Uno de estos documentos es el “Plan de restauración del emplazamiento”, tema central de este artículo, que describirá la metodología y actuaciones planificadas para llevar al emplazamiento de un estado físico y radiológico inicial conocido a un estado físico y radiológico final previsto, garantizando que los niveles de radiactividad residual en el emplazamiento, no suponen un riesgo para las personas ni el medioambiente a corto, medio y largo plazo. 

El Plan de restauración del emplazamiento

El artículo 30.h) del RINR requiere que para obtener la autorización de desmantelamiento de una instalación, el titular deberá elaborar y enviar un PRE que incluya una “propuesta y justificación de la metodología para la caracterización radiológica final del emplazamiento, con el objetivo de demostrar el cumplimiento de los criterios radiológicos establecidos para la liberación total, parcial o con restricciones de uso del emplazamiento y se propondrán los medios para que se establezcan y mantengan los controles legales institucionales que garanticen el cumplimiento de los criterios radiológicos”. 

En España, el titular responsable de la gestión de los residuos radiactivos y el desmantelamiento de las instalaciones nucleares es la Empresa Nacional de Residuos Radiactivos (Enresa), y el Consejo de Seguridad Nuclear es el encargado de aprobar el Plan y supervisar su implementación. 

Dado que las tareas de restauración y caracterización de este tipo de instalaciones son complejas, a la hora de llevar a la práctica este requisito surgieron numerosos interrogantes. Algunos de ellos de carácter general. como: ¿Qué criterio radiológico se ha de adoptar? ¿Cómo demostrar su cumplimiento? ¿Dónde está el equilibrio entre una restauración adecuada y las limitaciones técnicas y de recursos? ¿Cómo se puede involucrar a las partes interesadas en el proceso? También surgieron otras cuestiones de detalle de tipo: ¿Cómo aplicar en la práctica un criterio de dosis? ¿Cuántas muestras o medidas se deben realizar para asegurar la representatividad? ¿En qué puntos se deben localizar estas medidas? ¿Con qué equipos y según qué especificaciones? 

Para dar respuesta a todas estas preguntas, en la Subdirección de Protección Radiológica Ambiental del CSN se creó en 2005 un grupo de trabajo ad hoc que, basándose en la experiencia adquirida, la bibliografía existente y las referencias internacionales, dieron luz a un paquete reglamentario formado por: 

• La Instrucción del CSN IS-13 sobre criterios radiológicos para la liberación de los emplazamientos de instalaciones nucleares
• La Guía de Seguridad 4.2. Plan de Restauración del Emplazamiento
• La Guía de Seguridad 4.3 Metodología de comprobación del estado radiológico de un emplazamiento previo a su liberación. Niveles genéricos de liberación 

En la Guía 4.2 del CSN se recomendó el contenido básico que debería tener un PRE (Tabla 1). 

Los criterios radiológicos se plasmaron en la IS-13. En ella se limita la dosis que puede recibir la población del entorno de la instalación debida a la actividad residual presente en el terreno1 del emplazamiento, una vez liberado del control regulador, a 0,1 mSv/año; esto es, diez veces menos del límite de dosis establecido en la normativa para el público en general (1 mSv/año). Adicionalmente, se requiere que, en caso de liberación con restricciones sujetas a controles institucionales para garantizar dichas restricciones, las actuaciones de restauración deben hacerse de forma que en ningún caso se supere 1 mSv/año, incluso aunque se perdieran dichos controles institucionales. Finalmente, la IS-13 concluye que, si quedan edificios, paramentos y/o estructuras que vayan a permanecer en el emplazamiento tras la liberación, éstos deberán cumplir además los criterios de desclasificación recomendados por la Unión Europea en su publicación Radiation Protection 113 [5], “Recommended radiological protection criteria for the clearance of buildings and building rubble from the dismantling of nuclear installations”. 

Como la dosis efectiva no es una magnitud directamente medible, para la aplicación práctica de estos criterios se hace necesario derivar unos valores de comprobación en campo, en términos de concentración de actividad (Bq/g) por cada radionucleido. Estos se denominan Niveles de Liberación (NL) y pueden ser, o bien genéricos, recogidos en la Guía 4.3., o bien calculados con parámetros específicos del emplazamiento en cuestión. La metodología de cálculo recomendada en este último caso también se recoge en la citada Guía 4.3.

