Política de ubicación de centrales nucleares

La cuestión nuclear, tradicionalmente tratada en su vertiente estrictamente tecnológica, tiene también importantes dimensiones de carácter no técnico que están resultando trascendentales en el proceso de aceptación e incorporación de esta tecnología a las estrategias energéticas de la humanidad. Por una parte, los llamados “usos pacíficos” del átomo arrastran el hándicap de haber nacido precedidos por los usos no pacíficos o bélicos con que esta energía se incorporó a nuestra civilización. Ambos usos alternativos permanecen inequívocamente vinculados no sólo a nivel simbólico, sino también en su escala tecnológica. Por otro lado, la energía nuclear fue promocionada en sus inicios como la gran panacea de la abundancia, impregnada de un halo salvador que intentaba borrar su ingrato y catastrófico nacimiento. Y así se presentó como la gran revolución tecnológica de nuestro siglo, de gran complejidad, perfección y sofisticación, haciéndola abordable sólo por unos pocos elegidos.

Diseño y evaluación de un procedimiento on-line para la biorremediación de aguas radiactivas en centrales nucleares

Recientemente se ha demostrado la existencia de microorganismos en las piscinas de almacenamiento de combustible nuclear gastado en las centrales nucleares utilizando técnicas convencionales de cultivo en el laboratorio. Estudios posteriores han puesto de manifiesto que los microorganismos presentes eran capaces de colonizar las paredes de acero inoxidable de las piscinas formando biopelículas. Adicionalmente se ha observado la capacidad de estas biopelículas de retener radionúclidos, lo que hace pensar en la posibilidad de utilizarlas en la descontaminación de las aguas radiactivas de las piscinas. En la presente tesis se plantea conocer más profundamente la biodiversidad microbiana de las biopelículas utilizando técnicas de biología molecular como la clonación, además de desarrollar un sistema de descontaminación a escala piloto con el objetivo de valorar si el proceso podría resultar escalable a nivel industrial. Para ello se diseñaron y fabricaron dos biorreactores en acero inoxidable compatibles con las condiciones específicas de seguridad sísmica y protección frente a la radiación en la zona controlada de una central nuclear. Los biorreactores se instalaron en la Central Nuclear de Cofrentes (Valencia) en las proximidades de las piscinas de almacenamiento de combustible nuclear gastado y precediendo a las resinas de intercambio iónico, de forma que reciben el agua de las piscinas permitiendo el análisis in situ de la radiación eliminada del agua de las mismas. Se conectó una lámpara de luz ultravioleta a uno de los biorreactores para poder comparar el desarrollo de bipelículas y la retención de radiactividad en ambas condiciones. En estos biorreactores se introdujeron ovillos de acero inoxidable y de titanio que se extrajeron a diversos tiempos, hasta 635 días para los ovillos de acero inoxidable y hasta 309 días para los ovillos de titanio. Se analizaron las biopelículas desarrolladas sobre los ovillos por microscopía electrónica de barrido y por microscopía de epifluorescencia. Se extrajo el ADN de las biopelículas y, tras su clonación, se identificaron los microorganismos por técnicas independientes de cultivo. Asimismo se determinó por espectrometría gamma la capacidad de las biopelículas para retener radionúclidos. Los microorganismos radiorresistentes