Se trata de los proyectos GLAMOR (“Evaluación crítica de los mecanismos de disolución de residuos nucleares vitrificados de alta actividad en condiciones relevantes para el almacenamiento geológico”) y MICADO (“Incertidumbre en modelos sobre el mecanismo de disolución del combustible gastado en depósitos de residuos nucleares”). Ambos tenían la finalidad de evaluar la incertidumbre existente en varios procedimientos de modelización descriptiva y predictiva y también de describir los procesos de disolución de los recipientes de residuos nucleares vitrificados y el combustible nuclear gastado que tienen lugar en un depósito a escalas de tiempo geológico.
Ambos proyectos abrieron nuevas vías de investigación en este campo haciendo uso de un conjunto común de modelos y datos experimentales ya existentes.
El almacenamiento geológico, que consiste en el aislamiento en formaciones geológicas profundas, se considera la solución más segura a largo plazo para manejar residuos nucleares de vida larga. En todo el mundo se ha prestado una gran atención a los residuos radiactivos de alto nivel de actividad resultantes del combustible nuclear gastado y desechado en las centrales nucleares, puesto que son el origen de más del 98 % de la radiactividad generada por las mismas. Estos residuos radiactivos de gran actividad pueden hallarse en forma vitrificada si proceden de países con capacidades de reprocesado. El propio combustible gastado también se puede considerar una forma de residuo.
Las posibles ubicaciones en Europa para su eliminación, formaciones de granito, arcilla o salinas, poseen estabilidad para decenas de millones de años y se caracterizan por un movimiento de aguas subterráneas muy lento. Hasta ahora la comunidad científica se ha dedicado a formar grandes bases de datos experimentales con el fin de simular la interacción a largo plazo de las aguas subterráneas con los distintos tipos de residuos nucleares vitrificados y combustible nuclear gastado. Ello incluye el vidrio cuya composición es similar al producido en centrales de reprocesado y vitrificación relacionada como la de La Hague (Francia) y la de Sellafield (Reino Unido).
El proyecto GLAMOR, que se desarrolló entre 2002 y 2006, contó con fondos por valor de 232.351 euros concedidos por la Comisión Europea al amparo del área temática “Energía nuclear” del Quinto Programa Marco (5PM) de la Comunidad Europea de la Energía Atómica (Euratom). En él colaboraron científicos de Bélgica y Francia con el objetivo de evaluar las hipótesis principales y la incertidumbre de los modelos sobre la disolución de los residuos nucleares vitrificados en sistemas de agua pura sin materiales de campo cercano de los depósitos, tales como la bentonita y los productos de la corrosión de metales.
Se concluyó que los residuos nucleares vitrificados presentan una tasa de disolución residual en agua pura. Esta tasa de disolución residual "final" puede resultar muy importante a la hora de evaluar la función de barrera y la vida de los residuos vitrificados, puesto que es hasta 10.000 veces menor que la tasa de disolución inicial.
Actualmente se puede predecir que los bloques de residuos vitrificados de alta actividad tienen una vida de al menos 100 000 años en tales entornos. Los científicos del proyecto observaron también que las tasas de disolución residual deben tenerse en cuenta en los cálculos tendentes a evaluar la seguridad que presenta determinada formación como depósito geológico. Mediante una serie de mecanismos incluidos en los modelos se pudo explicar la etapa de reducción de las tasas de disolución que precede a la tasa de disolución residual. Las simulaciones realizadas con los modelos no permitieron dirimir de manera concluyente el mecanismo dominante. No obstante, la comparación realizada sacó a relucir los principales problemas que surgen al interpretar los resultados y también varias carencias de los modelos conceptuales subyacentes.
Proyecto MICADO
El proyecto MICADO, posterior, partió de este trabajo básico realizado por los investigadores de GLAMOR.
MICADO contó con una financiación de 1,3 millones de euros concedida por la Comisión Europea en virtud del área temática “Gestión de residuos radiactivos” del Sexto Programa Marco (6PM) del Tratado de Euratom y estuvo en marcha entre 2007 y 2010. Científicos de Bélgica, Francia, Alemania, España, Suecia, Suiza y Reino Unido consolidaron la labor realizada por numerosas agencias europeas de gestión de residuos, organizaciones técnicas al servicio de autoridades reguladoras, universidades y centros de investigación.
El equipo científico analizó los conocimientos experimentales disponibles, las condiciones de frontera hidrogeológicas y el grado de conocimiento disponible sobre los procesos fisicoquímicos que determinan la liberación de radionúclidos (átomos con núcleos inestables) con el fin de determinar las principales cuestiones que planteaban incertidumbre. Se realizaron diversos análisis de la incertidumbre por separado en relación a la evolución del combustible gastado: para los primeros pocos miles de años, cuando el recipiente conserva su integridad; y para los pocos cientos de miles de años siguientes, un periodo previsiblemente caracterizado por condiciones de saturación de hidrógeno por la emisión de este elemento a raíz de la corrosión del recipiente durante períodos consecutivos muy largos caracterizados a su vez por la disminución de la concentración de hidrógeno pero por unas condiciones ambientales generales de reducción.
Los científicos determinaron que era posible mitigar en gran medida la incertidumbre relacionada con la superficie del combustible gastado expuesto a soluciones, un factor de suma importancia a la hora de calcular la tasa de disolución. Los resultados obtenidos indican asimismo que el combustible gastado puede constituir una barrera de aislamiento eficaz durante periodos de entre decenas de miles y millones de años.
Los científicos responsables confían en que los resultados de ambos proyectos impulsen nuevas investigaciones significativas en este campo.
