El almacenamiento temporal del combustible nuclear gastado es una etapa intermedia del ciclo del combustible necesaria hasta su gestión final en un almacén geológico profundo. Actualmente, existen en España seis almacenes temporales individualizados (ATI) donde se almacena en seco el combustible gastado (CG) en contenedores autorizados que permiten la operación de las centrales nucleares o su desmantelamiento y, en ausencia de un almacén temporal centralizado (ATC), se prevé la construcción de dos más y la ampliación de los existentes. La seguridad de esta modalidad de almacenamiento se garantiza por el diseño, mediante componentes pasivos, de los contenedores que están sometidos a un estricto proceso de evaluación y licenciamiento por parte del CSN, al igual que el propio ATI y la losa sísmica de hormigón donde se ubican los contenedores. Así mismo las actividades de fabricación y uso en las centrales nucleares son supervisadas por el CSN. España se suma a la amplia experiencia internacional en el uso de contenedores de almacenamiento, cuando se cumplen 20 años desde la carga del primer contenedor ENSA-DPT en la central nuclear Trillo. , El CSN ha informado recientemente sobre la renovación de la licencia de dicho contenedor. En este artículo se describe la situación actual de la gestión intermedia del CG, las características de diseño de los contenedores y los procesos de licenciamiento y renovación de autorizaciones.

Texto: Juan José Montesinos Castellanos y Álvaro Junghanns Hernández | Área de Residuos de Alta Actividad del CSN 

E n un ciclo de combustible abierto, como el que se contempla en España, una vez que el combustible ha producido la energía prevista en su diseño durante su irradiación en los reactores, es decir, cuando se alcanza su quemado final de descarga, pasa a ser gestionado como residuo radiactivo. 

Durante su irradiación en el reactor, el combustible nuclear acumula radioisótopos como son los actínidos, los productos resultantes de las reacciones de fisión, y los productos de activación a consecuencia de las reacciones de absorción neutrónica en los componentes estructurales del combustible. La presencia de emisores alfa de vida larga y emisores beta-gamma con periodos de semi-desintegración superiores a 30 años, unido a la emisión de calor debido a los procesos de desintegración, condiciona la gestión del CG como residuo radiactivo de alta actividad. Su almacenamiento, como estrategia para su gestión intermedia antes de su disposición final, deberá contemplar los riesgos inherentes asociados, como son la irradiación o el riesgo de criticidad, este último debido a las cantidades remanentes de isótopos fisionables. Por ello los medios de almacenamiento deban contar con las barreras adecuadas para proteger a las personas, como los blindajes biológicos para atenuar las radiaciones ionizantes, con medios activos y/o pasivos que permitan una adecuada evacuación del calor generado que impida su degradación y con configuraciones geométricas de almacenamiento y uso de materiales absorbentes neutrónicos que garanticen una adecuada seguridad frente a criticidad. 

El almacenamiento del CG se realiza, mayoritariamente, en las piscinas de las centrales nucleares. A medida que éstas se han saturado, las centrales han transferido el combustible a instalaciones de almacenamiento en seco en los ATI situados en sus emplazamientos. En la actualidad, ante la ausencia en España de una instalación para el almacenamiento centralizado, la estrategia de gestión de las centrales para permitir su operación hasta las fechas de cese previstas en el Plan Nacional Integrado de Energía y Clima (PNIEC), se basa fundamentalmente en tres acciones: el aumento de la capacidad útil de sus piscinas, la transferencia del combustible a los ATI mediante contenedores de almacenamiento o de doble propósito (almacenamiento y transporte) y la ampliación de los ATI que estén próximos a saturación, ya sea mediante su re-densificación (sin ampliar el espacio físico que ocupa), ya mediante la construcción de nuevas losas de almacenamiento.  

Situación en España

En un ciclo abierto el combustible gastado permanece almacenado temporalmente en las piscinas de las centrales nucleares, y en otros sistemas de almacenamiento, individualizado o centralizado, a la espera de su gestión final en un almacén geológico profundo (AGP). 