identificados pertenecen a los grupos filogenéticos Alpha-proteobacteria, Gamma-proteobacteria, Actinobacteria, Deinococcus-Thermus y Bacteroidetes. Las secuencias de estos microorganismos se han depositado en el GenBank con los números de acceso KR817260-KR817405. Se ha observado una distribución porcentual ligeramente diferente en relación con el tipo de biorreactor. Las biopelículas han retenido fundamentalmente radionúclidos de activación. La suma de Co-60 y Mn-54 ha llegado en ocasiones al 97%. Otros radionúclidos retenidos han sido Cr-51, Co-58, Fe-59, Zn-65 y Zr-95. Se sugiere un mecanismo del proceso de retención de radionúclidos relacionado con el tiempo de formación y desaparición de las biopelículas. Se ha valorado que el proceso escalable puede ser económicamente rentable. ABSTRACT The existence of microorganisms in spent nuclear fuel pools has been demonstrated recently in nuclear power plants by using conventional microbial techniques. Subsequent studies have revealed that those microorganisms were able to colonize the stainless steel pool walls forming biofilms. Additionally, it has been observed the ability of these biofilms to retain radionuclides, which suggests the possibility of using them for radioactive water decontamination purposes. This thesis presents deeper knowledge of microbial biofilms biodiversity by using molecular biology techniques such as cloning, and develops a decontamination system on a pilot scale, in order to assess whether the process could be scalable to an industrial level. Aiming to demonstrate this was feasible, two stainless steel bioreactors were designed and manufactured, both were compatible with seismic and radiation protection standards in the controlled zone of a nuclear plant. These bioreactors were installed in the Cofrentes Nuclear Power Plant (Valencia) next to the spent nuclear fuel pools and preceding (upstream) ion exchange resins. This configuration allowed the bioreactors to receive water directly from the pools allowing in situ analysis of radiation removal. One ultraviolet lamp was connected to one of the bioreactors to compare biofilms development and radioactivity retention in both conditions. Stainless steel and titanium balls were introduced into these bioreactors and were removed after different time periods, up to 635 days for stainless steel balls and up to 309 days for titanium. Biofilms developed on the balls were analyzed by scanning electron microscopy and epifluorescence microscopy. DNA was extracted from the biofilms, was cloned and then the microorganisms were identified by independent culture techniques. Biofilms ability to retain radionuclides was also determined by gamma spectrometry. The identified radioresistant organisms belong to the phylogenetic groups Alphaproteobacteria, Gamma-proteobacteria, Actinobacteria, Deinococcus-Thermus and Bacteroidetes. The sequences of these microorganisms have been deposited in GenBank (access numbers KR817260-KR817405). A different distribution of microorganisms was observed in relation to the type of bioreactor. Biofilms have essentially retained activation radionuclides. Sometimes the sum of Co-60 and Mn-54 reached 97%. Cr-51, Co-58, Fe-59, Zn-65 and Zr-95 have also been retained. A radionuclide retention process mechanism related to biofilms formation and disappearance time is suggested. It has been assessed that the scalable process can be economically profitable.

