Se conoce como Ciclo del Combustible Nuclear al conjunto de operaciones necesarias para la fabricación del combustible destinado a las centrales nucleares, así como al tratamiento del combustible gastado producido por la operación de las mismas. El ciclo abarca, por consiguiente, el proceso de la salida del mineral de la “mina“ para la fabricación del combustible y su devolución en forma transformada, ya utilizado, a la mina o almacén subterráneo.

Se definen dos tipos de ciclo: ciclo abierto y ciclo cerrado.

Si el combustible irradiado no se reelabora es considerado en su totalidad como residuo radiactivo, lo que se denomina ciclo abierto, con lo que no se completa el denominado ciclo del combustible nuclear.

En el caso del uranio, el ciclo cerrado incluye la minería, la producción de concentrados de uranio, el enriquecimiento (si procede), la fabricación de los elementos combustibles, su empleo en el reactor y la reela ción de los elementos combustibles irradiados, para recuperar el uranio remanente y el plutonio producido, separando ambos de los residuos radiactivos de alta actividad que hay que evacuar definitivamente.

ctualmente, se estiman unas reservas mundiales de uranio razonablemente aseguradas según costes (< 80 $/kg U) de 2.643.343 toneladas de uranio metal, que están desigualmente distribuidas desde el punto de vista geográfico. El 27% se encuentran en Australia, el 14% en Kazajstán, el 13% en Canadá y el 7% en Sudáfrica. En Europa, solamente están localizadas el 1,2% de las reservas totales mundiales.

España, con unas reservas de uranio evaluadas en 4.650 toneladas de U3O8 a costes de explotación inferiores a 80 $/kg U y 12.160 toneladas a costes comprendidos entre 80 y 130 $/kg U, representa el segundo país europeo en importancia, detrás de Francia. No obstante, las reservas de uranio españolas no son rentables en las condiciones económicas y técnicas actuales.

La producción mundial de uranio, en 2005, se situó en 41.595 tU, lo que representa un aumento del 16,3% respecto a la del año anterior. Canadá es el primer productor mundial con el 28% del total de la producción. En segundo lugar se sitúa Australia con un 22,8%, seguida de Kazajstán con el 10,5%.

España, desde que inició estas actividades y hasta final de 1998, ha producido, a partir de las minas de uranio que posee ENUSA en Ciudad Rodrigo (Salamanca) y de las que tuvo en explotación en Don Benito (Badajoz), un total de 5.236 t U3O8, lo que ha supuesto el 25% de las necesidades totales de concentrados del Parque Nuclear español. En la actualidad las citadas minas de Ciudad Rodrigo están cerradas.

Los reactores nucleares españoles tienen unas necesidades medias anuales de unas 1.800 toneladas de U3O8 natural. Estas necesidades se cubren actualmente en un 35% por empresas mineras de Canadá y Australia (Cameco, BHP-P y Río Tinto), otro 35% por mineras africanas (Nufcor, en Sudáfrica; Cominak, en Níger, y Río Tinto, en Namibia) y el 30% restante por la empresa Tenex, de la antigua URSS.

Tradicionalmente los servicios de enriquecimiento se miden en unidades de trabajo de separación (UTS). Dado que las necesidades españolas de servicios de enriquecimiento son inferiores al millón de UTS/año, no resulta rentable el disponer en España de una planta de enriquecimiento, que tiene un umbral mínimo de rentabilidad estimado en 4 millones de UTS/año.

Por ello los servicios de enriquecimiento se garantizan, en parte, mediante la participación del 11,11%, que ENUSA tiene en la planta de difusión gaseosa de EURODIF, situada en Francia.

Siguiendo la política de diversificación de contratos de suministro de uranio enriquecido, los aprovisionamientos de ENUSA, en el área de conversión de uranio natural a UF6, se realizan mediante contratos con los principales convertidores mundiales: Converdyn (USA), Cameco (Canadá), BNFL (Reino Unido), Comurhex (Francia) y Tenex (Rusia).

En lo que respecta a los servicios de enriquecimiento, se mantienen contratos con Tenex (Rusia), USEC (USA), Urenco (UE) y Eurodif (Francia). Las necesidades medias anuales de servicios de enriquecimiento son de unas 750.000 UTS.

