COMISIÓN DE US COMUNIDADES EUROPEAS 
COM (89) 226 final 
Bruselas, 12 de mayo de 1989 
Propuesta de 
DECISION DEL CONSEJO 
POR LA QUE SÉ ADOPTA UN- PROGRAMA- CONCRETO 
"bT iMEStlGACIQN Y DESARROLLO T^CÑTCü" 
PARA LA COMUNIDAD-fcü¿6pfeA PE LA ENERGÍA ATQMIClTtN EL ÁMBITO 
DE LA GESTIÓN V DEL ALMACENAMIENTO - DE•LOS RESIDUOS-RADIACTIVOS 
(1990-94) 
(presentada por la Comisión) 
- A-
XMMCE 
PREÁMBULO 2 
1. INTRODUCCIÓN 3 
2. PROGRAMA PREMIO (1985-1989) 4 
2.1 Contenido, evolución y resultados 4 
2.2 Intercambio de información 6 
2.3 Cooperación intracomunitaria 6 
2.4 Cooperación extracomunitaria 7 
2.5 Evaluación 7 
3. PROGRAMA PROPUESTO (1998-1994) 8 
3.1 Justificación 8 
3.2 Objetivos generales 9 
3.3 Contenido 18 
3.4 Puesta en práctica y gestión 12 
3.5 Presupuesto y personal 13 
3.6 Cooperación intracomunitaria 14 
3.7 Cooperación extracomunitaria 14 
Anexo 1 - Resultados obtenidos con el programa anterior 15 
Anexo 2 - Descripción del programa propuesto 28 
Anexo 3 - Ficha financiera 31 
Anexo 4 - Dictamen del Comité Consultivo de Gestión y Coordinación 35 
Anexo 5 - Dictamen del Comité Científico y Técnico 36 
Anexo 6 - Propuesta de Decisión del Consejo 37 
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PREÁMBULO 
La presente propuesta se ocupa de uno de los programas concretos a través de 
los cuales deberá aplicarse el "Programa marco de actividades de la Comunidad 
en el ámbito de la investigación del desarrollo tecnológico (1987-1991)". 
El programa que se propone, cuarto programa de cinco años sobre gestión y 
almacenamiento de residuos radiactivos, consta de dos partes: 
Parte A: Gestión de los residuos y acciones de investigación y desarrollo en 
este ámbito. 
Parte B: Construcción y/o explotación de instalaciones subterráneas abiertas 
a acciones conjuntas de la Comunidad. 
Continúan las lineas generales del programa anterior con algunas 
modificaciones que recogen los resultados conseguidos hasta la fecha y las 
futuras necesidades. El principal objetivo es apoyar las actividades de 
demostración y poner a punto un sistema completo para la gestión de los 
residuos radiactivos que garantice la seguridad de la población y la 
protección del medio ambiente durante todas las fases de manipulación y, de 
manera especial, durante la fase de evacuación final. En la Parte B, el 
proyecto promueve de manera especial la cooperación internacional. 
El programa propuesto exigirla un presupuesto de 79,6 millones de ecus y una 
plantilla de catorce personas. La puesta en práctica del proyecto se 
realizaría principalmente por medio de contratos de coste compartido con 
entidades públicas o empresas privadas competentes de los Estados miembros. En 
la realización del programa, la Comisión contarla con la asistencia del Comité 
Consultivo de Gestión y Coordinación "Energía Nuclear de Fisión - Ciclo del 
Combustible/Tratamiento y Almacenamiento de Residuos". 
- 3 -
1. INTRODUCCIÓN 
Actualmente, la energía nuclear aporta un 32% (1987) de la electricidad 
producida en la Comunidad europea y contribuye a su política de 
diversificación de las fuentes de energía. Como, paralelamente, es preciso 
garantizar la seguridad de la población y la protección del medio 
ambiente, deben realizarse los esfuerzos necesarios de acuerdo con la 
política,^ el Programa de acción de la Comunidad en materia de medio 
ambiente y con el Programa marco 1987-1991 de actividades cte,?la 
Comunidad en el ámbito de la investigación y desarrollo tecnológico 
Con este objeto, el Programa marco incluye dentro del capítulo de 
"energía", un apartado titulado "Fisión: seguridad nuclear", destinado a 
reforzar la base científica y técnica necesaria para fortalecer la 
seguridad en las centrales nucleares y otras actividades nucleares. El 
programa marco especifica que la gestión de residuos nucleares es una de 
las áreas de mayor relieve, precisa que las actividades de I+D comprenden 
el tratamiento y acondicionamiento de residuos nucleares, la comprobación 
de la calidad de los envases, la demostración de las opciones de 
eliminación a largo plazo de residuos en formaciones geológicas, y señala 
que al tiempo se debe avanzar hacia un consenso europeo sobre un 
tratamiento común de la gestión de residuos. 
Por otra parte, las líneas generales definidas en el Plan de Acción de 
doce años de la Comunidad en materia de residuos radiactivos (1980-1992), 
aprobado por el Consejo en 1980 , y revisado en 1983, 1985 y 1989, pone 
de relieve, entre otras cosas, que "el Consejo está resuelto a asegurar la 
continuidad de los programas de I+D (en el campo de los residuos 
radiactivos) durante el plan. Esta línea de actuación ha sido por tanto 
adoptada y se materializa en el Programa marco. 