Una vez calculados los niveles de liberación y teniendo en cuenta los datos históricos del emplazamiento y los resultados de caracterizaciones previas, se zonifica la instalación en parcelas más pequeñas y manejables, clasificadas preliminarmente en función de su potencial contaminación. Esto permite que la restauración sea más segura y eficiente, asignando mayores recursos a las zonas que más lo necesitan y menores a aquellas con riesgo muy poco significativo. La restauración, no obstante, consistirá en un proceso iterativo de extracción/remediación de suelo, subsuelo y/o de aguas subterráneas, hasta que los valores de concentración de actividad se encuentren por debajo de los niveles de liberación fijados. 

Tras la restauración, llega la comprobación del estado radiológico final. Esta es la parte que culmina el PRE, y sus directrices también se plasmaron en la Guía 4.3. La metodología recomendada es una internacionalmente aceptada, denominada MARSSIM [4], que se caracteriza por ser de un avanzado contenido técnico-estadístico, rigurosa y, lo que es de suma importancia, flexible para hacer frente a las distintas casuísticas que se puedan encontrar. MARSSIM aborda de manera consistente la planificación, realización, evaluación y documentación de las caracterizaciones radiológicas que sirven de base para demostrar el cumplimiento de los criterios radiológicos de liberación del emplazamiento. 

Los resultados de la comprobación radiológica del estado final se recogen en un informe radiológico final, que será evaluado por el Consejo de Seguridad Nuclear, quién finalmente informará al Ministerio de Transición Ecológica y Reto Demográfico (MITERD) de si el emplazamiento es apto para su liberación total o parcial, sin restricciones o con ellas y, en su caso, con controles institucionales que garanticen el cumplimiento de dichas restricciones. 

Esta toma de decisiones por parte del organismo regulador requiere de formación y conocimientos de carácter multidisciplinar. Además de los aspectos reguladores en materia de seguridad nuclear y protección radiológica será necesario contar con expertos en técnicas analíticas de medida y muestreo, estadística y análisis de datos, sistemas de información geográfica, biología, geología, ecología, geoquímica, hidrogeología, etc. Esto hace del PRE uno de los más importantes hitos del desmantelamiento de una instalación nuclear o del ciclo de combustible.  

La restauración de instalaciones nucleares y del ciclo en España  

A lo largo de las últimas décadas, a nivel nacional hemos acumulado una considerable experiencia en el campo del desmantelamiento, encontrándonos dentro del pequeño grupo de países con un recorrido integral en estos procesos.

En lo relativo a la restauración de emplazamientos que pudieran presentar radiactividad residual, se han llevado a cabo los proyectos contemplados en la Tabla 2. Todos ellos han sido evaluados, aprobados, inspeccionados y supervisados por el Consejo de Seguridad Nuclear. No obstante, no ha sido hasta el proyecto de desmantelamiento de la central nuclear José Cabrera, cuando se han podido aplicar en su totalidad las recomendaciones y directrices establecidas por el CSN en la normativa anteriormente citada. En unos casos, por tratarse de proyectos anteriores a la publicación de dichas normas y, en otros, por tratarse de desmantelamientos singulares (emplazamientos mineros, Ciemat, central nuclear Vandellós 1) que, por sus características, han tenido que implementar un PRE adaptado.

El Plan de restauración del emplazamiento de José Cabrera 

La central nuclear José Cabrera, más conocida como Zorita, situada en el término municipal de Almonacid de Zorita (Guadalajara), fue la primera en entrar en operación en España, en 1969, bajo la titularidad de Unión Fenosa (actualmente, Naturgy). Esta central cesó su operación en 2006, tras cerca de 40 años de operación comercial. El 1 de febrero de 2010, el Ministerio de Industria, Tuseleccionada para esta central fue la recomendada por el OIEA: desmantelamiento total e inmediato (sin periodos de latencia), y se comenzó a ejecutar una vez dispuesto el combustible nuclear gastado en el denominado almacén temporal individualizado (ATI) de la instalación.  

Desde entonces hasta junio de 2022 se han llevado a cabo actividades de desmontaje, desmantelamiento, caracterización, desclasificación y gestión de gran cantidad de materiales, tanto radiológicos como convencionales. En 2022, tras la aprobación del PRE definitivo, comenzó esta relevante fase final del proceso.

Planificación de la restauración

A partir del análisis histórico de la información de la instalación desde su construcción hasta la actualidad y de las sucesivas caracterizaciones parciales del emplazamiento realizadas a medida que se desmantelaba, se determinaron los radionucleidos de interés y las zonas con mayor probabilidad de contaminación radiológica debida a incidentes operativos, derrames, fugas o antiguos acopios de material radiactivo previo a su gestión. Esto permitió zonificar el emplazamiento en las denominadas unidades de liberación (UL), que se clasificaron en clase 1 (rojo), clase 2 (amarillo), clase 3 (azul), o no impactadas (verdes), de mayor a menor potencial de contaminación. Esto sirvió para priorizar las actividades de restauración y caracterización en las zonas más impactadas, frente a las que lo estaban menos.  