En España, a comienzos del año 2022 el número total de elementos de combustible almacenados en las centrales nucleares era de 17.062, que corresponde a un total de 5.370 toneladas de uranio, de los cuales, 14.601 se almacenan en piscinas y 2.461 en 85 contenedores en los ATI. En la tabla 1 se detalla el inventario almacenado en las piscinas y en los ATI, su capacidad y grado de ocupación. 

A este inventario hay que añadir 13 m3 de residuos vitrificados de alta actividad provenientes del reprocesado del combustible de Vandellós I y que se encuentran actualmente en Francia. Enresa prevé licenciar un almacén para alojar estos residuos en el emplazamiento de Vandellós I que entraría en operación en 2027.  

Central nuclear Trillo

La mayor parte su inventario se almacena en el ATI, 800 elementos frente a los 568 de la piscina, en 32 contenedores ENSA-DPT y 4 ENUN 32P. Funciona desde 2002 y está autorizado para almacenar hasta 32 contenedores ENSADPT, y 48 contenedores ENUN 32P, suficiente para albergar todo el inventario hasta el cese de la operación, previsto en 2035. 

Central nuclear José Cabrera

El proceso de desmantelamiento se encuentra en su fase final, previa a la ejecución del Plan de Restauración del Emplazamiento. Posee un ATI que alberga los 377 elementos en 12 contenedores HI-STORM 100Z desde 2009. Además, desde 2013 almacena los residuos especiales del desmantelamiento (principalmente internos del reactor activados) en 4 contenedores HI-SAFE. 

Central nuclear Ascó

Su ATI, consistente en dos losas de almacenamiento a la intemperie, entró en operación en 2013. A comienzos de 2022 almacenaba 26 contenedores HI-STORM 100 de los 32 autorizados. En marzo de 2022 se autorizó aumentar cuatro posiciones de almacenamiento, prolongando así su capacidad en un ciclo adicional de operación de cada unidad, hasta 2027 y 2028. Adicionalmente, se prevé la ampliación del ATI para garantizar la operación de la central hasta la fecha de cese, prevista para 2030-2032.  

Central nuclear Almaraz

El ATI consta de una losa y está autorizado para 20 contenedores ENUN 32P, lo que permitirá la operación hasta las fechas de cese, previstas para ambas unidades en 2027-2028. Entró en operación en 2018 y actualmente almacena seis contenedores. Para el desmantelamiento de los reactores está previsto ampliar el ATI para alojar todo el CG de ambas unidades. 

Central nuclear Santa María de Garoña

La central alberga en su piscina todo el inventario de CG: 2.505 elementos. Durante la primera mitad del 2022 se han realizado las pruebas pre-operacionales del contenedor ENUN 52B previas a su carga real. La campaña de carga se inició en junio de 2022. El ATI consta de dos losas a la intemperie y fue autorizado en 2018 para un total de diez contenedores, capacidad que deberá ser ampliada para permitir el vaciado de la piscina y el desmantelamiento de la instalación. 

Central nuclear Cofrentes

El ATI consta de dos losas a la intemperie para almacenar un total de 24 contenedores HI-STAR 150. Desde 2021, alberga los cinco contenedores cargados en su primera campaña. Debido al alto grado de ocupación de sus piscinas se prevé la carga en contendores antes de la próxima parada por recarga de combustible, prevista para 2023. 

Central nuclear Vandellós II

En 2020 la central amplió su capacidad en piscina mediante la sustitución de sus bastidores por otros más compactos, aumentando el número de posiciones de almacenamiento en 208. Aunque esta modificación permite la operación de la central hasta 2027, seguirá siendo necesario disponer de un ATI para continuar la operación hasta la fecha de cese, en 2035.  

El actual escenario de la gestión intermedia del CG se enmarca en la ausencia del ATC previsto en el vigente Plan General de Residuos Radiactivos (PGRR). El proceso de evaluación de la Autorización de Construcción del ATC en Villar de Cañas se interrumpió en julio de 2018, tras la comunicación remitida al CSN por parte del secretario de Estado de la Energía, en la que se solicitó la suspensión de la emisión del informe preceptivo y vinculante sobre dicha autorización de construcción.