La demanda española de combustible nuclear se satisface con la producción de la fábrica de elementos combustibles que posee ENUSA en Juzbado (Salamanca). En esta instalación se fabrica combustible para centrales nucleares de los tipos PWR y BWR, así como barras de óxido de gadolinio.

En esta instalación se fabrican, desde 1985, elementos combustibles destinados a las centrales nucleares españolas, tanto para las PWR como para las BWR, así como para centrales de diversos países europeos, tales como Francia, Bélgica, Alemania, Suecia, Suiza y Finlandia. En 2005 produjo 470 elementos combustibles de reactores PWR y 372 de reactores BWR, siendo en ambos casos la mitad de esa producción destinada a la exportación.

El transporte de los materiales radiactivos, como el de cualquier sustancia peligrosa, está regulado por reglamentos nacionales e internacionales, con el objeto de someter a un grado razonable de control los riesgos de esta actividad, en lo que puedan afectar a las personas y sus bienes y al medio ambiente, tanto en condiciones normales como accidentales.

En el transporte de los materiales radiactivos deben satisfacerse dos clases de requisitos: unos de garantía de calidad y otros de verificación del cumplimiento de las condiciones del transporte. Los primeros comprenden las medidas adoptadas por el fabricante de los embalajes y cuantas demás condiciones hayan de aplicarse a los bultos transportados. Los segundos incluyen los exámenes, inspecciones y demás medidas destinadas a confirmar que se cumplen las disposiciones establecidas en la reglamentación.

La expresión bulto, empleada anteriormente, es la voz usada en la reglamentación para cada una de las unidades físicas que se envíen en un transporte. Un bulto radiactivo está formado, por lo tanto, por el embalaje y el contenido radiactivo. El término “embalaje“ se emplea en sentido amplio y abarca el conjunto completo de elementos que aloja en su interior el contenido radiactivo; por lo tanto, un bulto puede ser algo tan simple como una caja de cartón o un bidón con cemento, o tan complicado como un contenedor para combustibles nucleares irradiados. En todos los casos, el embalaje ha de evitar que el contenido radiactivo salga al exterior, lo que daría lugar a una contaminación. El embalaje, además, ha de ser tal que no impida la evacuación del calor liberado en los procesos radiactivos que tienen lugar en su contenido radiactivo y proporcionar un blindaje adecuado para la actividad de la sustancia transportada. Desde el punto de vista de esta actividad, existen dos categorías de bultos: la categoría A corresponde a aquellos bultos en que se limita la actividad máxima que pueden poseer, de acuerdo con los radionucleidos que contengan y la forma de presentación, y la categoría B, sin limitación alguna.

El transporte de materiales radiactivos es una actividad con una casuística muy compleja, debido a la diversa naturaleza química y actividad con que se pueden presentar los materiales radiactivos. Esta casuística está recogida y analizada con todo detalle en la reglamentación. La mayoría de los países han adoptado como base de su legislación el “Reglamento para el transporte seguro de los materiales radiactivos“ publicado por el OIEA. En la última edición de este Reglamento, publicada en 2005, se recoge la experiencia de más de treinta y cinco años en este tema.

No. Tanto en uno como en otro caso se emplea uranio enriquecido, pero el utilizado en las centrales nucleares tiene un grado de enriquecimiento muy bajo, inferior al 5%. Para fabricar una bomba atómica es necesario un uranio muy enriquecido, por encima del 90% lo que hace imposible que el uranio enriquecido con fines energéticos pueda emplearse como explosivo nuclear. Digámoslo así, el combustible nuclear empleado en una central nuclear contiene un uranio 235 demasiado diluido para que pueda emplearse como explosivo.

El combustible nuclear produce energía cuando se fisiona en el núcleo del reactor, a la vez que se generan en él productos de fisión y elementos transuránicos de elevada actividad radiológica. En términos generales, cuando se saca del reactor, el combustible nuclear gastado posee una actividad 800 millones de veces mayor que la que tenía al entrar, cuando era solo uranio. Su alta actividad obliga a aislarlo inmediatamente, por lo que se maneja siempre dentro de sistemas con blindaje biológico
que atenúe la radiación hasta niveles admisibles por la legislación.