La presente propuesta de un nuevo programa 1990.1994 sobre gestión y 
almacenamiento de residuos radiactivos cumple los requisitos arriba 
indicados sobre la continuidad de los proyectos de I+D de coste 
compartido, coordinados a nivel comunitario. Toma de nuevo las líneas 
generales del programa actual (1985-1989) con ciertas modificaciones para 
recoger los resultados obtenidos y las futuras necesidades, en especial la 
viabilidad y la seguridad de la eliminación, la gestión de los residuos 
resultantes del cierre de las instalaciones nucleares (en colaboración con 
el programa de I + D sobre el cierre de las instalaciones nucleares) y la 
calidad de los productos y procesos. El nuevo programa se ocupa también de 
las actividades realizadas en el marco del programa del Centro Común de 
Investigación (CCI). 
(1) Resolución del Consejo de las Comunidades Europeas relativa a la 
continuación y aplicación de una política y un programa de acción de las 
Comunidades Europeas en materia de medio ambiente (1987-1992). 
(2) Decisión del Consejo de 28 de septiembre de 1987, D.O. n° L 302, 24 de 
octubre de 1987. 
(3) D.O. n° C 51, 18 de febrero de 1980. 
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2. PROGRAMA PREVIO 
2.1 Contenido, evolución y resultados 
(1) Por medio de su Decision de 12 de marzo de 1985 , el Consejo aprobó un 
programa de cinco años que abarca los siguientes aspectos: 
A. Estudios relativos a la gestión de los residuos y acciones de 
investigación y desarrollo en este ámbito. 
Tarea 1: Estudios de sistemas 
Tarea 2: Mejora de las técnicas de tratamiento y de 
acondicionamiento de los residuos radiactivos 
Tarea 3: Evaluación de los residuos acondicionados y calificación 
de las barreras de obra 
Tarea 4: Investigación para favorecer el desarrollo de las 
instalaciones de evacuación; estudios sobre el enterrado a 
poca profundidad y sobre la evacuación geológica 
Tarea 5: Seguridad de la evacuación geológica 
Tarea 6: Elaboración en común de políticas de gestión de los 
residuos radiactivos 
B. La construcción y/o explotación de instalaciones subterráneas abiertas 
a acciones conjuntas de la Comunidad (inicialmente para los tres proyectos 
citados a continuación, pero teniendo en cuenta que se podrán hacer 
propuestas adicionales) 
Proyecto 1: Instalación piloto subterránea en la mina de sal de Asse 
(República Federal de Alemania) 
Proyecto 2: Instalación piloto subterránea en la capa de arcilla 
situada bajo el emplazamiento nuclear de Mol (Bélgica) 
Proyecto 3: Instalación experimental subterránea en Francia en un 
medio geológico de naturaleza complementaria 
Este programa se apartaba substancialmente de sus predecesores al incluir 
actividades relacionadas con las instalaciones subterráneas (parte B). Al 
igual que los anteriores, se llevó a la práctica por medio de contratos de 
coste compartido, establecidos con entidades públicas y privadas de los 
Estados miembros y bajo la completa supervisión de la Comisión. Para 
realizar esta tarea, la Comisión contó con la asistencia de un Comité de 
Gestión y Coordinación (CGC 6). El presupuesto del programa ascendió a 62 
millones de ecus. 
(1) D.O. n° L 83, 25.03.1985, p. 20 
(2) El inicio de este proyecto fue propuesto hasta 1991 a causa de una 
decisión adoptada por el gobierno francés en 1987 
- 5 -
A lo largo del programa se han alcanzado importante avances y 
realizaciones, que principalmente se refieren a mejoras en la reducción 
del volumen y la radiactividad de los residuos en situación de 
almacenamiento y seguridad de la evacuación geológica profunda en sal, 
granito y arcilla. 
A continuación se enumeran los aspectos más destacados y en el Anexo I se 
incluye un resumen detallado de los avances y resultados. 
Con respecto al tratamiento y acondicionamiento de residuos, la aplicación 
de los procesos avanzados de tratamiento de residuos líquidos, es decir, 
los producidos por las centrales nucleares y plantas de procesamiento, 
deben permitir una reducción en varias décimas partes el vertido en mares 
y ríos de residuos nucleares. Para los residuos concentrados parece que 
podrán conseguirse reducciones de volumen de hasta cinco. 
Con respecto al comportamiento de los • residuos acondicionados, los 
estudios sobre la retención 3ê" radionüclidos en las matrices que los 
recubren han demostrado que los radionüclidos de larga vida permanecen 
inmovilizdos en residuos cementados por espacio de varios siglos, incluso 
después de la degradación mecánica del cemento; en una campaña de 
experimentación realizada con la participación de 15 laboratorios se ha 
confirmado el papel protector de la capa de corrosión que se forma en la 
superficie de las formas vitrificadas de los residuos en condiciones de 
almacenamiento. 
Con respecto a la viabilidad de los emplazamientos a gran profundidad, los 
estudios efectuado! sobre formaciones rocosas permiten comprender y 
precedir su comportamiento y realizar excavaciones que se adapten a las 
necesidades: perforaciones de gran diámetro en el granito, excavación y 
relleno de grandes cavernas de sal y excavación y apuntalamiento de las 
galerías elegidas con arcilla plástica, a costes razonables. La prueba 
subterránea llevada a cavo en Mol (Bélgica) a 220 metros de profundidad es 
la primera en su género que se realiza en el mundo. 