Análisis de secuencias de accidente de pérdida de refrigerante en centrales nucleares de agua a presión mediante la metodología ISA

El accidente de pérdida de refrigerante (LOCA) en un reactor nuclear es uno de los accidentes Base de Diseño más preocupantes y estudiados desde el origen del uso de la tecnología de fisión en la industria productora de energía. El LOCA ocupa, desde el punto de vista de los análisis de seguridad, un lugar de vanguardia tanto en el análisis determinista (DSA) como probabilista (PSA), cuya diferenciada perspectiva ha ido evolucionando notablemente en lo que al crédito a la actuación de las salvaguardias y las acciones del operador se refiere. En la presente tesis se aborda el análisis sistemático de de las secuencias de LOCA por pequeña y mediana rotura en diferentes lugares de un reactor nuclear de agua a presión (PWR) con fallo total de Inyección de Seguridad de Alta Presión (HPSI). Tal análisis ha sido desarrollado en base a la metodología de Análisis Integrado de Seguridad (ISA), desarrollado por el Consejo de Seguridad Nuclear (CSN) y consistente en la aplicación de métodos avanzados de simulación y PSA para la obtención de Dominios de Daño, que cuantifican topológicamente las probabilidades de éxito y daño en función de determinados parámetros inciertos. Para la elaboración de la presente tesis, se ha hecho uso del código termohidráulico TRACE v5.0 (patch 2), avalado por la NRC de los EEUU como código de planta para la simulación y análisis de secuencias en reactores de agua ligera (LWR). Los objetivos del trabajo son, principalmente: (1) el análisis exhaustivo de las secuencias de LOCA por pequeña-mediana rotura en diferentes lugares de un PWR de tres lazos de diseño Westinghouse (CN Almaraz), con fallo de HPSI, en función de parámetros de gran importancia para los transitorios, tales como el tamaño de rotura y el tiempo de retraso en la respuesta del operador; (2) la obtención y análisis de los Dominios de Daño para transitorios de LOCA en PWRs, de acuerdo con la metodología ISA; y (3) la revisión de algunos de los resultados genéricos de los análisis de seguridad para secuencias de LOCA en las mencionadas condiciones. Los resultados de la tesis abarcan tres áreas bien diferenciadas a lo largo del trabajo: (a) la fenomenología física de las secuencias objeto de estudio; (b) las conclusiones de los análisis de seguridad practicados a los transitorios de LOCA; y (c) la relevancia de las consecuencias de las acciones humanas por parte del grupo de operación. Estos resultados, a su vez, son de dos tipos fundamentales: (1) de respaldo del conocimiento previo sobre el tipo de secuencias analizado, incluido en la extensa bibliografía examinada; y (2) hallazgos en cada una de las tres áreas mencionadas, no referidos en la bibliografía. En resumidas cuentas, los resultados de la tesis avalan el uso de la metodología ISA como método de análisis alternativo y sistemático para secuencias accidentales en LWRs. ABSTRACT The loss of coolant accident (LOCA) in nuclear reactors is one of the most concerning and analized accidents from the beginning of the use of fission technology for electric power production. From the point of view of safety analyses, LOCA holds a forefront place in both Deterministic (DSA) and Probabilistic Safety Analysis (PSA), which have significantly evolved from their original state in both safeguard performance credibility and human actuation. This thesis addresses a systematic analysis of small and medium LOCA sequences, in different places of a nuclear Pressurized Water Reactor (PWR) and with total failure of High Pressure Safety Injection (HPSI). Such an analysis has been grounded on the Integrated Safety Assessment (ISA) methodology, developed by the Spanish Nuclear Regulatory Body (CSN). ISA involves the application of advanced methods of simulation and PSA for obtaining Damage Domains that topologically quantify the likelihood of success and damage regarding certain uncertain parameters.TRACE v5.0 (patch 2) code has been used as the thermalhydraulic simulation tool for the elaboration of this work. Nowadays, TRACE is supported by the US NRC as a plant code for the simulation and analysis of sequences in light water reactors (LWR). The main objectives of the work are the following ones: (1) the in-depth analysis of small and medium LOCA sequences in different places of a Westinghouse three-loop PWR (Almaraz NPP), with failed HPSI, regarding important parameters, such as break size or delay in operator response; (2) obtainment and analysis of Damage Domains related to LOCA transients in PWRs, according to ISA methodology; and (3) review some of the results of generic safety analyses for LOCA sequences in those conditions. The results of the thesis cover three separated areas: (a) the physical phenomenology of the sequences under study; (b) the conclusions of LOCA safety analyses; and (c) the importance of consequences of human actions by the operating crew. These results, in turn, are of two main types: (1) endorsement of previous knowledge about this kind of sequences, which is included in the literature; and (2) findings in each of the three aforementioned areas, not reported in the reviewed literature. In short, the results of this thesis support the use of ISA-like methodology as an alternative method for systematic analysis of LWR accidental sequences.