La situación es muy similar a la de países como Estados Unidos, en el que a mediados de 2022 se almacenan 3.751 contenedores repartidos en los 81 ATI que se indican en la figura 1. En Alemania, el CG se almacena también en seco en contenedores en trece almacenes en las centrales nucleares repartidas en el país. A 31 de diciembre de 2019, había 631 contenedores metálicos de doble propósito almacenados. Además, existen cuatro almacenes centralizados para los residuos vitrificados procedentes del reprocesado de combustible. 

Diseño y licenciamiento de contenedores Los contenedores de almacenamiento de CG y sus sistemas auxiliares son equipos complejos que están diseñados para realizar todas las operaciones previstas, incluida su carga, acondicionamiento y transferencia al ATI, sin que éstas supongan riesgos inaceptables para la salud de los trabajadores, el público y el medio ambiente. La industria ha desarrollado diferentes diseños de contenedores que se clasifican en los dos grupos conceptuales representados en la figura 2:  

• Contenedores de doble propósito, diseñados para las modalidades de almacenamiento y transporte, que están constituidos por un cuerpo cilíndrico metálico rodeado de un blindaje neutrónico, que en su interior aloja un bastidor para el combustible, dotado de un absorbente neutrónico para garantizar la subcriticidad, y cuyo cierre se realiza mediante dos tapas empernadas provistas de sellos redundantes, que proporcionan un alto nivel de estanqueidad. La cavidad interior del contenedor se rellena con un gas inerte, generalmente helio, para prevenir la degradación del combustible. El conjunto proporciona el blindaje contra la radiación gamma y neutrónica, el confinamiento del material radiactivo, así como el medio para la evacuación del calor residual del CG, que se ve favorecida mediante el uso de aletas metálicas (internas o externas). Durante el periodo de almacenamiento, y para verificar que se mantiene la estanqueidad, se establece una vigilancia de la presión del espacio entre las tapas, que se rellena también de un gas inerte a una presión superior a la de la cavidad interior, con el objeto de evitar la fuga de material radiactivo al ambiente. Estos contenedores disponen de muñones para su elevación y manejo, y en la modalidad de transporte llevan adaptados en sus extremos sendos limitadores de impacto, que se emplean para amortiguar las fuerzas originadas en los accidentes de caída que se postulan en el diseño.
• Sistemas modulares, compuestos de cápsulas multipropósito, que alojan en su interior el CG, y que se introducen en módulos específicos para su almacenamiento o transporte. Las cápsulas están constituidas por un cilindro de acero inoxidable, que alojan en su interior el bastidor, provisto de absorbente neutrónico para garantizar la subcriticidad del contenido, y cuyo cierre se efectúa mediante una tapa soldada. Previo a su cierre, la cavidad interior se rellena con gas inerte a presión que, además de prevenir la degradación del CG, facilita la evacuación de la potencia térmica residual mediante su circulación natural. La cápsula proporciona también la barrera de confinamiento del sistema. 

El módulo de almacenamiento proporciona un blindaje frente a la radiación, así como un medio para evacuar la potencia térmica de la cápsula, para lo cual cuenta con conductos de entrada y salida de aire que permiten su circulación natural. Por su parte, el módulo de transporte va provisto de una tapa de cierre empernada con junta de estanqueidad, que proporciona una barrera redundante de confinamiento. El módulo dispone de los correspondientes muñones de manejo y limitadores de impacto (ver figura 2).  

imitadores de impacto (ver figura 2). En ambos casos se trata de diseños robustos, capaces de mantener las funciones de seguridad en todas las condiciones que se postulan en su diseño. Miden alrededor de cinco metros de altura y pueden pesar hasta 170 toneladas. Una vez cargados con CG en su interior bajo agua, el contenedor o la cápsula multipropósito se extrae de la piscina empleando una grúa diseñada para cumplir el criterio de fallo único que impide la caída de la carga en caso de que se presente cualquier fallo aislado, ofreciendo un elevado nivel de seguridad. Posteriormente, se realizan las operaciones para drenar y secar la cavidad interior hasta alcanzar un nivel de humedad remanente que minimice la posibilidad de degradación del CG durante el tiempo de almacenamiento previsto. Seguidamente se rellena la cavidad con un gas inerte y se verifica que la fuga a través de la barrera de confinamiento del contenedor es consistente con las hipótesis consideradas en su diseño. Finalmente, el contenedor se traslada a su posición de almacenamiento en el ATI, mediante dispositivos diseñados con el criterio de fallo único. 