Con respecto a la seguridad del almacenamiento en profundidad, el proyecto 
MIRAGE ha aportado valiosos datos experimentales sobre la migración de 
los radionüclidos en la geosfera. Paralelamente, diversos científicos de 
varios Estados miembros, que han estado trabajanda-conjunamente en los dos 
últimos programas del proyecto comunitario PAGIS , han demostrado que 
por espacio de miles de años no se producirá escape alguno de 
radiactividad en los depósitos subterráneos de residuos vitrificados de 
alta actividad, siempre que su instalación obedezca a un correcto diseño y 
los emplazamientos se seleccionen de modo adecuado. Esta conclusión, 
basada en la tecnología y los conocimientos científicos de que se dispone 
actualmente en Europa, confirman la obtenida previamente fuera de la 
Comunidad, con puntos de partida distintos y, concretamente en Suecia y en 
Suiza. 
Por último, en el marco del estudio de los sistemas y políticas de gestión 
de residuos, se ha identificado un cierto número de áreas en que debería 
desarrollarse un tratamiento y/o armonización comunes. 
(1) MIRAGE: Migration of Radionuclides through the Geosphere 
(2) PAGIS: Performance Assessment of Geological Isolation Systems 
- 6 -
2.2 Intercambio de información 
El intercambio de información científica de primera mano sobre los avances 
y realizaciones del trabajo llevado a cabo en el programa quedó asegurado 
a nivel operativo por medio de reuniones periódicas de los grupos de 
trabajo encargados de las distintas tareas y proyectos. Participaron en el 
programa unas 70 entidades de la Comunidad (de las que un 43% eran 
entidades y centros de investigación nacionales, un 36% industrias 
privadas, y un 21% universidades e institutos). Se ha conseguido también 
un profundo intercambio de información y experiencias mediante la 
participación de un equipo de investigación de un Estado miembro en cada 
proyecto de otro Estado miembro, especialmente los pertenecientes a la 
parte B del programa (véase apartado 2.3). 
Los resultados de los contratos de investigación se publican en informes 
finales que con frecuencia se presentan en conferencias y seminarios 
internacionales, algunos de los cuales están organizados o copatrocinados 
por la propia Comisión. 
Los resultados generales del programa, el tercero de sus características, 
se presentarán a la comunidad científica internacional, como es habitual, 
en la tercera Conferencia Europea sobre gestión de residuos radioactivos, 
que se celebrará en septiembre de 1990. 
El intercambio de información con países no pertenecientes a la CEE está 
asegurado por medio de los acuerdos de cooperación (véase apartado 2.4) 
Por otra parte, desde 1983 la Comisión viene difundiendo ua publicación 
bianual, EC FOCUS, que recoge los principales acontecimientos, los 
resultados científicos importantes, las publicaciones que han aparecido 
durante el período correspondiente, y las reuniones previstas. 
2.3 Cooperación intracomunitaria 
La puesta en marcha de proyectos coordinados de investigación concreta 
correspondientes a la Parte A del programa ha promovido la cooperación 
entre diversos grupos de los Estados miembros. La mitad de los contratos 
obtenidos se han dedicado a proyectos como MIRAGE y PAGIS y Round Robin 
Tests (véase el apartado 2.1). 
La cooperación en los proyectos de la Parte B del programa, relativos a la 
construcción y/o la explotación de instalaciones subterráneas abiertas a 
acciones conjuntas de la Comunidad, ha obtenido un gran, éxito. La 
cooperación bilateral entre Gesellschaft für Strahlen und Umweltforschung 
mbH (GSF-RFA) y el Energieonderzoek Centrum Nederland (ECN-NL) en el 
proyecto de la Agence Nationale pour la Gestion des Déchets Radioactifs 
(ANDRA-F) y la Empresa Nacional de Residuos Radioactivos S.A. (ENRESA-E). 
En el segundo proyecto de la Parte B, la instalación subterránea HADES de 
Mol (B), se ha establecido la cooperación internacional entre el Studie 
Centrum voor Kernenergie (SCK/CEN-B), ANDRA (F) y el Geotechnical 
Consulting Group (UK). 
- 7 -
2.4 Cooperación extracomunitaria 
En octubre de 1980 se firmaron acuerdos de cooperación específica durante 
cinco años con la Atomic Energy of Canada Ltd (AECL), renovados en 1985, 
en octubre de 1982 con el United States Department of Energy (US-DOE), 
renovados en 1987, en junio de 1984 con la Swiss National Co-operation for 
the Storage of Radioactive Waste (NAGRA) y en febrero de 1986 con la 
Swedish Nuclear Fuel and Waste Management Company (SKB). Además, en 1989 
se ha establecido un acuerdo de cooperación mediante intercambio de notas 
con la República de Finlandia. Estas cooperaciones propician fructíferos 
intercambios de información en temas de interés mutuo, en especial en lo 
referente a la eliminación de residuos. Por otra parte, ciertas 
organizaciones de estos países participan en algunos de los proyectos 
específicos coordinados que ha puesto en marcha la Comisión y que se han 
mencionado anteriormente. 
Se ha mantenido satisfactoriamente la cooperación con los organismos 
nucleares internacionales, en particular con la Agencia de Energía Nuclear 
(OCDE/AEN) y el Organismo Internacional de energía Atómica (OIEA). 