Mejoras en el sistema MOIRA para su aplicación a los emplazamientos nucleares fluviales españoles

Entre las posibles secuelas de un accidente nuclear hay que contar con la contaminación radiactiva a medio y largo plazo de los sistemas acuáticos de agua dulce. Frente a ese problema, es fundamental disponer de una evaluación realista del impacto radiológico, ecológico, social y económico de las posibles estrategias de gestión, para poder adoptar las decisiones más convenientes de forma racional. MOIRA es un sistema de ayuda a la decisión desarrollado en el curso de los Programas Marco Europeos con participación de la UPM, que ha sido mejorado y adaptado a los emplazamientos nucleares españoles en los últimos años en el contexto del Proyecto ISIDRO, patrocinado por el Consejo de Seguridad Nuclear, con la participación del CIEMAT y la UPM. El trabajo se centra en esos avances, principalmente relacionados con los sistemas hidráulicos complejos como los de los ríos Tajo, Ebro y Júcar, en los que se ubican varias centrales nucleares españolas.

Evaluación de tenacidad a la fractura e integridad estructural de tubos de generadores de vapor nucleares.

Dado el impacto negativo asociado a la ocurrencia de fallas en tubos de generadores de vapor (TGVs) en centrales nucleares, el estudio de la integridad estructural de éstos ha comenzado a recibir mayor atención recientemente. Diversas metodologías basadas en análisis de carga límite han sido propuestas para asegurar la integridad estructural de los tubos, según los requerimientos establecidos por las autoridades regulatorias. Éstas han conducido, sin embargo, a la definición de criterios de reparación o taponado de TGVs excesivamente conservativos. Por lo tanto, con el objetivo de reducir la cantidad de tubos innecesariamente removidos de servicio, nuevos criterios de evaluación de integridad han sido propuestos recientemente en la literatura. En este contexto, la mecánica de fractura elastoplástica se presenta como una alternativa para la evaluación de la integridad de TGVs, requiriéndose dos elementos para su aplicación: la estimación de la fuerza impulsora en términos del parámetro elastoplástico (por ejemplo, la integral J) y la medición experimental de la tenacidad a la fractura del material de los tubos (por ejemplo, a través de la curva de resistencia J-R). Este trabajo presenta el desarrollo de técnicas experimentales no normalizadas para la determinación de curvas J-R para TGVs con fisuras pasantes circunferenciales y longitudinales. Debido a las dimensiones reducidas de los TGVs, diferentes probetas no normalizadas fueron propuestas. Además, en los ensayos se utilizaron condiciones de carga de tracción y flexión con el objetivo de modelar más adecuadamente los estados tensionales y las condiciones de constraint reales en TGVs. Los valores de la integral J fueron estimados utilizando el método del factor η. La aptitud del método fue evaluada a partir de simulaciones numéricas de los ensayos propuestos mediante análisis elastoplásticos con la técnica de elementos finitos. Se encontró que condiciones de mayor constraint asociadas con fisuras profundas y cargas de flexión favorecen la validez del método del factor η, mientras que configuraciones de menor constraint dan como resultado factores η que exhiben una mayor dependencia con el nivel de carga aplicada. También se observó que los factores η basados en la apertura de la boca de la fisura (Crack Mouth Opening Displacement o CMOD) presentan una dependencia mucho menor con el nivel de carga respecto a los factores η definidos a partir del desplazamiento del punto de aplicación de la carga (Load Line Displacement o LLD). Se presentan los valores del factor η para las probetas estudiadas con fisuras profundas (a/W ≥ 0,40). Se realizaron ensayos de fractura a temperatura ambiente y 300 °C con probetas obtenidas de TGVs nucleares fabricados a partir de las aleaciones 690 (Ni: 61; Cr: 29; Fe: 8,95, % en peso) y 800 (Ni: 33; Cr: 21,6; Fe: 42,2, % en peso). Durante los ensayos de fractura a temperatura ambiente, la extensión estable de fisura fue medida mediante una técnica óptica utilizando un microscopio digital. Para estos ensayos también se aplicó el método de normalización que propone la norma ASTM E1820-15 en el Anexo 15, encontrándose una buena coincidencia entre las longitudes estimadas por éste y las medidas ópticamente. De esta manera, el método de normalización fue utilizado para los ensayos a alta temperatura. Los resultados experimentales mostraron que ambos materiales tienen elevadas tenacidades a la fractura, siendo la aleación 800 la que presentó curvas J-R más elevadas que la aleación 690 tanto para fisuras circunferenciales como longitudinales. Las curvas J-R para ambas aleaciones mostraron un efecto marcado con la orientación de la fisura, es decir que existe una importante anisotropía en las propiedades de fractura: las fisuras circunferenciales presentaron curvas J-R más elevadas que las fisuras longitudinales. El nivel de constraint desarrollado en los ensayos, dado por las condiciones de carga de tracción y flexión, evidenció poco efecto sobre las curvas J-R para probetas con fisuras profundas (a/W ~ 0,50). A su vez, la temperatura de ensayo (temperatura ambiente y 300 °C) presentó un efecto prácticamente nulo para ambas aleaciones. Usando las propiedades de fractura obtenidas en este trabajo, la metodología FAD (Failure Assessment Diagram) fue propuesta y utilizada para la predicción de las condiciones de falla de TGVs fisurados para diferentes geometrías de fisura y condiciones de carga. La comparación entre análisis teóricos y datos experimentales muestra la potencialidad del FAD como una metodología capaz de predecir adecuadamente las fallas de estos componentes.