El cumplimiento de las funciones de seguridad del contenedor se basa en el principio de la seguridad pasiva; esto es, incorporando componentes cuya funcionalidad no depende de fuentes de energía externa, tanto en las condiciones normales de almacenamiento como en las situaciones de accidente que se postulan. Así, los contenedores se diseñan para:  

• Evitar la criticidad del CG almacenado. El potencial para la criticidad del combustible, es decir, la capacidad para iniciar una reacción nuclear de fisión en cadena es menor cuanto mayor haya sido el periodo de irradiación en el reactor. Los métodos empleados para el control de la criticidad generalmente contemplan el uso de disposiciones geométricas favorables del CG y de los contenedores, combinadas con el uso de absorbentes neutrónicos, o venenos, que evitan la posibilidad de alcanzar una reacción en cadena autosostenida. 
• Evacuar la potencia térmica residual del CG al ambiente. Las desintegraciones radiactivas de los núcleos presentes en el CG generan una potencia térmica residual que es preciso evacuar a un ritmo adecuado para preservar la integridad del CG y de los componentes del contenedor. Esa potencia térmica residual es máxima en el momento de la descarga del combustible del reactor por lo que es necesario su almacenamiento inicial bajo agua y se reduce progresivamente con el paso del tiempo. El diseño térmico del contenedor debe demostrar que las temperaturas máximas sean inferiores a los correspondientes límites térmicos que garanticen la integridad del combustible y componentes del contenedor, y que la presión máxima en la cavidad interior cumple con los límites de diseño. Dicha demostración considera además las condiciones ambientales más desfavorables, como una temperatura ambiente conservadoramente superior a la registrada en los emplazamientos de almacenamiento, o el aporte de energía térmica en la superficie del contenedor por su exposición a la radiación solar y la presencia de otros contenedores a su alrededor. La potencia térmica es evacuada al ambiente mediante una combinación de procesos convencionales: conducción, convección y radiación. Generalmente todos los componentes del contenedor participan en la evacuación de la potencia térmica residual, aunque en algunos casos el diseño incorpora componentes específicos para facilitarla, como las aletas de refrigeración. 
• Proporcionar blindaje contra la radiación. Durante su irradiación en el reactor, el combustible acumula radioisótopos, como los propios actínidos, los productos de fisión resultantes y productos de activación. Se hace por tanto necesario que el diseño de los contenedores incorpore los blindajes apropiados para atenuar la radiación de forma que no supongan un riesgo inaceptable para los trabajadores y el público. Generalmente las emisiones alfa y beta quedan retenidas dentro de la matriz del CG. Sin embargo, la emisión neutrónica y la gamma, con un alto poder de penetración en la materia, requieren del uso de blindajes específicos. El blindaje empleado en los dos diseños conceptuales de contenedor se configura de forma diferente. Para los sistemas modulares con cápsula multipropósito, el módulo de almacenamiento contiene una capa concéntrica gruesa de hormigón que envuelve a la cápsula, proporcionando el blindaje necesario frente a la radiación neutrónica y gamma. En los contenedores de doble propósito, el blindaje contra la radiación gamma lo proporciona la gruesa envuelta de acero, complementado en algunos diseños con componentes de plomo. Estos diseños incorporan también un blindaje frente a la radiación de neutrones, constituido por un compuesto polimérico de baja densidad que reduce la energía de los neutrones, facilitando su absorción en un veneno neutrónico, generalmente boro. En cualquier caso, las dosis de radiación que pueden recibir los miembros del público se reducen a valores lo más bajo posible y siempre por debajo de los límites admisibles de dosis. Para el diseño de los ATI la normativa establece una restricción de dosis efectiva anual inferior a 250 μSv (microSievert), a cualquier miembro del público que se localice más allá del área controlada, un 25 % del límite de dosis vigente. 
• Mantener el confinamiento del CG. Los contenedores de almacenamiento deben evitar la liberación de material radioactivo al ambiente, objetivo que se logra dotando al contenedor con una barrera de confinamiento con cierre redundante. Para los contenedores de cierre empernado, dicha redundancia se logra mediante el uso de sellos dobles de cierre dispuestos en las tapas de cierre. Se establece además una vigilancia de la presión del espacio ubicado entre ambas tapas para alertar de una degradación de los sellos, de forma que se anticipen las acciones correctivas oportunas. Para los diseños con cápsulas multipropósito, el cierre de la barrera se consigue mediante la soldadura de la tapa al cuerpo de la cápsula, que asegura una fuga nula al exterior. Los ensayos realizados sobre las soldaduras garantizan la efectividad de la barrera de confinamiento, que no requiere del establecimiento de una vigilancia específica. Para los contenedores con cápsula soldada, así como para aquellos diseños con cierre empernado que garanticen un nivel de estanquidad consistente con una fuga nula, se considera que la emisión de efluentes al ambiente es inexistente y por tanto que dicha vía de exposición no supone un riesgo radiológico indebido para los trabajadores y los miembros del público. Para el resto de los diseños se debe demostrar, considerando las hipótesis más desfavorables y con la máxima cantidad de material radiactivo prevista, que las dosis están por debajo de los límites reglamentarios. En estas circunstancias, se debe cumplir que, en el límite de la instalación, la suma de las dosis recibidas por el público debida a la radiación atenuada por los blindajes y la resultante a partir de los efluentes liberados es también inferior a los límites aplicables. Además de evitar la emisión de efluentes, la barrera de confinamiento tiene como función garantizar una atmósfera inerte en la cavidad interior, exenta de especies oxidantes. Con ello se contribuye a garantizar que se preserva la integridad del CG y de los componentes internos del propio contenedor. 
• Asegurar la recuperabilidad del combustible en las condiciones postuladas en el diseño, con objeto de facilitar la gestión posterior del CG. 
• Asegurar la integridad estructural del combustible y de la barrera de confinamiento del contenedor en todas las condiciones de diseño. En el diseño se postulan una serie de escenarios de accidente, entre los que se consideran caídas durante el manejo del contenedor, terremotos, tornados, inundaciones, incendios y temperaturas extremas. En estas situaciones se debe demostrar que la integridad del combustible es coherente con las hipótesis empleadas en los análisis de blindaje, térmico y criticidad. También se debe asegurar la integridad de la barrera de confinamiento, de forma que se garantice que las emisiones al ambiente no supongan un riesgo inaceptable para los trabajadores y miembros del público, así como la capacidad de manejo del contenedor para facilitar su acondicionamiento posterior. 