Concretamente, y en colaboración con el OIEA y/o la AEN, se han organizado 
varias conferencias, seminarios y encuentros internacionales y se han 
publicado varios informes conjuntamente con la AEN. 
2.5 Evaluación 
El programa ha sido evaluado por expertos independientes según.es norma de 
las actividades de investigación y desarrollo de la Comunidad . En las 
conclusiones del resumen, los expertos declararon que el programa 1985-89 
constituye un seguimiento lógico y fructífero de las actividades 
anteriores de la Comunidad en el campo de la I + D sobre residuos 
radiactivos. El resultado de estas actividades serán de gran ayuda cuando 
deban tomarse decisiones en el futuro. Los expertos también señalaron que 
el programa había creado un contexto europeo muy apropiado en el que se 
había podido tratar conjuntamente gran parte de los problemas importantes 
de la gestión de los residuos. Por último, los expertos dieron su 
aprobación a la estructuración del programa en las dos partes A y B. 
Los expertos apoyan por lo tanto la ampliación del programa comunitario 
subrayando que el carácter de la investigación requiere un prolongado 
esfuerzo que incluirá la investigación in situ, comparaciones, estudios e 
información pública. Este programa repercutirá en otros sectores. Los 
expertos subrayan la importancia de mantener los conocimientos técnicos en 
los grupos que participan en el programa y la necesidad, por lo tanto, de 
seguir recibiendo los fondos. 
(1) COM (86) 660 final 
- 8 -
3. PROGRAMA PROPUESTO 1990-1994 
3.1 Justificación 
A estas alturas no parece ya necesario justificar el interés de la 
Comunidad por el estudio de la gestión de residuos radiactivos, en vista 
de los resultados obtenidos y de la adopción por el Consejo y el 
Parlamento de sucesivos programas comunitarios de cinco años desde 1973. 
Además, este campo de la investigación es parte del programa marco 
(1987-1991); como se ha mencionado anteriormente. 
En cuanto a la necesidad de proseguir la investigación a nivel comunitario 
mediante el programa que se propone, ésta se fundamenta en los siguientes 
puntos: 
- La energía nuclear satisface actualmente un 32% (1987) de las necesidades 
de energía eléctrica de la Comunidad, y la producción presente de residuos 
de todos los sectores (nuclear, industrial, clínico, de investigación) es 
del orden de 70.000 m3/año. El accidente ocurrido en Goiania (Brasil) en 
1987, causado por el abandono de una fuente de radioterapia médica, viene 
a recordarnos que el problema de los residuos radiactivos debe ser tratado 
en todos los países, tengan o no programas nucleares. 
- El tratamiento y acondicionamiento de los residuos radiactivos se viene 
aplicando desde hace varios años casi todos los tipos de residuos; sin 
embargo es aconséjale complementar la gama de procesos disponibles en la 
Comunidad y sacar provecho al progreso tecnológico general con el fin de 
reducir aún más las emisiones radiactivas al medio ambiente, emisiones que 
no conocen fronteras. 
- Hasta el momento, solamente se ha practicado la eliminación de residuos de 
vida corta de actividad media y baja; los residuos de larga vida y alta 
actividad (residuos vitrificados resultantes del reprocesamiento de 
combustible nuclear quemado, o este propio combustible sin reprocesar) 
siguen almacenados esperando el desarrollo de opciones de evacuación. Los 
estudios que se llevan a cabo actualmente en los Estados miembros, en 
buena parte integrados en el programa comunitario, muestran que el 
concepto de evacuación geológica a grandes profundidades es viable y 
seguro en sus diversas opciones (en formaciones salinas, arcillosas, 
cristalinas, etc.) siempre que se efectúe una correcta elección del 
emplazamiento y el diseño y la construcción del depósito subterráneo 
obedezcan a una técnica correcta. Es pues aconsejable que este concepto se 
desarrolle y se verifique de una manera concreta, es decir, mediante 
instalaciones experimentales que saquen partido de la diversidad de 
formaciones geológicas que puede encontrarse en la Comunidad. 
El programa comunitario 1985-1989, cuyos principales resultados se 
presentan en el punto 2.1 y en el Anexo 1, ha contribuido en gran manera a 
alcanzar grandes progresos en este trabajo. No obstante, el esfuerzo de la 
Comunidad debe proseguir, e incluso acrecentarse, ya que queda aún por 
delante una tarea de gran envergadura. 
En realidad lo que es necesario es servirse de las instalaciones 
subterráneas experimentales durante un período de tiempo razonablemente 
largo, único modo de confirmar y dar validez a los resultados obtenidos 
por otros medios. El programa comunitario permite integrar estas 
instalaciones, existentes o en proyecto, en el marco de la cooperación 
europea, y abrir sus puertas a todos los países y 
- 9 -
científicos de la Comunidad. 
Aparte de estos aspectos tecnológicos, de seguridad y de protección del 
medio ambiente, debe también tenerse en cuenta la influencia del programa 
comunitario en la búsqueda de un consenso sobre las prácticas de gestión 
de residuos y en la elaboración de un marco regulador adecuado. 
Por otras parte, cabe también reconocer el positivo impacto de este 
programa en la promoción de los contactos entre universidades y empresas, 
y entre empresas grandes y medianas (especialmente en el campo de la 
instrumentación), aun cuando en gran medida corresponda al sector público 
y deba adjudicarse a grandes organismos públicos nacionales. 