Evaluación de tenacidad a la fractura e integridad estructural de tubos de generadores de vapor nucleares.

Dado el impacto negativo asociado a la ocurrencia de fallas en tubos de generadores de vapor (TGVs) en centrales nucleares, el estudio de la integridad estructural de éstos ha comenzado a recibir mayor atención recientemente. Diversas metodologías basadas en análisis de carga límite han sido propuestas para asegurar la integridad estructural de los tubos, según los requerimientos establecidos por las autoridades regulatorias. Éstas han conducido, sin embargo, a la definición de criterios de reparación o taponado de TGVs excesivamente conservativos. Por lo tanto, con el objetivo de reducir la cantidad de tubos innecesariamente removidos de servicio, nuevos criterios de evaluación de integridad han sido propuestos recientemente en la literatura. En este contexto, la mecánica de fractura elastoplástica se presenta como una alternativa para la evaluación de la integridad de TGVs, requiriéndose dos elementos para su aplicación: la estimación de la fuerza impulsora en términos del parámetro elastoplástico (por ejemplo, la integral J) y la medición experimental de la tenacidad a la fractura del material de los tubos (por ejemplo, a través de la curva de resistencia J-R). Este trabajo presenta el desarrollo de técnicas experimentales no normalizadas para la determinación de curvas J-R para TGVs con fisuras pasantes circunferenciales y longitudinales. Debido a las dimensiones reducidas de los TGVs, diferentes probetas no normalizadas fueron propuestas. Además, en los ensayos se utilizaron condiciones de carga de tracción y flexión con el objetivo de modelar más adecuadamente los estados tensionales y las condiciones de constraint reales en TGVs. Los valores de la integral J fueron estimados utilizando el método del factor η. La aptitud del método fue evaluada a partir de simulaciones numéricas de los ensayos propuestos mediante análisis elastoplásticos con la técnica de elementos finitos. Se encontró que condiciones de mayor constraint asociadas con fisuras profundas y cargas de flexión favorecen la validez del método del factor η, mientras que configuraciones de menor constraint dan como resultado factores η que exhiben una mayor dependencia con el nivel de carga aplicada. También se observó que los factores η basados en la apertura de la boca de la fisura (Crack Mouth Opening Displacement o CMOD) presentan una dependencia mucho menor con el nivel de carga respecto a los factores η definidos a partir del desplazamiento del punto de aplicación de la carga (Load Line Displacement o LLD). Se presentan los valores del factor η para las probetas estudiadas con fisuras profundas (a/W ≥ 0,40). Se realizaron ensayos de fractura a temperatura ambiente y 300 °C con probetas obtenidas de TGVs nucleares fabricados a partir de las aleaciones 690 (Ni: 61; Cr: 29; Fe: 8,95, % en peso) y 800 (Ni: 33; Cr: 21,6; Fe: 42,2, % en peso). Durante los ensayos de fractura a temperatura ambiente, la extensión estable de fisura fue medida mediante una técnica óptica utilizando un microscopio digital. Para estos ensayos también se aplicó el método de normalización que propone la norma ASTM E1820-15 en el Anexo 15, encontrándose una buena coincidencia entre las longitudes estimadas por éste y las medidas ópticamente. De esta manera, el método de normalización fue utilizado para los ensayos a alta temperatura. Los resultados experimentales mostraron que ambos materiales tienen elevadas tenacidades a la fractura, siendo la aleación 800 la que presentó curvas J-R más elevadas que la aleación 690 tanto para fisuras circunferenciales como longitudinales. Las curvas J-R para ambas aleaciones mostraron un efecto marcado con la orientación de la fisura, es decir que existe una importante anisotropía en las propiedades de fractura: las fisuras circunferenciales presentaron curvas J-R más elevadas que las fisuras longitudinales. El nivel de constraint desarrollado en los ensayos, dado por las condiciones de carga de tracción y flexión, evidenció poco efecto sobre las curvas J-R para probetas con fisuras profundas (a/W ~ 0,50). A su vez, la temperatura de ensayo (temperatura ambiente y 300 °C) presentó un efecto prácticamente nulo para ambas aleaciones. Usando las propiedades de fractura obtenidas en este trabajo, la metodología FAD (Failure Assessment Diagram) fue propuesta y utilizada para la predicción de las condiciones de falla de TGVs fisurados para diferentes geometrías de fisura y condiciones de carga. La comparación entre análisis teóricos y datos experimentales muestra la potencialidad del FAD como una metodología capaz de predecir adecuadamente las fallas de estos componentes.

