El almacenamiento de los residuos radiactivos es una etapa clave dentro del ciclo del combustible nuclear. Las soluciones existentes han demostrado ser seguras, pero una nueva investigación podría abrir vías para mejorar, aún más, la seguridad de sus almacenamientos. Se ha estudiado qué le pasaría al combustible nuclear irradiado, principal residuo radiactivo de alta actividad, cuando se expone a diferentes temperaturas y atmósferas oxidantes, en las que la concentración de oxígeno está limitada. El estudio confirma que guardar los residuos en atmósferas menos oxidantes que el aire hace que la reacción de oxidación sea más lenta. Los resultados alimentan un modelo para aplicar las conclusiones al escenario real y demuestran que la alternativa propuesta es viable y permite mejorar un sistema de seguridad ya de por sí robusto.
Existe un consenso internacional en que el almacén geológico profundo, una instalación subterránea y construida en formaciones geológicas estables, es una solución segura para almacenar a largo plazo los residuos radiactivos de alta actividad. Entre este tipo de residuos destaca el combustible irradiado, el que se utiliza en las centrales nucleares para producir la electricidad que llega a nuestras casas. Se trata de un material altamente radiactivo, compuesto principalmente por óxido de uranio, aunque la mayor contribución a la radiactividad no viene del uranio sino de los productos de su fisión.
El plan de gestión del combustible irradiado es guardarlo en los mencionados almacenes geológicos profundos. Países como Finlandia ya están construyendo un almacén de este tipo, y otros como Suecia o Francia tienen emplazamientos definidos, mientras que en España el proceso aún está en fase de estudio. Entretanto, los residuos se almacenan de forma segura en instalaciones como los almacenes temporales individualizados, diseñados para guardar el combustible durante décadas en condiciones seguras. Sin embargo, anticipándose a que estos periodos tuvieran que prolongarse por causas imprevistas, la comunidad científica continúa investigando posibles procesos que, a largo plazo, pudieran afectar a la integridad del combustible irradiado. Uno de ellos es la oxidación de su principal componente, el óxido de uranio.
La oxidación del óxido de uranio
Al igual que el hierro se oxida y se convierte en herrumbre, el óxido de uranio puede reaccionar con el oxígeno y transformarse en otro compuesto llamado octóxido de triuranio (U3O8). Este cambio es importante porque implica que el combustible irrradiado, originalmente en forma de pastilla, se pulverice y pueda escaparse por una grieta no detectada. Por otro lado, la oxidación del óxido de uranio solo tendrá lugar si la temperatura es lo suficientemente alta (superior a 200 grados centígrados) y combustible se expone al oxígeno, como sucede al estar expuesto al aire. Por ello, una posible estrategia adicional de seguridad consiste en limitar el contenido de oxígeno presente alrededor del combustible.
Experimentos para mantener la temperatura y el oxígeno bajo control
En nuestro trabajo hemos realizado experimentos de oxidación del óxido de uranio a temperaturas entre 200 y 400 grados (la máxima permitida en un almacén temporal individualizado) y porcentajes de oxígeno entre el 0.1 % (prácticamente sin oxígeno) y el 21 % (con el combustible rodeado de aire). El objetivo ha sido determinar el tiempo y la cantidad de octóxido de triuranio formado en cada uno de los casos.
Para ello se han realizado dos campañas experimentales. En una primera campaña los tiempos de ensayo fueron de diez horas para cada una de las condiciones de temperatura y concentración de oxígeno. En estos experimentos, a temperaturas de 200 y 250 grados no se observó la formación del octóxido en ningún caso. A 350 y 400 grados la formación del compuesto fue muy rápida, completándose la reacción tras apenas dos horas. A 300 grados, la aparición de octóxido de uranio se retrasaba claramente al disminuir la cantidad de oxígeno presente en el medio.
En la segunda campaña experimental se estudió la reacción a 300 grados centígrados y con todas las concentraciones de oxígeno, pero con una exposición de dos semanas. Se confirmó este efecto de retardo en la reacción, al limitar la disponibilidad de oxígeno. La reacción se completó al cabo de 6 horas en presencia de aire, mientras que tardó una semana en completarse cuando solo había un 0.1 % de oxígeno.
Del laboratorio al mundo real: el modelo
Los resultados experimentales obtenidos en ambas campañas se utilizaron como base para un modelo exploratorio, cuyo objetivo era trasladar estos resultados al caso del combustible irradiado real, así como investigar el “aguante” del revestimiento del combustible con el tiempo y mientras la oxidación está sucediendo. El modelo supone un escenario muy conservador, es decir, un pequeño defecto inicial no detectado en el recubrimiento y que la propia oxidación está haciendo que el fallo se propague y el revestimiento se deforme. Aun en estas condiciones desfavorables, el modelo estima que, por ejemplo, a 300 grados y con un 1 % de oxígeno, el recubrimiento fallará tras aproximadamente 20 días, lo que indica que no supone un riesgo real inmediato. En la práctica, las temperaturas son más bajas y la disponibilidad de oxígeno es mucho menor. Además, existen varias barreras adicionales entre el combustible y el medio ambiente, por lo que los 20 días predichos se consideran suficientes para que, si ocurriese algún imprevisto en un almacén temporal, la empresa encargada de su seguridad podría tomar las medidas oportunas para remediarlo.
Un alternativa viable para aumentar la seguridad
Este trabajo nos ha enseñado que la gestión actual del combustible irradiado es segura. Las condiciones reales de un almacén temporal individualizado son menos exigentes que los experimentos realizados en nuestro estudio, por lo que la formación de octóxido de uranio y la probabilidad de los fallos aquí postulados son mucho menos probables.
Además, el estudio muestra que limitar la cantidad de oxígeno que pudiera hacer reaccionar al óxido de uranio se considera una alternativa viable para aumentar aún más los márgenes de seguridad, mostrando cómo la investigación científica permite anticiparse y mejorar sistemas que ya son robustos.
Referencia:
A. Milena-Pérez, F. Feria, C. Aguado, S. Fernández-Carretero, L. Gutiérrez, N. Rodríguez-Villagra, H. Galán, L.E. Herranz. UO2 oxidation in dry storage conditions: from new data to exploratory modelling of consequences. Progress in Nuclear Energy 194, 106288 (2026). https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2026.106288
Autores del artículo divulgativo:
Abel Milena Pérez y Nieves Rodríguez Villagra
Centro de Investigaciones Energéticas, Medioambientales y Tecnológicas (CIEMAT)
Fuente: Scientias
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