Por último, se ha comprobado en los pasados años que el programa 
comunitario sobre gestión de residuos radiactivos constituye el marco 
privilegiado para que se dé un intenso intercambio de información entre 
los científicos de la Comunidad, capaz de potenciar sus esfuerzos 
individuales y hacer posible un cierto grado de integración de las 
investigaciones. Es, por tanto, muy deseable mantener este marco. 
3.2 Objetivos generales 
•l primer objetivo del programa es contribuir a la demostración y ultimar 
m sistema completo de gestión de residuos radiactivos que garantice la E! 
un , __ a _. . . _,__ _,_. ._ 
seguridad de la población y la protección del medio ambiente durante todas 
las fases de la gestión y, en particular, durante la fase final, la de 
evacuación. Este objetivo ya fue fijado en el programa anterior, pero es 
evidente que tal objetivo no puede alcanzarse en unos pocos años, 
especialmente en lo que hace referencia a la evacuación final de residuos 
de alta actividad y/o larga vida. Las prioridades del presente programa 
son las siguientes: 
- respecto a los residuos: 
. la reducción de su cantidad y de su emisión al medio ambiente 
. el desarrollo del confinamiento de residuos con vistas a su evacuación 
- respecto a la evacuación: 
. la demostración de-la- viabilidad de la evacuación geológica profunda, 
gracias a las instalaciones piloto 
. la confirmación de la- seguridad, gracias a la sucesión de proyectos 
comunitarios relacionados con el estudio de la migración de 
radionuclides en la geosfera y al desarrollo de estudios de ingeniería 
y seguridad 
- respecto a todo el sistema: 
. la promoción de una garantía de - calidad y su control, relativa a los 
procesos, envases de residuos, instalaciones y software (programas de 
cálculo). 
- 10 -
Por otra parte, en la línea de los programas anteriores, debe figurar 
entre los objetivos del programa propuesto el constituir un foro de 
intercambio de información y reflexiones entre los distintos 
investigadores de la Comunidad, permitiendo entre otras cosas la búsqueda 
de un consenso europeo sobre temas comunes y, si es preciso, la 
armonización de las prácticas. Asimismo, el programa debe formentar la 
cooperación científica y técnica entre los Estados miembros, que es fuente 
de eficiencia y ahorro de tiempo y dinero. 
3.3 Contenido 
El programa propuesto consta de dos partes, A y B, y abarca prácticamente 
los mismos puntos que el programa actual (1985-1989). La Parte A se ocupa 
de los estudios sobre gestión de residuos y de las actividades 
complementarias de investigación y desarrollo, mientras que la Parte B se 
ocupa de la construcción y explotación de instalaciones subterráneas 
piloto y/o de homologación de emplazamientos para la evacuación geológica 
a gran profundidad de residuos radiactivos. 
Se proponen los contenidos siguientes 
Parte A: (1) 
Tarea 1 Gestión de residuos e investigación y desarrollo en este 
ámbito 
- Estudios de sistemas y armonización de las prácticas y 
políticas de gestión de residuos 
Tarea 2 - Tratamiento de los residuos radiactivos 
Tarea 3 - Caracterización y calificación de formas y envases de residuos 
y su entorno 
Tarea 4 - Evacuación de residuos radiactivos, investigación para la 
creación de depósitos subterráneos 
.*»• 
Tarea 5 - Evaluación de la seguridad 
Parte B: Construcción y/o explotación de instalaciones subterráneas 
abiertas a actividades conjuntas de la Comunidad 
Proyecto 1- Instalación piloto subterránea en la mina de sal de Asse 
(República Federal de Alemania 
Proyecto 2- Instalación piloto subterránea en la capa de arcilla situada 
bajo el emplazamiento nuclear de Mol (Bélgica) 
Proyecto 3- Instalación de validación subterránea en Francia 
Proyecto 4- Instalación de validación subterránea en el Reino Unido 
Se reiteran aquí las líneas generales del programa anterior de 1985-1989, 
con algunas modificaciones que recogen los resultados obtenidos, las 
futuras necesidades y las prioridades anteriormente citadas (apartado 
3.2). 
(1) Para una descripción detallada, véase el Anexo 2 
- 11 -
Una primera modificación consiste en dar cabida en el programa a otros 
tipos de residuos, distintos de los estudiados en programas anteriores 
(residuos generados por el funcionamiento de reactores e instalaciones 
asociadas con el ciclo del combustible) principalmente los residuos 
generados en las operaciones de desmantelamiento de instalaciones 
nucleares y el combustible usado que no es posible o deseable reprocesar. 
Esta ampliación se hace especialmente necesaria en el caso de los residuos 
producidos por el desmantelamiento, dado que constituirán una parte 
importante de la producción de residuos durante el próximo siglo;por otra 
parte, esta ampliación constituye un complemento indispensable al programa 
de investigación de la Comunidad sobre "Clausura de instalaciones 
nucleares", que cubre las operaciones de desmantelamiento propiamente 
dichas y la evaluación de los residuos generados, pero no incluye los 
aspectos de gestión y evacuación. Esta modificación abarca la totalidad 
del programa, en particular las Tareas 1, 3, 4 y 5 y posiblemente el 
Proyecto 1 de la Parte B. 