El Reglamento de Instalaciones Nucleares y Radiactivas (RINR) establece las bases para el licenciamiento de los contenedores y de las instalaciones de almacenamiento en que se ubican. Por un lado, es preciso la aprobación del diseño del contenedor en base al artículo 80 del RINR; por otro, es necesaria la autorización de la instalación de almacenamiento, que en el caso de los ATI se tramita como una modificación de diseño de la central nuclear en que se ubique, de acuerdo con lo establecido en el artículo 25 del RINR. La seguridad del almacenamiento del CG en los contenedores se garantiza mediante el estricto cumplimiento de los requisitos contenidos en la normativa, orientados a verificar el cumplimiento de las funciones de seguridad mencionadas. 

Los requisitos de seguridad aplicables a los contenedores de almacenamiento se desarrollan en la instrucción del CSN IS-20, que además incluye requisitos aplicables a la fabricación, uso, modificaciones de diseño y garantía de calidad. Se completan con los contenidos en la instrucción del CSN IS-29, aplicable a las instalaciones de almacenamiento temporal. Ambas normas se inspiran en la normativa de la Nuclear Regulatory Commission (NRC) de los Estados Unidos, país origen de la tecnología empleada en España. Además, la normativa española tiene en cuenta los requisitos desarrollados por el Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA) y los denominados “niveles de referencia” elaborados por el grupo de reguladores europeos (WENRA). 

