Manuel Fernández Ordóñez
Este verano, el aquí firmante, mantuvo unas enriquecedoras discusiones con José Luis González, Presidente de la Empresa Nacional del Uranio (ENUSA). Antes de nada me gustaría agradecerle el tiempo dedicado y el trato que recibí en la casa de ENUSA. De esas conversaciones salió una entrevista que publicaremos en este blog en los próximos días. Sin embargo, dada la presencia de ciertos tecnicismos relacionados con la producción de los elementos combustibles para las centrales nucleares, considero relevante la escritura de un post previo dedicado exclusivamente al ciclo del combustible nuclear.
El uranio que se encuentra en la naturaleza (al igual que sucede con la mayoría de las materias primas) no puede utilizarse directamente en los reactores nucleares. Se requieren una serie de actividades industriales que, conjuntamente, reciben el nombre de ciclo de combustible, que consta de varias fases: minería, producción de concentrados de uranio, conversión, enriquecimiento, fabricación de elementos de combustible, reprocesado (en el país en el que opten por esta estrategia) y almacenamiento de residuos radiactivos. A continuación describiremos de forma breve cada una de estas etapas.
1) Minería: el uranio es un elemento natural que se encuentra principalmente en forma de mineral, existiendo unas 150 variedades minerales distintas como, por ejemplo, la uranita o la petchblenda. Cabe mencionar que también existe uranio en cantidades pequeñas en ciertos fosfatos de origen marino, aunque su explotación sigue siendo muy cara en la actualidad. El uranio natural se encuentra en la forma de óxido de uranio (U3O8) y la forma de extraerlo es similar a la de cualquier otro mineral. En España disponemos de reservas de uranio que hemos utilizado en el pasado, aunque al precio actual del uranio no es rentable explotarlas.
2) Producción de concentrados de uranio: Una vez que el mineral que contiene el uranio es extraído en las minas, se tritura para obtener partículas de pequeño tamaño que serán tratadas posteriormente mediante procesos químicos. Estas técnicas nos permiten separar el óxido de uranio (que tiene una concentración en torno al 1%) del resto de componentes del mineral. El óxido de uranio así procesado pasa del 1% al 80% de concentración en U3O8 y se denomina "yellow cake" por su color amarillo.
3) Conversión y enriquecimiento: El uranio presente en la naturaleza contiene los siguientes isótopos: 238U, 235U y 234U, con abundancias relativas del 99.285%, 0.71% y 0.005% respectivamente. Los reactores nucleares convencionales, desafortunadamente, necesitan un combustible que tenga una abundancia relativa en 235U del 4%, aproximadamente. Por tanto necesitamos enriquecer el uranio natural, es decir, incrementar su concentración en 235U. Para enriquecer el uranio, previamente hay que transformarlo en un compuesto con el que sea más fácil trabajar como el hexafluoruro de uranio (UF6), recibiendo este proceso el nombre de conversión. El UF6 es sólido a temperatura ambiente y gaseoso por encima de 57 grados centígrados. Las propiedades de este compuesto lo hacen óptimo para su transporte hacia las plantas de enriquecimiento. Una vez en ellas el UF6 se puede enriquecer por dos métodos distintos: la difusión gaseosa o la centrifugación. El uranio enriquecido que utilizamos en España se fabrica mediante difusión gaseosa en la planta francesa EURODIF, donde la empresa española ENUSA tiene una participación del 11%.
4) Fabricación de elementos de combustible: Una vez que el UF6 se ha enriquecido, se convierte mediante procesos químicos en polvo de óxido de uranio enriquecido (UO2). Este polvo se prensa y se somete en hornos especiales a altas temperaturas para fabricar pastillas cerámicas de UO2. Estas pastillas tienen un tamaño aproximado de la mitad de un dedal de costura y son el verdadero combustible de un reactor nuclear convencional, como los que tenemos en España. Las pastillas se introducen en unas vainas metálicas de 4 metros de longitud y estas vainas se juntan en grupos de 275 para formar unas estructuras denominadas "elementos combustibles". En España, el proceso de fabricación de estos elementos se realiza en la fábrica que la Empresa Nacional del Uranio (ENUSA) tiene en Juzbado (Salamanca) desde 1985. Esta fábrica consta de dos grandes áreas de fabricación: el área cerámica, donde se recibe el óxido de uranio, se fabrican las pastillas y se cargan las vainas y el área mecánica, donde se montan e inspeccionan los elementos combustibles.
5) Reprocesado: En un reactor PWR convencional se introducen 157 elementos combustibles, haciendo un total de 72 toneladas de óxido de uranio (UO2) enriquecido que se "queman" en el interior del reactor durante aproximadamente 4 años. Una vez "quemado", mediante reacciones de fisión, los elementos combustibles se sacan del reactor y se almacenan en las piscinas de combustible que se encuentran en las propias centrales. En realidad, el elemento combustible guarda aún un gran potencial energético que se puede utilizar, pero a partir de este punto hay dos posibles estrategias a seguir:
a) el combustible gastado se considera residuo radiactivo, en cuyo caso se procederá a su gestión definitiva, por ejemplo en un almacén geológico profundo (AGP). Esta estrategia se denomina ciclo abierto y es la que, de momento, parece haber sido elegida por el Gobierno de España.
b) el combustible gastado se considera como un producto del que se puede recuperar el uranio y el plutonio que contienen para su aprovechamiento energético posterior. Esta estrategia se denomina reprocesado y con ella se cierra el ciclo de combustible. Esta estrategia es utilizada en varios países, entre ellos Francia, Alemania, Bélgica, Suiza o Reino Unido.
6) Almacenamiento de residuos: Durante el ciclo de combustible se producen residuos radiactivos. Estos residuos pueden clasificarse en dos clases muy diferenciadas:
a) Residuos de Baja y Media Actividad: un 90% de estos residuos proceden de las centrales nucleares y un 10% de aplicaciones médicas, industriales y de investigación. Estos residuos se acondicionan para convertirlos en una estructura sólida, interponiendo entre ellos y el medio ambiente una serie de barreras físico-químicas, de ingeniería y geológicas. El almacenamiento de estos residuos se realiza en instalaciones superficiales o a poca profundidad y, en el caso de España, existe una única instalación para albergarlos: El Cabril en la provincia de Córdoba, que lleva en operación desde 1992.
b) Residuos de Alta Actividad: la práctica totalidad de estos residuos provienen del combustible gastado de las centrales nucleares. En España, el combustible gastado está almacenado en cada una de las centrales nucleares que los ha producido a la espera de que el Gobierno tome la decisión definitiva acerca de la estrategia a seguir con dichos residuos. Se prevé que se construya un Almacén Temporal Centralizado (ATC) que albergue el combustible gastado de todas las centrales nucleares en un único emplazamiento. Sin embargo la toma de esta decisión ha sido sistemáticamente aplazada, al parecer, por intereses electoralistas.
El ciclo del combustible es similar en todos los países para los pasos 1 a 4. Sin embargo existen diferentes estrategias para los puntos 5 y 6. Existen países en los que el combustible gastado es considerado una materia prima con gran potencial energético mientras que en otros (España entre ellos) el combustible gastado se considera residuo radiactivo en su totalidad. Las distintas formas de abordar el tratamiento del combustible gastado marcará el futuro de los programas nucleares en aquellos países que poseen este tipo de generación de energía.