Una segunda modificación trata del importante impulso que se pretende dar 
a la Garantía de calidad de los procesos (Tarea 2) y del software 
(herramientas de cálculo; Tareas 4 y 5) y al control de calidad de los 
envases de residuos propuestos para su evacuación (lo cual constituiría 
una parte importante de la Tarea 3). Este último punto trata del 
desarrollo a nivel industrial de métodos y técnicas que permitan verificar 
si el contenido de radionúclidos y las características de los envases de 
residuos cumplen las normas de seguridad formuladas por las autoridades 
responsables de la evacuación. 
Cabe resaltar también la prioridad otorgada al estudio realizado sobre la 
evacuación geológica profunda con objeto de abrir en mayor medida la Parte 
B a otros proyectos y de adjudicar a esta Parte B un peso presupuestario 
algo superior. Los estudios experimentales y de seguridad (proyecto PAGIS) 
realizados e el programa anterior han mostrado de manera manifiesta la 
influencia determinante que tiene sobre la seguridad el emplazamiento 
elegido para la evacuación y las características del entorno en 
profundidad del depósito subterráneo. Parece también necesario, a juzgar 
por lo que se sabe ya de las formaciones cristalinas (granito), arcillosas 
y salinas, avanzar en los conocimientos sobre las variedades presentes en 
cada uno de los tipos de roca, para determinar cuáles son adecuados para 
acoger un depósito final. En consecuencia, se han añadido nuevos proyectos 
(el 3 y el 4) a los proyectos 1 y 2, iniciados ya con éxito en el programa 
anterior. 
Por otra parte, cabe señalar que la Tarea 1 (que reúne las Tareas 1 y 6 
del programa anterior) deberá asegurar una estrecha vinculación entre los 
estudios de estrategia de la gestión y la armonización de prácticas y 
políticas. La Tarea 1 deberá asimismo permitir la caracterización, desde 
el punto de vista técnico-regulador, de la gestión de residuos radiactivos 
en relación con los residuos industriales tóxicos, y recoger interesantes 
observaciones acerca de estos dos sectores. 
Por último, debe señalarse que el programa toma también en consideración 
las actividades comnlementarias del CCI en este campo, de manera especial 
el funcionamiento de la instalación PETRA de Ispra (en relación con la 
Tarea 2), los trabajos de caracterización de gestión de los residuos en 
Ispra y en Karlsruhe y del combustible usado en Karlsruhe las actividades 
de control del actínido de Ispra (en relación con la Tarea 3). El trabajo 
sobre migración de radionúclidos realizado en Ispra (en relación con la 
Tarea 4) y el desarrollo de evaluaciones del rendimiento en Ispra (en 
relación con la Tarea 5). 
- 12 -
3.4 Puesta en práctica y gestión 
El programa propuesto se llevará a cabo bajo la responsabilidad de la 
Comisión, principalmente mediante contratos de coste compartido con 
entidades públicas o empresas privadas competentes de los Estados 
miembros. La contribución de la Comunidad no deberá ser superior al 50% 
del coste total del proyecto. En el caso de las universidades y 
organizaciones similares, la Comunidad podrá hacerse cargo del 100% de los 
costes normales sin la ejecución del proyecto. 
Al igual que en programas anteriores, la Comisión fomentará la cooperación 
en los proyectos concretos de investigación. En la selección de las 
propuestas de investigación, la Comisión concederá prioridad a las que 
puedan insertarse en dichos proyectos concretos. La cooperación 
internacional se promoverá de una manera especial en lo que respecta a los 
proyectos de la Parte B. 
Periódicamente se presentarán los avances de la investigación y se 
debatirán en varios grupos de trabajo para cada área y/o proyecto de la 
investigación. Estos grupos de trabajo estarán formados por representantes 
de los contratantes y expertos de los Estados miembros. Por otra parte, 
para cada proyecto de la Parte B del programa se establecerá un Comité de 
proyecto, formado por el jefe del proyecto y un representante de cada una 
de las organizaciones que participen en el proyecto a nivel financiero de 
forma equivalente. 
Durante el desarrollo del programa, la Comisión seguirá contando con la 
asistencia del Comité Consultivo de Gestión y Coordinación de "Energía 
nuclear de fisión-rCjclo del combustible/tratamiento y almacenamiento de 
residuos" (CGC-6) 
(1) D.O. n* L 177, 4.7.1984, p. 25. 
- 13 -
3.5 Presupuesto y personal 
El programa propuesto exigirá una aportación financiera de 79,6 millones 
de ecus por parte de la Comunidad y una plantilla de catorce personas. En 
la Tabla 1 aparece el desglose de los costes. 
TABLA 1 DESGLOSE DE LOS COSTES 
(En cinco años) 
Concepto millones de ecus 
A. Gestión de residuos e investigación y desarrollo 
en este ámbito 
Tarea 1 3,8 
Tarea 2 6,8 
Tarea 3 16,8 
Tarea 4 16,8 
Tarea 5 2,0 
Total Parte A 46,2 
B. Construcción y/o explotación de instalaciones 
subterráneas abiertas a actividades conjuntas 
de la Comunidad 
Proyecto 1 15,0 
Proyecto 2 5,0 
Proyecto 3 3,0 
Proyecto 4 2,0 
Total Parte B 25,0 
Personal de la Comisión (7A + 4B + 3C) 6,7 
Gastos administrativos 1/7 
Total 79,6 
- 14 -
3.6 Cooperación intracomunitaria 
Se mantendrá la cooperación bilateral y multilateral entre organismos de 
los Estados miembros, ya iniciada y afianzada en el programa anterior 
(véase apartado 2.3). Se promoverá de manera especial la cooperación en 
los proyectos de la Parte B, ya que dichos proyectos han sido declarados 
abiertos a la cooperción comunitaria por los organismos responsables de 
los Estados miembros en cuyo territorio se encuentran las instalaciones. 