La competencia social y ciudadana desde la educación científica : una experiencia en torno a la energía nuclear.

Se describe una experiencia educativa orientada a promover la competencia social y ciudadana en clase de Ciencias. El contexto elegido es el debate existente en torno a la producción de energía en centrales nucleares. Mediante un análisis de las interacciones Ciencia-Tecnología-Sociedad (CTS) relativas al tema, el propósito es que los alumnos adquirieran un conocimiento básico para poder opinar, con sentido crítico y racional, ante situaciones relacionadas con este tipo de energía. La experiencia se realiza con veinticinco alumnos de tercero de ESO, que inicialmente presentan un conocimiento bastante pobre sobre la energía nuclear y su dimensión CTS. Tras la experiencia, se logra que la mayoría exprese una opinión crítica y fundamentada sobre la cuestión.

Autoaprendizaje y evalucación on-line : un acercamiento al Espacio Europeo de Educación Superior.

Resumen tomado de la publicación

Trabajo de investigación sobre la Comisión Nacional de Energía Atómica

Fil: Izura Bustos, Teresita Alicia.

Desarrollo de códigos neutrónicos propios para la simulación del núcleo de reactores PWR

La simulación de la física del núcleo de los reactores nucleares por su complejidad requiere del uso de computadores y del software adecuado, y su evolución es ir hacía métodos y modelos de los llamados best-estimate, con el objeto de aumentar la disponibilidad de la central manteniendo los márgenes de seguridad. Para ello el Departamento de Ingeniería Nuclear (UPM), ha desarrollado el Sistema SEANAP en uso en varias centrales nucleares españolas, que realiza la simulación en 3D y con detalle de barrita combustible del quemado nominal y real del núcleo del reactor, hace el seguimiento en línea de la operación, y ayuda a la planificación óptima de las maniobras operacionales

Estudio de caso "incidencias radiológicas y de impacto, ante un posible siniestro en el transporte por carretera en España de residuos radiactivos de alta actividad"