Para fijar los criterios radiológicos, Enresa propuso y justificó adecuadamente un uso futuro industrial del emplazamiento, puesto que Naturgy, que recuperará la titularidad tras la liberación, considera llevar a cabo proyectos industriales de energías renovables en el lugar. Esto ya supuso una restricción de uso en sí misma, a tener en cuenta a la hora de determinar los niveles de liberación. Adicionalmente, al haber identificado en el análisis histórico de la instalación la presencia de niveles muy bajos de radionucleidos en el acuífero, se propuso también restringir el uso de las aguas subterráneas del emplazamiento. Estas restricciones deberán ser inscritas en el Registro de la Propiedad en el momento de la liberación, como control institucional para garantizar su cumplimiento. 

Partiendo de estas premisas y de acuerdo con los criterios de la IS-13 y la metodología de la Guía 4.3, se calcularon los NL, que fueron minuciosamente evaluados y aprobados por los expertos del CSN como parte fundamental del PRE, para poder garantizar que estando por debajo de estos valores no existe riesgo para las personas ni para el medioambiente. 

Ejecución de la restauración

A continuación, comenzaron las labores de restauración y caracterización. Las técnicas utilizadas han consistido en la retirada de los contaminantes por extracción de los terrenos y tratamiento de los mismos. Este tratamiento se ha realizado en una planta de lavado de suelos en el propio emplazamiento, en la que se descontaminaron las distintas fracciones granulométricas del suelo mediante lavado acuoso y posterior segregación de la fracción fina (limo-arcilla), que es la que más retiene los contaminantes, de la gruesa (gravaarena). La fracción fina contaminada se gestionó como residuo radiactivo y se envió al Centro de almacenamiento de residuos radiactivos de El Cabril (Córdoba), y los gruesos, una vez limpios y desclasificados radiológicamente, fueron gestionados como residuo convencional. Todo ello, bajo la supervisión y control del CSN.  

Para el caso de elementos estructurales o constructivos enterrados (cimentaciones, tuberías, canalizaciones) que van a permanecer en el emplazamiento tras la liberación por su dificultad de extracción, se ha requerido que cumplan los criterios radiológicos de desclasificación anteriormente citados, previa justificación de que los perjuicios de su extracción superan al beneficio que ello supondría, de acuerdo con uno de los principios fundamentales de la protección radiológica: el de justificación. 

En relación a las aguas subterráneas, y dentro de la zona controlada por parte del titular, se detectan en algunas áreas valores estadísticamente representativos, principalmente de tritio, a varios metros de profundidad de la superficie del terreno. Este es un isótopo de muy baja radiotoxicidad pero cuya separación del agua es extremadamente compleja, en consecuencia, se realizan actividades de vigilancia mediante la implantación de numerosos sondeos en todo el emplazamiento, de donde se toman muestras regularmente para vigilar y controlar su evolución. 

Actualmente, la instalación ha ejecutado más del 70 % de las actuaciones del PRE, con algunas zonas ya restauradas y limpias, y otras a falta de actuaciones adicionales.

Comprobación del estado radiológico final

En un futuro próximo, una vez se considere que toda unidad de liberación ha sido debidamente restaurada, se realizará la caracterización final del emplazamiento, que consistirá en una meticulosa campaña de medidas espectrométricas y de toma de muestras y análisis en laboratorio, de suelos, subsuelos y aguas subterráneas, para demostrar el cumplimiento de los criterios radiológicos. Todos estos datos deberán ser debidamente documentados en el informe radiológico final, que servirá para solicitar la liberación parcial o total del emplazamiento. 

