Cierre de una central nuclear

El domingo 2 de mayo de 2006, a las 23:30 horas, se paró definitivamente, tras 38 años de actividad, la central nuclear José Cabrera, más conocida por el lugar en el que se encuentra, Almonacid de Zorita (Guadalajara).

Media hora antes de la media noche el operador jefe de la sala de control de Zorita apretaba el botón rojo de parada. Con un simple movimiento de dedo se daba la orden de dejar caer las barras de control dentro del reactor de la central, deteniendo para el proceso de fisión del uranio. Los siete empleados que normalmente trabajan en ese turno estuvieron acompañados por el director de la central, Pablo Díez.

En la anterior fotografía se puede ver el par de interruptores que se accionaron para la parada de la central de Zorita.

Una semana después, se inundó el reactor de agua y se abrió la tapa de la vasija para que las grúas pudieran sacar las 69 barras de uranio ya consumido y colocarlas en la piscina donde ya estaban almacenadas muchas otras (Hasta un total de 377), procedentes de anteriores recargas de combustible (Hasta 1982 las barras de combustible gastado se enviaban a Inglaterra para su reprocesado). En la piscina las barras se enfrían, ejerciendo el agua la función de barrera para la radiación residual.

Cuando dejó de producir electricidad esta pequeña central trabajaban en ella 120 empleados de plantilla y 125 de contratas. Hoy, siguen haciéndolo 55 de plantilla y los 125 de contratas. No se ha quedado nadie en paro, cerca de 60 trabajadores fueron recolocados en otros puestos del Grupo Unión Fenosa, en plantas de ciclo combinado y oficinas en Madrid, además hubo unas pocas prejubilaciones voluntarias.

Plano original de la vasija del reactor de Zorita.

Una vez extraídas las 69 barras de combustible se procedió a encapsularlas en contenedores especiales para su almacenamiento provisional al aire libre. También se encapsularon otras barras que se encontraban en la piscina de la central. El sistema de contenedores para barras de combustible gastadas HI-STORM 100Z de la compañía americana Holtec International incluye los siguientes elementos.

Extracción del combustible gastado del reactor y almacenado en la piscina de la central.

La cápsula MPC proporciona el medio para realizar el confinamiento del combustible almacenado. Es un depósito cilíndrico soldado de acero inoxidable formado por la virola, el fondo, una tapa, dos chapas de cubierta de penetraciones y un anillo de cierre, que alberga el bastidor de combustible en forma de nido de abeja, que posee absorbentes neutrónicos para el control de la criticidad, con capacidad para 32 elementos combustibles.

El módulo HI-STORM es un recipiente cilíndrico de metal y hormigón que proporciona protección estructural y blindaje a la MPC alojada en su interior durante el almacenamiento. El hormigón del módulo queda contenido entre dos virolas cilíndricas de acero, un grueso fondo de acero y una chapa superior. La tapa superior del módulo también esta formada por hormigón contenido entre chapas de acero. El módulo que siempre se sitúa en posición vertical posee cuatro conductos de entrada de aire en la parte inferior y cuatro de salida en la superior que permiten el enfriamiento pasivo por convección natural de la MPC alojada en el módulo. La virola interior del módulo está provista de canales distribuidos alrededor de la cavidad interior que sirven de guía para la inserción y retirada de la MPC, al tiempo que permiten la circulación del flujo de aire de enfriamiento a través del módulo.

Encapsulado de las barras de combustible, dentro del contenedor.

El contenedor de transferencia HI-TRAC 100Z es un cilindro metálico con la doble función de proporcionar blindaje y protección estructural durante las operaciones de carga, descarga y transferencia. Está formado por capas de acero, plomo, y acero, con una camisa de agua desmontable fijada al exterior. La tapa inferior o de piscina, que se emperna a la brida inferior del HI-TRAC, se utiliza durante la carga de combustible y durante las operaciones de sellado de la MPC, y permanece fijada hasta que se requiere transferir la MPC. El contenedor está provisto de una tapa de cierre y juntas adicionales que, junto al sello de la tapa de piscina, permiten la circulación de agua a través del espacio anular entre el cuerpo del HI-TRAC y la MPC cuando se requiere el enfriamiento de la MPC durante las operaciones del contenedor en horizontal.

