Los desechos de alta actividad y de larga duración (HLW) son una clase de desechos nucleares con:
De hecho, en la industria nuclear no existen radioelementos, ni siquiera concentrados al 100%, que tengan la propiedad de tener una actividad de hasta 1 TBq / gy cuyo período o vida media sea superior a 20 años. Normativa francesa, en el anexo del decreto n ° 2013-1304 de27 de diciembre de 2013adoptado para la aplicación del artículo L. 542-1-2 del Código de Medio Ambiente y que establece las prescripciones del Plan Nacional de Gestión de Residuos y Materiales Radiactivos, define el concepto de alta actividad (HA) aplicándolo a los residuos para los que "el nivel de actividad de estos residuos es del orden de varios miles de millones de bequerelios por gramo ", por lo tanto de unos pocos GBq / g. No se refiere a la noción de vida corta o larga. Estos se tratan de la misma manera. El concepto de residuo de larga duración (definido en el decreto por "que contiene una cantidad significativa de radionucleidos con una vida media de más de 31 años") es legalmente aplicable sólo a los residuos de actividad intermedia cuyo "nivel de actividad de este residuo es del orden de un millón a mil millones de bequerelios por gramo ”. En ANDRA, de hecho, existe un sector LLMW (residuos de larga duración de nivel intermedio), pero solo un sector HA sin referencia al período.
Pero es cierto que, a pesar de la falta de significado legal (y de un sector ANDRA), el uso aún conserva la expresión Residuos de Alta Actividad y Larga Duración (HAVL). El IRSN, por ejemplo, usa este nombre en su comunicación. De hecho, en la práctica, es muy difícil separar los diferentes radioelementos según su vida media, en particular entre los que se encuentran en los desechos finales después del reprocesamiento del combustible nuclear. Por tanto, entre los residuos de HA se encuentran no sólo radioelementos cuya actividad es muy alta (pero cuya vida media no es muy larga), sino también un cierto número de radioelementos, en mayor o menor cantidad, cuya vida media es tal que responden al concepto de larga vida. Es en este sentido y solo en este sentido que podemos hablar de desperdicio HAVL, es decir de “Alta Actividad” y (en los sentidos y / o) “Larga Vida”.
Estos desechos se producen durante el procesamiento de combustible nuclear . También se denominan "residuos de tipo C" y, a veces, se les denomina "cenizas" del combustible nuclear .
Los residuos de alta actividad (HA) son los más peligrosos de los residuos nucleares, debido a la alta concentración de radiactividad que representan: en Francia a 31 de diciembre de 2007, según el Inventario Nacional de Materiales y Residuos Radiactivos de la Agencia Nacional de Gestión de Residuos Radiactivos (Andra), estos residuos representaron en volumen el 0,2% de los residuos radiactivos (es decir, 2293 m 3 de los cuales 74 m 3 de investigación y defensa), pero recogió el 94,98% de la radiactividad total de los residuos radiactivos producidos. La concentración de radiactividad en este residuo es tal que constituye una importante fuente de calor, que debe tenerse en cuenta para su acondicionamiento .
Los desechos de larga duración (LV) emiten radiación ionizante durante varios siglos o millones de años . Algunos proyectos planean confinarlos durante el tiempo necesario para su declive, en particular almacenándolos en una capa geológica profunda (incorrectamente llamado entierro).
El reprocesamiento de este tipo de residuos podría permitir reducir el volumen que ocupan estos últimos, o llevar a la separación de los isótopos de "alta actividad" (cuya vida es relativamente corta) de los "longevos" (cuya actividad es baja) .necesariamente menos).
Los desechos de HAVL son esencialmente la " ceniza " del combustible nuclear. Consisten en productos de fisión del combustible ( 137 Cs, 90 Sr- 90 Y, 99 Tc, 126 Sn, 93 Zr, etc.), residuos de plutonio o uranio mal separados durante el reprocesamiento y actínidos menores formados por captura de neutrones ( 241 Am , 243 Am, 244 Cm, 237 Np, etc.).