La evaluación técnica realizada por el CSN verifica el cumplimiento con la normativa aplicable, comprobando que los métodos y resultados obtenidos son adecuados para todos los análisis implicados, y que dichos métodos y códigos de cálculo han sido debidamente validados. En algunos casos, el CSN también contrasta los resultados realizando análisis independientes, empleando métodos distintos a los empleados por el diseñador. En la tabla 2 figuran los contenedores licenciados actualmente en España y sus características. 

Debido a la incertidumbre sobre la disponibilidad del ATC, y con objeto de garantizar la operación de las centrales hasta la fecha de cese prevista en el PNIEC y el posterior vaciado de las piscinas de CG en menos de tres años tras su cese, Enresa ha considerado como mejor opción la de unificar las soluciones a aportar a cada instalación en una única. Tras la experiencia adquirida de más de 20 años de gestión de sistemas de almacenamiento en seco de CG, se ha definido como opción más favorable el uso de sistemas modulares con cápsulas soldadas en cualquiera de sus variantes (sobre losa en vertical, en nichos en horizontal, o semienterrados), complementado con módulo para su transporte fuera de la instalación. 

En julio de 2021 el gobierno autorizó la licitación de nuevas soluciones de almacenamiento en seco de combustible nuclear, con objeto de disponer de un sistema único que permita el almacenamiento en seco del CG que se genere en las centrales de Ascó, Cofrentes y Vandellós II a partir de 2026. En la central de Almaraz el nuevo sistema permitirá el inicio del vaciado de sus piscinas tras la parada definitiva de sus dos unidades, prevista en 2027 y 2028, para iniciar su desmantelamiento. Este sistema de almacenamiento deberá ser autorizado por la DGPEM si bien se estima que permitirá reducir los plazos de tiempo de licenciamiento del CSN en una situación con múltiples diseños, así como otras ventajas como optimizar costes, flexibilizar los suministros y equipamientos auxiliares y transmitir experiencias y conocimientos. 

Renovación de la aprobación de diseño. Planes de gestión de vida de los contenedores

De acuerdo con la Instrucción del CSN IS-20, las aprobaciones de diseño de los contenedores se conceden por un periodo máximo de 20 años. El primer contenedor licenciado en España es el sistema ENSA-DPT empleado en el ATI de Trillo, que obtuvo la aprobación de diseño mediante resolución de la DGPEM en junio de 2002 y por tanto su vigencia venció en junio de 2022. Dicha Instrucción contempla que las aprobaciones de diseño puedan ser renovadas previa justificación de que el almacenamiento del CG no ha afectado adversamente a las estructuras, sistemas y componentes (ESC) del contenedor importantes para la seguridad. 

De acuerdo con la normativa, la citada justificación requiere de la elaboración de un Plan de gestión de vida (PGV) del contenedor, en el que se contemple un programa de acciones de gestión del envejecimiento con el objetivo de alcanzar la vida útil del contenedor sin deterioro de la seguridad y manteniendo el cumplimiento de sus bases de licencia. Los PGV, que son específicos de cada diseño de contenedor y contenido, comprenden las siguientes etapas: 