Colocación de los contenedores especiales en el ATI.

En la cápsula MPC se pueden albergar hasta 32 elementos intactos de combustible tipo PWR WE 14 x 14 HIPAR ó LOLOPAR, ó hasta 8 elementos dañados. La masa de uranio máxima es de 272 Kg por elemento combustible, con un grado medio máximo de quemado por elemento de 45.000 MWd/tU, con un tiempo mínimo de enfriamiento desde la descarga del reactor de 2,5 años y un enriquecimiento inicial máximo del 3,65 % en peso de U-235.

El sistema de contenedores lo fabrica, como subcontratista, la empresa cántabra ENSA radicada en Maliaño.

Los 12 contenedores con el combustible gastado se comenzaron a trasladar al almacen temporal individualizado (ATI) el 19 de enero de 2009 y no se terminó el proceso hasta septiembre del mismo año. El ATI es un almacén al aire libre, es decir una losa de hormigón, limitada por una valla metálica, situado a unos 500 metros de la central nuclear.

Una vez almacenado el combustible gastado en contenedores especiales, la empresa que gestiona los residuos, Enresa, tomará las llaves de la central de manos de Unión Fenosa. Lo primero será descontaminar las zonas del reactor que, por su uso, ahora son radiactivas. Los materiales que emiten radiactividad se deben tratar como si de una mancha de grasa se tratase, se eliminan frotando y rascando el material, sea en un tubo, una pared o el suelo, y almacenando el residuo convenientemente. En algunas zonas hay que usar productos químicos que disuelven los materiales irradiados y que luego se pueden recoger para tratarlos como residuos. Esta fase está previsto iniciarla en 2010.

El desmantelamiento de la central nuclear José Cabrera producirá 95.000 toneladas de desechos, de las cuales 3.600 tendrán consideración de residuos radiactivos y dentro de estas el 80 por ciento será de muy baja actividad y el 20 por ciento residuos de media y baja intensidad, todos ellos con destino a las instalaciones que Enresa tiene en el centro de almacenamiento del Cabril.

En 2015 Enresa dejará el terreno limpio, con los residuos radiactivos dentro de contenedores.

Imagen de la fabricación en la empresa Newtesol de 6 contenedores Hi-Storm 100Z para el almacenamiento de residuos nucleares. Proyecto Holtec ASME III (2005-2006).

La decisión de cerrar en 2013 la central de Garoña llevará un proceso similar al seguido en Zorita y Vandellós I.

El desmantelamiento de una central nuclear es un proceso complejo que exige la participación de múltiples empresas industriales. En España se dispone de la tecnología y los medios suficientes para desmantelar las centrales nucleares con absoluta seguridad. En el campo de la clausura de instalaciones, se ha procedido al cierre de las fábricas de concentrados de uranio de Andujar y La Haba, la rehabilitación de antiguas minas de uranio y el desmantelamiento de Vandellós I.

El desmantelamiento de una central nuclear en España lo realiza ENRESA y consiste en un conjunto ordenado de acciones para desmontar las estructuras, sistemas y componentes de la instalación, después de su cierre. Dichas acciones se realizan por etapas que reducen progresivamente el riesgo radiológico en el emplazamiento. De acuerdo con la terminología utilizada por el Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA), se establecen tres niveles en el proceso de desmantelamiento de las centrales nucleares.

Nivel 1.- Define el periodo inmediatamente posterior a la parada final de una central nuclear y cubre el proceso de dejar la planta en condiciones seguras para los trabajos de desmantelamiento, retirar el combustible gastado, los residuos de operación y aquellos edificios auxiliares que no se necesiten en adelante.

Nivel 2.- Tiene como objetivo desmantelar los edificios y las plantas exteriores al blindaje. Los residuos radiactivos resultantes se almacenan fuera del emplazamiento y el reactor se sella.

Nivel 3.- Comprende la retirada del reactor nuclear con su blindaje y la rehabilitación final del emplazamiento dejándolo libre de uso.

El proceso de desmantelamiento se lleva a cabo por medios remotos o semirremotos, según el nivel de radiactividad. La presencia de los trabajadores se condiciona al nivel de radiación y, cuando es necesario, se establece un tiempo de espera para que la actividad decaiga a niveles aceptables para la realización del trabajo.