Como en todas las disciplinas científicas en las que se manejan gran cantidad de datos, el proceso de evaluación de estos puede ser complejo, por lo que hay que utilizar una metodología lo más ajustada y sistemática posible, con objeto de obtener la información necesaria para tomar decisiones fundamentadas. En el caso de José Cabrera se sigue la metodología recomendada MARSSIM, que implica, a grandes rasgos, los siguientes pasos:  

• Verificación de los datos: comprobar que se han utilizado instrumentos de medida adecuados y debidamente calibrados y verificados, que los tiempos de medida y el número y volúmenes de muestra han sido los adecuados y que se han analizado el suficiente número de muestras duplicadas y de control para garantizar la calidad de los resultados.  
• Validación de los datos: revisar que los datos estén estructurados, reevaluando los que puedan ser cuestionables o inciertos y rechazando aquellos que se consideren valores atípicos. 
• Evaluación preliminar: comprobar, mediante métodos estadísticos, que el número de muestras tomado es adecuado y determinar los valores máximo, mínimo, medio, mediano y desviación típica de cada UL, para comprender la distribución de los datos y comprobar que la clasificación inicial por nivel de contaminación fue correcta. 
• Representación gráfica: utilizar las herramientas gráficas necesarias para representar los resultados en histogramas, diversos tipos de gráficos o cartogramas georreferenciados para hacerlos más comprensibles.  
• Evaluación final y toma de decisiones: comprobar mediante técnicas estadísticas (test del signo si el contaminante no está presente en el fondo radiológico o test de la suma de rangos de Wilcoxon si el contaminante está presente en el fondo radiológico) que se cumple el criterio de liberación, teniendo en cuenta también la contribución a la dosis de las aguas subterráneas y la de los posibles puntos calientes que se hayan podido encontrar. 

En caso de que alguna UL no superara todos estos pasos debería ser caracterizada de nuevo, reclasificada, subdividida en unidades más pequeñas, remediada y medida otra vez. 

En todo este proceso, el Consejo de Seguridad Nuclear realiza una labor de supervisión continua a través de un sistema de evaluaciones y frecuentes inspecciones. Esta supervisión incluye la toma de muestras y análisis de manera independiente, por parte del regulador, para comprobar la veracidad de los resultados. Además, en aras de la transparencia y la participación pública, el Consejo de Seguridad Nuclear informa con periodicidad anual a la comunidad local de los avances en el desmantelamiento y restauración del emplazamiento mediante la reunión anual del denominado Comité de Información Local, que también cuenta con la participación de la administración nacional, regional y local. 

Una vez se haya verificado con éxito el cumplimiento del PRE, así como las demás condiciones técnicas establecidas en el programa de desmantelamiento, el Ministerio de Transición Ecológica y Reto Demográfico podrá emitir la declaración de clausura, previo informe del Consejo de Seguridad Nuclear, en la que plasmará las restricciones de uso y posibles vigilancias institucionales que puedan considerarse necesarias. Dicho Ministerio, con carácter previo a la declaración de clausura, dará traslado de la resolución a la comunidad autónoma y a los ayuntamientos competentes, a efectos de que puedan formular las alegaciones que consideren necesarias. 

Retos reguladores

El proceso en curso de implementación del primer PRE completo en España en la central nuclear José Cabrera y la experiencia adquirida en el resto de restauraciones llevadas a cabo, ha dado lugar a una gran cantidad de lecciones aprendidas y de desafíos a abordar en un futuro próximo. 

Se ha identificado la necesidad de profundizar desde el punto de vista regulador en diversos aspectos, como son: la regulación de liberaciones parciales de emplazamientos nucleares en los que vaya a permanecer un almacén temporal individualizado o en emplazamientos minero-industriales de uranio en los que vayan a permanecer almacenados residuos de muy baja actividad y largo periodo de semidesintegración; la supervisión y control de las restricciones de uso que, en su caso, puedan establecerse sobre un terreno; la necesidad de adaptar la metodología descrita a zonas mineras en las que los contaminantes a remediar están presentes en el fondo radiológico ambiental; los lazos de interacción y colaboración con otras administraciones competentes y con la comunidad local; la puesta a punto de equipos y tecnologías avanzados, que puedan hacer de la restauración un proceso menos complejo y costoso; y la importancia de la coordinación del proyecto para hacer frente a las diferentes etapas, entre otras. 

Todos estos desafíos deberán ser abordados en el futuro próximo mediante una planificación cuidadosa, experiencia técnica y colaboración con los expertos y las partes interesadas. Y para ello, los técnicos del CSN participan activamente en diversos grupos de trabajo a nivel nacional e internacional, focalizados en esta fase final del desmantelamiento de las instalaciones nucleares y del ciclo de combustible. La futura finalización del PRE y la posterior declaración de clausura de la central nuclear José Cabrera marcarán un hito importante en España en materia de desmantelamiento de centrales nucleares, garantizando la seguridad y protección de las personas y el medioambiente a largo plazo. 

Agradecimientos

Agradecemos a los expertos de las áreas de instalaciones del ciclo y en desmantelamiento, vigilancia radiológica ambiental, impacto radiológico ambiental y ciencias de la tierra del CSN su colaboración y contribución a este artículo.