3.7 Cooperación extracomunitaria 
Los acuerdos de cooperación citados en el apartado 2.4 (Canadá, Estados 
Unidos, Suiza, Suecia y Finlandia), acordados para un período de cinco 
años, cubren en parte el nuevo programa propuesto. Ello asegurará, igual 
que en el pasado, los necesarios intercambios científicos y técnicos con 
otros países de fuera de la Comunidad que llevan a cabo importantes 
programas de investigación y desarrollo en el campo de los residuos 
radiactivos. 
Proseguirán también las relaciones con las agencias nucleares 
internacionales (OCDE/AEN y OJEA), con lo que el programa propuesto se 
abrirá aún más a la cooperación internacional. 
- 15 -
ANEXO 1 
PROGRAMA ANTERIOR, 1985^1989 
CONTENIDO, PROGRESOS Y RESULTADOS 
El programa constaba de dos partes: 
Parte A: Estudios relativos a la gestión de los residuos y acciones de 
investigación y desarrollo en este ámbito, con el fin de: 
- mejorar las técnicas de tratamiento y de acondicionamiento de los 
residuos 
- desarrollar el concepto del almacenamiento geológico profundo y 
evaluar su seguridad 
- optimizar los sistemas de gestión de residuos 
- proseguir los estudios del marco administrativo, jurídico y 
financiero en el que debe situarse la gestión de residuos 
Parte B: La construcción y/o la explotación de instalaciones • subterráneas 
abiertas a acciones conjuntas de la Comunidad, 
con objeto de validar los resultados obtenidos hasta el momento en 
relación con la evacuación, gracias a la construcción de 
instalaciones subterráneas experimentales. 
Con respecto a las técnicas de tratamiento y de acondicionamiento, la mayor 
parte de las actividades se centraron en Col procesos y técnicas de 
comprobación y demostración en instalaciones piloto, por lo general 
encaminados a reducir el volumen de residuos, a reducir la descarga de 
sustancias radiactivas al medio ambiente y a transformar los residuos para 
facilitar su ulterior evacuación. 
Se obtuvieron buenos resultados, por ejemplo, con el proceso de floculación 
por centrifugado para el tratamiento de los residuos líquidos generados por el 
funcionamiento de un LWR y con la desnitración térmica del concentrado de 
reprocesamiento. Mediante este último proceso podría conseguirse un factor de 
reducción de entre 4 y 5, en comparaación con el proceso convencional de 
bituminización. 
Se ha obtenido también una reducción del volumen de los residuos generados en 
el proceso de elaboración de combustibles de plutonio, por medio de la 
instalación de una cuarta barrera de contención en la línea de cajas de 
guantes de fabricación del combustible. Con este procedimiento se consiguió 
reducir el volumen de residuos contaminados de plutonio en un 10-15%, al 
tiempo que disminuía el contenido en plutonio de los residuos en un 80%. 
Por otra parte, y con el fin de comparar varios procesos existentes, en 
especial de tratamiento de residuos líquidos, se estableció a principios de 
1989 un ejercicio de intercomparación. Se realizaron pruebas y experimentos en 
varios laboratorios de los Estados miembros sobre muestras auténticas de 
residuos radiactivos y, siempre que ello fue factible, en los mismos lugares 
donde se generaban dichos residuos con objeto de eliminar las operaciones de 
transporte. 
- 16 -
Con respecto a la evaluación de las propiedades de las formas de residuos y 
envases de residuos, la lista de referencia de formas de residuos de nivel 
bajo y medio ha sido actualizada y ampliada. La emisión de radionúclidos de la 
mayoría de materiales de referencia se ha medido por pruebas de lixiviación de 
muestras activas. Para la medición de los índices de lixiviación en 
condiciones de evacuación, se han iniciado pruebas de lisimetría. Con respecto 
a las formas de residuos solidificados de alta actividad, la CEE organizó un 
proyecto internacional conjunto con la participación de 15 laboratorios. El 
proyecto se centró en un examen experimental, análisis y elaboración de 
modelos de reacciones de espuma de vidrio con los materiales y agentes de 
lixiviación de los alrededores de los depósitos, en condiciones 
representativas de las hipótesis analizadas. Los resultados mostraron la 
estrecha correlación con los datos medidos permitiendo un amplio consenso 
sobre los modelos de corrosión y de emisión. 
Se obtuvieron también avances importantes en el campo de los análisis no 
destructivos con otro proyecto sobre calidad de los envases de residuos, que 
comprendía el diseño de un prototipo de escáner TC de alta resolución y su 
aplicación para la detección de huecos, grietas y fallos en la homogeneidad de 
los bidones de LLW y de los bloques simulados a tamaño natural de espuma de 
vidrio. Por otra parte, se estableció una prueba de interlaboratorio sobre la 
comprobación no destructiva de la concentración de actínidos en los bidones de 
residuos que permitió perfeccionar los métodos de interpretación de datos y 
definir las limitaciones de los diversos sistemas. 