• Alcance y selección de componentes. Se realiza un cribado con el objetivo de identificar aquellas ESC del contenedor que deban incluirse en el PGV. Comprende las ESC clasificadas como importantes para la seguridad y también el propio CG, así como aquellas ESC no clasificadas como tales, pero cuyo fallo pudiera impactar en el cumplimiento de las diferentes funciones de seguridad del contenedor (confinamiento, control de criticidad, blindaje, evacuación de calor, integridad estructural, soporte a la operación y recuperación del CG). 
• Revisión de la Gestión del Envejecimiento (RGE). Se evalúa el comportamiento de las ESC incluidas en el PGV a lo largo de la vida de diseño del contenedor frente a los potenciales mecanismos de degradación, los cuales se seleccionan siguiendo los criterios establecidos en la normativa aplicable. La RGE concluye con la identificación de aquellos efectos del envejecimiento (corrosión,  fatiga, fluencia térmica, etcétera) que de no ser gestionados a tiempo podrían producir una pérdida de la función de seguridad realizada. Así, como resultado de la RGE se obtienen los diferentes pares material-mecanismo de degradación para los que se considera necesario definir una actividad de gestión del envejecimiento específica. 
• Etapa de resolución. Se propone resolver cada par material-mecanismo de degradación identificado en la RGE, mediante la realización de un análisis que demuestre que la degradación sufrida es insuficiente para impedir el desarrollo de la función de seguridad a lo largo del periodo de operación considerado (análisis de envejecimiento en función del tiempo, o AEFT), o bien estableciendo un programa de gestión del envejecimiento (PGE) que permita monitorizar y controlar la degradación sufrida. 

También se define un proceso de realimentación, en el que se realiza una revisión periódica del PGV, tomando como base la información surgida a raíz de la experiencia operativa tanto propia como ajena. Ello permite implementar un mecanismo para incorporar posibles efectos del envejecimiento cuyo conocimiento no estaba disponible en el momento de la renovación de la aprobación de diseño del contenedor. Además, permite incluir mejoras en el alcance de los PGE a partir de la experiencia obtenida en su ejecución

La solicitud para la renovación de la aprobación de diseño del contenedor ENSA-DPT fue presentada por Enresa en mayo de 2021 y, tras el correspondiente proceso de evaluación, en junio de 2022 el CSN ha emitido el informe favorable que permite a la DGPEM la emisión de la renovación por un periodo de 20 años adicionales a los de la licencia original. 

Fabricación y uso de contenedores

Los titulares de la aprobación de diseño de los contenedores de almacenamiento y transporte de CG son los responsables de garantizar que los componentes de los contenedores fabricados cumplen con el diseño aprobado por la DGPEM. Para ello, se les requiere disponer de un programa de garantía de calidad que cumpla con los criterios establecidos en la normativa. Este programa está sometido también a la evaluación del CSN. Además, deben asegurarse de que estos programas se implementen correctamente durante el diseño y la fabricación. 

Como parte de su función de supervisión, el CSN inspecciona las empresas que diseñan y fabrican los contenedores de almacenamiento y transporte. Se examinan los controles para la fabricación y el proceso para verificar que los componentes fabricados cumplen con el diseño aprobado. 

Las centrales nucleares son, así mismo, responsables de asegurar que sus instalaciones de almacenamiento cumplen con la normativa, durante la construcción del ATI y durante el uso de los contenedores. Antes de la carga real con combustible se realizan las pruebas preceptivas pre-operacionales de los contenedores sin combustible nuclear, o pruebas en frío, con objeto de verificar el correcto funcionamiento de todos los equipos y sistemas en la planta. Los inspectores del CSN verifican el cumplimiento de la normativa y el diseño del contenedor durante estas pruebas y durante la carga de combustible. 

Conclusiones

La experiencia mundial en el uso de estos sistemas, que comenzó a finales de los años 80, revela una ausencia de incidentes significativos con consecuencias destacables para la seguridad nuclear y la protección radiológica. En España, el uso de contenedores para el almacenamiento en seco del CG se ha generalizado y sucesivamente se ha visto ampliado para permitir la operación de las centrales nucleares y su posterior desmantelamiento. 

Los contenedores de almacenamiento de CG y sus sistemas auxiliares son equipos complejos que requieren un detallado proceso de evaluación y licenciamiento. Además, la necesidad de ampliar los contenidos autorizados de los contenedores para combustible de mayor grado de quemado, con defectos y dañados, requieren la evaluación técnica para su aprobación y uso, lo que conlleva una dedicación significativa en las actividades del CSN. 

La seguridad de los contenedores se garantiza para el almacenamiento a largo plazo mediante la implantación de los planes de gestión de vida, que son evaluados por el CSN durante las preceptivas renovaciones de las aprobaciones de diseño.