Texto: García Leiva, Manuel; Alejano Monge, Consuelo; García Wolfrum, Alejandro

Ante la falta de una instalación nuclear que pueda recibir los elementos combustibles gastados, las centrales españolas han recurrido, entre otras medidas, al uso de contenedores para su almacenamiento, para los que debe contemplarse una alternativa para su transporte posterior. Los diseños de los contenedores están evolucionando con el objetivo final de cargar todo el inventario almacenado. Esta evolución está suponiendo un aumento en la complejidad de los análisis de seguridad, con la incorporación de numerosas novedades metodológicas que implican, asimismo, una mayor dificultad en su evaluación por parte del Consejo de Seguridad Nuclear (CSN). En este artículo se describen los principales cambios en el diseño de los bultos de transporte en los últimos años y su impacto en el proceso de licenciamiento.

El diseño de los bultos de transporte debe cumplir los requisitos definidos en los reglamentos modales de transporte (ADR, RID, Código IMDG e instrucciones técnicas del OACI), que incluyen los requisitos establecidos en el Reglamento para el Transporte Seguro de Materiales Radiactivos del OIEA, Requisitos de Seguridad Específicos Nº SSR-6 , en el que se establecen normas funcionales en lugar de requisitos específicos de diseño, para demostrar que se cumplen las siguientes funciones de seguridad: 

• El control de la tasa de dosis externa  
• La contención del contenido radiactivo
• La prevención de los daños ocasionados por el calor
• La prevención de la criticidad

Su finalidad es permitir que el solicitante utilice prácticas de ingeniería aceptadas para evaluar un bulto de materiales radiactivos en todas las condiciones de transporte: rutinarias (libre de incidencias), normales (con pequeños incidentes) y de accidente). Los enfoques aceptables pueden incluir análisis de ensayos a escala o a tamaño real, cálculos y argumentaciones zonadas o una combinación de estos métodos.

Los ensayos asociados a bultos que contienen materiales radiactivos plantean una dificultad especial a causa del riesgo radiológico, por lo que en los análisis de seguridad suelen utilizarse modelos de cálculo, previamente validados, para garantizar el cumplimiento de los requisitos del Reglamento. Ante la falta de normativa específica en España, estos análisis se han llevado a cabo sobre la base de metodologías utilizadas en Estados Unidos y aceptadas por su organismo regulador, la Nuclear Regulatory Commission (NRC). 

Los modelos utilizados deben recoger con exactitud la geometría del bulto y las cargas mecánicas derivadas de los ensayos, y el contenido modelado debe representar conservadoramente las características más relevantes para los diferentes análisis de seguridad. 

En el caso de combustible gastado, la normativa española requiere que el diseño del bulto de transporte, Tipo B(U)F, esté aprobado, siendo su período de validez de alrededor de 5 años.

El CSN ha editado la Guía de Seguridad 6.4  con objeto de asegurar que se incluye en la solicitud toda la información del diseño del bulto, que permita garantizar el nivel de seguridad adecuado durante todas las condiciones de transporte, así como las características de seguridad y los controles operacionales necesarios para limitar la imposición de medidas especiales durante el transporte. De esta manera, la seguridad del transporte recae principalmente en el diseño del bulto.