Estos desechos representan un volumen muy pequeño, pero una toxicidad muy alta. El stock mundial fue de alrededor de 250.000 toneladas en 2008. La producción francesa de residuos de HAVL de sus 58 reactores se estima en alrededor de 70 toneladas por año. Los residuos de HAVL acondicionados para almacenamiento (es decir, teniendo en cuenta la masa por vitrificación) se estiman en 350 t anuales, para un volumen de 120 m 3 anuales.
Si tomamos el caso de un país industrializado como Francia, donde la producción de energía nuclear es significativa, la producción anual de residuos de cualquier tipo es del orden de tres toneladas por habitante, incluidos 500 kg de residuos. Hogar , 100 kg de sustancia química tóxica residuos y menos de 1 kg de residuos radiactivos . En esta categoría, los residuos A representan 930 g / año por habitante, los residuos B representan 6,6 g / año y por habitante, y los residuos C - de alta actividad y larga vida - representan solo 3,3 g / año y por habitante.
“Los partidarios de la industria nuclear pueden, por tanto, argumentar, con apariencia de razón, que produce volúmenes muy limitados de residuos en comparación con otras actividades industriales, que generan residuos altamente tóxicos en cantidades mucho mayores. Además, los residuos radiactivos se contienen e identifican cuidadosamente, aunque no siempre ocurre lo mismo con los residuos químicos. [...] El hecho es que se deben encontrar soluciones para ellos. Qué hacer con estos residuos radiactivos, por pequeño que sea tal vez. "
Se dice que los desechos cuyos radionucleidos tienen una vida media inferior a 100 días son "de vida muy corta". Este residuo se gestiona mediante simple desintegración radiactiva .
El límite entre vida corta y larga es convencionalmente de 31 años, es decir, hasta la vida media radiactiva del cesio 137 (30,2 años). Es un producto de fisión fácilmente medible, cuya actividad es dominante en los primeros siglos, y que es representativo de la mayoría de los productos de fisión contenidos en los desechos radiactivos: durante el primer milenio, su radiactividad se divide por diez cada siglo.
La vida media, o período , es de 2,14 millones de años para el Neptunio 237 para una actividad de 26 MBq / g, lo que lo coloca en la categoría de desechos de vida intermedia y larga (LLAM).
Sin embargo, un residuo no se asigna a una categoría según su actividad y su período, sino según su canal de gestión. Los productos de fisión de vida corta también incluyen trazas de samario 151, que representa el 0,25% de los productos de fisión y cuya vida media es de 93 años, pero su carácter marginal lo hace solo transitoriamente dominante, entre 500 y 1000 años.
Cuando sale de un reactor nuclear , el combustible nuclear usado es una mezcla de tres componentes:
El combustible gastado de un gran reactor eléctrico de agua a presión de 1,3 gigavatios contiene en descarga anual: 33 t de uranio enriquecido al 0,9%, 360 kg de plutonio, 1,2 t de productos de fisión y 27 kg de actínidos menores. Entre estos 27 kg , encontramos 14 kg de neptunio, 12 kg de americio y 1 kg de curio. Las proporciones entre estos tres componentes varían según el proceso nuclear , pero en todos los casos, el combustible nuclear inicial sigue siendo mayoritariamente y la producción de actínidos menores es baja en comparación con la de los productos de fisión y el plutonio.
En general, un isótopo radiactivo exhibe una actividad específica que es tanto mayor cuanto que su vida media es corta. Los materiales muy radiactivos solo son radiactivos durante un tiempo relativamente corto, y la radiactividad de larga duración (a escala geológica) solo puede alcanzar niveles relativamente bajos de radiactividad. Por otro lado, después de un cierto tiempo de enfriamiento, la radiactividad de una mezcla como los productos de fisión está dominada por radioisótopos cuya vida media es del orden de magnitud de este tiempo de enfriamiento: los radioisótopos con una vida media significativamente más corta se desintegran más rápido. y su nivel residual de radiactividad es insignificante; y aquellos con una vida media significativamente más larga son menos radiactivos, y su nivel de radiactividad se ve ahogado por el de los elementos más activos.
Dado que los productos de fisión tienen un comportamiento a largo plazo muy diferente al de los actínidos , la gestión a largo plazo de los residuos de HAVL es muy diferente dependiendo de si los actínidos se han separado o no.