Los aspectos relacionados con el transporte de residuos radiactivos de alta actividad (RAA) hacia el futuro almacén temporal centralizado (ATC) están de actualidad, por el propio trasiego que se espera en un futuro próximo, el compromiso adquirido de estas actividades con el medio ambiente, la seguridad de las personas [1], así como su normativa reguladora. En España se prevé una larga “ruta radiactiva” de más de 2.000 kilómetros, por la que el combustible nuclear gastado se transportará presumiblemente por carretera desde las centrales nucleares hasta el ATC, así como los residuos vitrificados procedentes del reprocesado del combustible de la central nuclear Vandellos I, que en la actualidad están en Francia. Proponemos como hipótesis el siniestro de uno de estos transportes con combustible nuclear gastado en una ruta definida y nos preguntamos: ¿Qué impacto radiológico se podría generar en el medio ambiente o en individuos tipo cercanos al siniestro, el público en general…?

Impacto radiológico asociado al transporte de material radiactivo por carretera en España.

Las cuestiones relacionadas con el transporte de materiales radiactivos constituyen un objeto de renovada actualidad, por el continuo incremento en la movilidad de materiales relacionados con el ciclo del combustible nuclear u otros (e.g. el propio combustible, equipos de inspección, fuentes radiactivas, residuos, etc.), el compromiso creciente de estas actividades con el medio ambiente, la seguridad y protección de las personas [1], así como el actual marco legal. Cabe preguntarse: ¿Cuáles son las rutas más activas? ¿Qué impacto radiológico se genera en el medio o en individuos tipo, como el trabajador de suministro de combustible, los ocupantes de un vehículo particular, en situaciones de retención del tráfico, el público en general ? ? En España hay una ?larga ruta radiactiva? de más de 10.000 kilómetros. El combustible nuclear se transporta por carretera desde Juzbado (Salamanca) hasta las centrales nucleares, y desde estas los residuos generados son transportados también por carretera a las instalaciones de El Cabril, en Córdoba. Además, también hay que tener en cuenta los transportes que generan los equipos y materiales, con origen o destino en las plantas nucleares, necesarios para la buena operación de las mismas.

Impacto radiológico asociado al transporte por carretera de residuos radiactivos de alta actividad en España.

Las cuestiones relacionadas con el transporte de residuos radiactivos de alta actividad, en adelante (RAA), al previsto almacén centralizado (ATC) constituyen un objeto de renovada actualidad, por la movilidad que se espera de estos materiales en un futuro próximo, por el compromiso creciente de estas actividades con el medio ambiente, por la seguridad y protección de las personas, así como por el actual marco legal [1]. Cabe preguntarse: ¿Cuáles serán las rutas más activas? ¿Qué impacto radiológico se generará en el medio ambiente o en individuos tipo, como los ocupantes de un vehículo particular o industrial que puedan coincidir con el transporte, en las poblaciones y el público en general … ? En España se prevé una larga “ruta radiactiva” de más de 2.000 kilómetros, por la que el combustible nuclear gastado se transportará presumiblemente por carretera desde las centrales nucleares hasta el ATC, así como los residuos vitrificados procedentes del reprocesado del combustible de la central nuclear Vandellos I, que en la actualidad están en Francia

Parque eólico offshore en San Pedro de Alcántara

El principal motivo de implantar un parque eólico de estas características es responder a una necesidad palpable en el ámbito mundial como es el crecimiento en la demanda energética unido a un agotamiento de los recursos petrolíferos. Si a esto le sumamos la tendencia actual que han adquirido muchos países de oponerse al desarrollo de nuevas centrales nucleares tras el desastre ocurrido en Fukushima (Japón), y el aumento de los niveles de contaminación en las principales ciudades europeas, así como la sobreexplotación de los parques eólicos onshore en la Península Ibérica, configuran un marco perfecto para el despegue definitivo de la energía eólica offshore como alternativa perfecta al resto de fuentes de energía. Desde el punto de vista particular a nuestra localización, existe una demanda energética considerable, dado el carácter turístico de nuestro emplazamiento, que queda de manifiesto en el Plan General de Ordenación Urbana de Marbella, por lo que el objetivo de este proyecto será abastecer energía a San Pedro Alcántara y las poblaciones vecinas, a fin de que no se produzca ninguna carencia energética a lo largo de los periodos estivales, que serán los momentos de mayor demanda solicitada.