A corto plazo, lo primero que se hace con el combustible gastado es depositarlo en la piscina de almacenamiento de la propia central, a la que llega por un canal de transferencia. En las piscinas el agua que hay por encima del elemento sirve de blindaje biológico y además elimina el calor que se desprende de todo material con alta actividad.

El combustible gastado, tras unos años de estancia en la piscina de la central, se puede considerar como residuo radiactivo (ciclo abierto), en cuyo caso se ha de proceder a su gestión definitiva en su conjunto, o se considera como un producto del cual se pueden recuperar el uranio y el plutonio que contienen, para su aprovechamiento energético posterior (ciclo cerrado).

El proceso que se lleva a cabo en el segundo caso se denomina reproceso, en el cual, tras separar el uranio y el plutonio no quemados, quedan como residuos los productos de fisión y actínidos no recuperados. El uranio y el plutonio separados se reciclan en las fábricas de combustible como material fisionable, cerrando así el ciclo del combustible nuclear. Los residuos (tras unos años de enfriamiento) son solidificados por vitrificación, encapsulándolos en cilindros de acero inoxidable y constituyendo los únicos residuos de alta radiactividad que se derivan del ciclo del combustible nuclear.

En Francia funciona la planta de reproceso de La Hague, propiedad de COGEMA, con dos unidades capaces de reprocesar 800 toneladas de combustible gastado al año; en el Reino Unido funciona otra planta en Sellafield, propiedad de BNFL, con capacidad análoga. Japón, a su vez, está construyendo otra planta. Tanto COGEMA como BNFL ofrecen servicios de reprocesado a otros países, con la cláusula de retornarles los residuos radiactivos.

Estados Unidos, que había elegido el ciclo abierto, patrocina ahora un esfuerzo internacional para desarrollar y establecer una capacidad de reproceso con características importantes de resistencia a la proliferación (Programa GNEP).

El plutonio es un elemento que tiene fundamentalmente cuatro isótopos —de números másicos 239, 240, 241 y 242— de los que únicamente son fisionables los que tienen número impar, 239 y 241, por lo que pueden ser considerados como combustible nuclear. De hecho el plutonio producido en los combustibles nucleares se quema en parte durante la estancia de éste en el reactor, contribuyendo a la producción de energía y al inventario de los productos de fisión. Aunque son datos variables, un 25% de la energía generada en una central nuclear procede de ese plutonio.

En el combustible gastado quedan entre 7 y 8 kilogramos de plutonio sin quemar por tonelada. Este plutonio, recuperado en el reproceso, se usa para sustituir el uranio-235 en el combustible nuclear, fabricando pastillas de óxido de uranio y óxido de plutonio mezclados, que se llama combustible MOX, o reservándolo para los futuros reactores reproductores.

No, pues el plutonio que se emplea en la fabricación de bombas atómicas tiene una concentración en el isótopo Pu-239 del orden del 90%, mientras que el plutonio que se produce en las centrales nucleares industriales alcanza, como máximo, una concentración en el referido isótopo del 60%.

En España las previsiones realizadas por la Empresa Nacional de Residuos Radiactivos (ENRESA), en el Sexto Plan General de Residuos Radiactivos (PGRR) aprobado en julio de 2006, estiman que la producción total de combustible gastado será de 6.674 toneladas de uranio metal, lo que significa un volumen de unos 13.000 metros cúbicos.

En la realización de estas estimaciones se ha considerado como escenario la no variación del actual parque nuclear, ocho reactores en seis emplazamientos, con un período de vida de cada instalación de cuarenta años, desde su puesta en marcha hasta su parada definitiva.

Aunque no se cierra la posibilidad del reprocesado en el extranjero, en el referido PGRR se contempla que el combustible gastado, una vez sacado del reactor, pasa a ser considerado residuo radiactivo de alta actividad, el cual tras su estancia en la piscina de la propia central nuclear se depositará en un almacén centralizado. El Plan apuesta por crear un Almacén Temporal Centralizado, ATC, para albergar el combustible gastado antes de 2010 y continuar con las investigaciones que se están llevando a cabo y que se centran en la Separación y Transmutación (S-T) y en el Almacenamiento Geológico Profundo (AGP).