Productos de fisiónLa desintegración radiactiva de los productos de fisión (línea negra en el gráfico) comprende tres fases, correspondientes a tres familias de radioisótopos:
La radiactividad de los actínidos permanece relativamente alta durante períodos de tiempo mucho más largos, debido a la gran vida media a escala humana de Pu 240 (6500 años) y Pu 239 (24 000 años), y algunos otros actínidos. Menores presentes en cantidades más pequeñas ( americio 242 y 243, curio 245, 246 y 250, californio 249 y 251, etc.). Pu 242 tiene una vida útil mucho más larga que las anteriores (373.000 años). No es fisionable en neutrones térmicos. El reciclado sucesivo del plutonio en el reactor tiende por tanto a acumular el plutonio en esta forma tan infértil.
Estos actínidos suelen ser fisionables o fértiles, y reutilizarlos en elementos combustibles es una solución que tiene la ventaja de mejorar su potencial energético y de facilitar la gestión de residuos. Sin embargo, aumenta el riesgo de contaminación radiactiva irreversible en caso de incidente.
El problema de los actínidos en el manejo de los desechos de HAVL es un fuerte argumento para el ciclo del torio 232, que tiene la ventaja de que apenas crea actínidos con un número de nucleones superior a 238.
Migraciones en acuíferosCualquiera que sea el embalaje que se elija para los residuos de alta actividad, la integridad del embalaje no podrá resistir más de unos pocos miles de años.
Más allá de eso, los diversos radioisótopos pueden ser arrastrados por los acuíferos, en la medida en que sean solubles. Por el contrario, los radioisótopos que son insolubles , precipitados o quelatados en las condiciones geológicas del vertedero no migran (como lo demuestra el reactor nuclear natural en Oklo ), y solo tendrán un impacto en el medio ambiente en caso de erosión. Del entierro capa, que corresponde a duraciones de varias decenas de millones de años si el sitio se elige correctamente (ver más abajo).
Así, el cloro 36, soluble y presente en los productos de fisión en cantidades extremadamente pequeñas, no pierde la mitad de su radiactividad hasta pasados 301.000 años, que es el orden de magnitud del desplazamiento del agua en estas capas antes de llegar a la superficie a un resurgimiento . Por tanto, los modelos muestran que la dosis a la salida de Cigéo estaría dominada por el yodo-129 y el cloro-36, tanto los estudios de solubles como de seguridad deben demostrar que, dado que sabemos por la circulación del agua en la capa de almacenamiento, este el cloro nunca llegará al medio ambiente en niveles que tengan un impacto en la salud de las poblaciones o en el equilibrio de la biosfera, y lo mismo ocurre con todos los elementos solubles, siendo el otro elemento de tamaño el yodo-129.
Decaimiento en la escala de tiempo geológicoCualquiera que sea la política adoptada en términos de separación, los desechos radiactivos (productos de fisión y actínidos) ya no presentan una radiactividad muy significativa después de algunos millones de años. Es una escala de tiempo geológicamente débil : la Tierra hace veinte millones de años, en el Mioceno , no era muy diferente de su forma actual.
En esta escala de tiempo, no es posible predecir de manera confiable qué tierra permanecerá sustancialmente intacta, lo que plantea un problema para la opción de relleno sanitario, pero en escalas de tiempo más altas, la desintegración radiactiva habrá causado desechos a los radioisótopos por su carácter radiotóxico . En consecuencia, la colocación de residuos en estructuras geológicas se considera generalmente como una posible solución para su gestión a largo plazo, sin que sea posible establecer la prueba, debiendo controlarse la migración de radioisótopos durante dichos períodos.
El combustible gastado se considera “gastado”, porque la acumulación de actínidos y productos de fisión modifica las propiedades estructurales y neutrónicas de las “barras” de combustible: el material se hincha y se rompe, lo que pone en peligro la primera barrera de contención que es la vaina; y los productos de fisión y los actínidos pueden tener una gran sección transversal , lo que desequilibra el equilibrio de neutrones del corazón.