Impacto y protección radiológica asociados al transporte de residuos de alta actividad (RAA) al almacén temporal centralizado (ATC) en España

Las cuestiones relacionadas con el transporte de residuos radiactivos de alta actividad (RAA) al previsto almacén temporal centralizado (ATC) en Villar de Cañas (Cuenca) están de actualidad, debido a la movilidad que se espera en un futuro próximo, el compromiso con el medio ambiente, la protección de las personas, así, como la normativa legal reguladora. En esta tesis se ha evaluado el impacto radiológico asociado a este tipo de transportes mediante una nueva herramienta de procesamiento de datos, que puede ser de utilidad y servir como documentación complementaria a la recogida en el marco legal del transporte. Además puede facilitar el análisis desde una perspectiva más científica, para investigadores, responsables públicos y técnicos en general, que pueden utilizar dicha herramienta para simular distintos escenarios de transportes radiactivos basados únicamente en datos de los materiales de entrada y las rutas elegidas. Así, conociendo el nivel de radiación a un metro del transporte y eligiendo una ruta, obtendremos los impactos asociados, tales como las poblaciones afectadas, la dosis recibida por la persona más expuesta, el impacto radiológico global, las dosis a la población en el trayecto y el posible detrimento de su salud. En España se prevé una larga “ruta radiactiva” de más de 2.000 kilómetros, por la que el combustible nuclear gastado se transportará presumiblemente por carretera desde las centrales nucleares hasta el ATC, así como los residuos vitrificados procedentes del reprocesado del combustible de la central nuclear Vandellos I, que en la actualidad están en Francia. Como conclusión más importante, se observa que la emisión de radiaciones ionizantes procedentes del transporte de residuos radiactivos de alta actividad en España, en operación normal, no es significativa a la hora de generar efectos adversos en la salud humana y su impacto radiológico puede considerarse despreciable. En caso de accidente, aunque la posibilidad del suceso es remota, las emisiones, no serán determinantes a la hora de generar efectos adversos en la salud humana. Issues related to the transport of high level radioactive wastes (HLW) to the new centralised temporary storage facility to be built in Villar de Cañas (Cuenca) are attracting renewed attention due to the mobility expected in the near future for these materials, the commitment to the environment, the protection of persons and the legal regulatory standards. This study assesses the radiological impacts associated with this type of transport by means of a new dataprocessing tool, which may be of use and serve as documentation complementary to that included in the legal framework covering transport. Furthermore, it may facilitate analysis from a more scientific perspective for researchers, public servants and technicians in general, who may use the tool to simulate different radioactive transport scenarios based only on input materials data and the routes selected. Thus, by knowing the radiation level at a distance of one metre from the transport and selecting a route, it is possible to obtain the associated impacts, such as the affected populations, the dose received by the most exposed individual, the overall radiological impact and the doses to the public en route and the possible detriment to their health. In Spain a long “radioactive route” of more than 2,000 kilometres is expected, along which spent nuclear fuels will be transported – foreseeably by road – from the nuclear power plants to the CTS facility. The route will also be used for the vitrified wastes from fuel reprocessing of the fuel from Vandellós I nuclear power plant, which are currently in France. In conclusion, it may be observed that the emission of ionising radiations from transport of high level radioactive wastes in Spain is insignificant, in normal operations, as regards the generation of adverse effects for human health, and that the radiological impact may be considered negligible. In the event of an accident, the possibility of which is remote, the emissions will not be also a very determining factor as regards adverse effects for human health.