en las evaluaciones. ENRESA/EMPRESA-RIOS AGRUPADOS/INITEC (3as Jornadas de I+D Posters).

Fig. B.9.12 Modelos básicos ENRESA 2000. ENRESA.

Fig. B.9.13 Modelos de subsistemas ENRESA 2000. ENRESA.

Fig. B.9.14 Resultados deterministas de la evaluación para el escenario dereferencia ENRESA 2000. ENRESA.

Fig. B.9.15 Esquema general de la evaluación de la seguridad.ENRESA/EMPRESARIOS AGRUPADOS/INITEC (3as Jornadas deI+D Posters).

Fig. B.9.16 Resultado probabilista para el escenario de referencia ENRESA2000. ENRESA.

Fig. B.9.17 Resultados para otros escenarios ENRESA 2000. ENRESA.


Para más información, dirigirse a:

Dirección de ComunicaciónC/ Emilio Vargas, 728043 MADRID

http://www.enresa.es

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Diciembre 2001

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El almacenamiento geológico profundo de los residuos radiactivos ...

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