Los combustibles gastados están compuestos por un 96% de uranio ligeramente enriquecido y un 1% de plutonio altamente energético, un gramo del cual puede producir tanta energía como una tonelada de petróleo. El 3% restante consiste en productos de fisión y actínidos menores (neptunio, americio, curio) desprovistos de valor energético. Solo este 3% son residuos reales, el resto (97%) posiblemente se pueda reciclar para extraer energía nuclear. Estas cifras dependen de los procesos y las tasas de quemado aceptadas, pero en general, casi el 95% del combustible que sale del reactor sigue siendo material fisionable utilizable.
El reprocesamiento nuclear consiste en separar los productos de fisión y los actínidos, que son el combustible de desecho nuclear real que aún no ha reaccionado, que puede reciclarse.
A pesar de su interés en una política de desarrollo sostenible , estos tratamientos son muy costosos y sólo tienen interés económico si el costo del nuevo combustible es elevado en sí mismo. De lo contrario, los combustibles simplemente se almacenan. En este caso, no se trata de un residuo nuclear en el sentido del OIEA , ya que está previsto reprocesarlo en caso de escasez de material fisionable.
El reprocesamiento tiene algunas ventajas:
Frente a estas ventajas, el reprocesamiento también tiene desventajas:
Las consideraciones económicas tampoco permiten separar las ventajas y desventajas del reprocesamiento-reciclaje. El uso de combustible MOX, aunque complica significativamente las operaciones para el operador de centrales nucleares, no tiene un precio de costo significativamente mayor que el uso de uranio enriquecido. En última instancia, la decisión de reciclar o no el combustible nuclear usado sigue siendo una opción política, en la que las consideraciones estratégicas de seguridad del suministro y reducción del volumen de desechos finales son primordiales.
Este residuo se vitrifica, es decir, se incorpora a una matriz de vidrio para asegurar que los núcleos radiactivos queden capturados y no migren en una escala de tiempo geológico. Primero se almacenan en su lugar de producción mientras su temperatura disminuye.
El objetivo de la disposición profunda es asegurar que este residuo no tenga impacto a largo plazo, en condiciones normales o degradadas. Desde 1999 existe una instalación piloto en Estados Unidos ( WIPP ) para el almacenamiento de residuos de origen militar.
Existen varios laboratorios de investigación subterráneos alrededor del mundo, donde se evalúa la viabilidad de este método de manejo en diferentes formaciones hospedadoras como toba, granito, sal, arcilla, etc. En Francia, Andra está realizando estos estudios en un laboratorio de investigación a 490 metros de profundidad con 2.000 metros de galerías, en Bure , en los límites del Mosa y Haute-Marne.
En el marco de la ley Bataille (1991), se llevó a cabo una investigación en Francia con el reactor de neutrones rápidos Phénix para la transmutación de residuos de alta actividad y de larga duración. Se consideró una investigación similar para Superphénix. La investigación se lleva a cabo en el contexto de reactores nucleares de generación IV o reactores nucleares impulsados por aceleradores ( sistemas impulsados por aceleradores , ADS).
Se ha trabajado en otros tipos de dispositivos “impulsados por aceleradores” de neutrones rápidos, como GUINEVERE en Bélgica. La maquette opérationnelle Guinevere a été réalisée par le Centre d'étude de l'énergie nucléaire belge ( SCK•CEN ) avec la collaboration du CNRS, qui a construit l'accélérateur de particules, le CEA, la Commission européenne et une dizaine de laboratoires europeos. El propósito de estos sistemas es transmutar actínidos (a veces llamados transuránicos ) como el neptunio o el americio . El objetivo final es producir desechos nucleares menos contaminantes.
Para realizar la transmutación a escala industrial, será necesario utilizar reactores de IV Generación o reactores nucleares impulsados por acelerador ( Accelerator Driven Systems , ADS). Un demostrador como el proyecto europeo MYRRHA podría construirse alrededor de 2025.
Según la UARGA (Union d'Associations de Retraités et d'Anciens du Nucléaire), la tesis que muestra que es posible transmutar ciertos radioelementos como el Americio en flujos de neutrones rápidos, desafortunadamente desconoce las condiciones necesarias para la implementación de estos procesos y el análisis de costo / beneficio resultante.