Con respecto a los estudios sobre el desarrollo de depósitos geológicos, las 
actividades se han concentrado en la caracterización de emplazamientos 
potenciales y rocas hospedantes y en el estudio de los fenómenos de migración 
de los radionúclidos en la geosfera. El Catálogo europeo de formaciones 
apropiadas para la evacuación de residuos, establecido e programas anteriores, 
se ha completado con un inventario de las formaciones más adecuadas del 
territorio español. 
Se han perfeccionado las técnicas de caracterización de los potenciales 
emplazamientos terrestres, como por ejemplo las sondas electromagnéticas de 
perforación para la detección de fracturas en el granito, o las técnicas de 
medición de emanaciones de gas para la detección y caracterización de 
fracturas y fallos en la arcilla. Se han logrado grandes avances en la 
comprensión del comportamiento de las grandes masas rocosas bajo la influencia 
de las tensiones provocadas por la excavación y/o de origen térmico/ por medio 
de extensas investigaciones in situ en medios graníticos (Fanay-Augères - F), 
arcillosos (Mol - B) y salinos (Asse - D). Los datos recogidos in situ sobre 
la reología salina se utilizaron en el proyecto COSA (Comparison of 
Rock-Mechanics Computer Codes for Salt). En este proyecto de cuatro años, doce 
equipos de especialistas de la CEE pudieron verificar y validar sus programas 
y modelos del comportamiento geomecánico de las rocas salinas. En este 
ejercicio de intercomparación se obtuvieron resultados muy satisfactorios que 
constituyen un primer paso en vista a asegurar la calidad del software en este 
campo. 
- 17 -
Se han proseguido los trabajos del proyecto MIRAGE (Migration of Radionuclides 
in the Geosphere), coordinado y puesto en marcha por la Comisión en 1983 con 
el fin de proporcionar datos experimentales y respaldar los análisis de 
seguirdad. El principal objetivo del análisis se basa en las investigaciones 
in situ y en la verificación de técnicas de medición, conceptos y programas de 
ordenador. 
En el marco del club COCO (Coloides y complejos), más de veinte laboratorios 
unieron sus esfuerzos en el estudio de complejación de los radionuclides con 
sustancias naturales y artificiales, la generación de los coloides en las 
aguas subterráneas y los mecanismo básicos de retención en sistemas acuíferos. 
Se efectuaron ejercicios de intercomparación sobre la caracterización de los 
ácidos húmicos y coloides naturales, consiguiéndose una mejora sustancial de 
los conocientos de estas importantes cuestiones. Se realizan experimentos de 
migración in situ (tracer tests) en el laboratorio subterráneo de arcilla de 
Mol (B) y en el acuífero arenoso de Drigg (UK). 
Para una predicción a largo plazo de los procesos de migración se han 
desarrollado y mejorado programas avanzados del flujos y la geoquímica de las 
aguas freáticas. Con objeto de evaluar las posibilidades de la CEE en el 
ámbito de los modelos geoquímicos, se puso en marcha con la participación de 
catorce equipos un ejercicio internacional denominado CHEMVAL. Este ejercicio 
permitió el desarrollo de una base de datos geoquímicos para elaborar modelos 
y la verificación y validación de programas geoquímicos. 
Se prestó una atención especial al estudio de procesos de origen natural 
análogos a los que revisten gran importancia en la predicción del 
comportamiento a largo plazo de los depósitos. De manera especial, la CCE tomó 
la iniciativa de establecer en 1985 un "Natural Analogue Working Group", que 
mantuvo reuniones plenarias periódicas y un simposio general en Bruselas en 
1987. Esta alianza informal de experimentadores y modelistas, procedentes de 
los equipos de investigación y evaluación de todos los programas 
internacionales importantes, ha alcanzado notables progresos hacia la 
clarificación de las necesidades de procesos análogos naturales, su potencial 
real para permitir elaborar modelos de evaluación de comportamiento y los 
principios para aplicarlos de manera coherente. 
Se concluyó el proyecto PAGIS para evaluar la seguridad de los sistemas de 
evacuación (Perfomance Assessment of Geological Isolation Systems), iniciado 
en 1982. El objetivo primordial del proyecto ha sido evaluar la capacidad 
general de los posibles sistemas de evacuación de residuos para circunscribir 
o limitar a niveles aceptables la emisión de radionúclidos contenidos en 
residuos radiactivos subterráneos. 
Científicos de diversos Estados miembros trabajaron conjuntamente con una base 
metodológica común, aplicando hipótesis realistas sobre diseños y datos 
basados, en la medida de lo posible, en las características de emplazamientos 
reales. Los estudios se centraron en los tres tipos de formaciones rocosas más 
comunes en los Estados miembros: arcilla, granito y sal; como alternativa a 
los depósitos terrestres se han presentado los sedimentos del fondo marino. 
- 18 -
Se definieron hipótesis de evolución normal y de evolución alterada teniendo 
en cuenta posibles fenómenos perturbadores. Se realizaron cálculos 
deterministas y estocásticos, estos últimos con vistas a análisis de 
incertidumbre y de sensibilidad general. Ninguno de los resultados obtenidos 
deja margen alguno de duda acerca de la viabilidad de la evacuación, con 
garantías de seguridad, de los residuos radiactivos de alta actividad en 
ninguna de las opciones escogidas, siempre que la selección de los 
emplazamientos y el diseño de los depósitos cumplan unos criterios adecuados 
de ingeniería, y todo ello a pesar de las muchas imprecisiones de que adolecen 
todavía los actuales datos y modelos. 
En 1986, como complemento del proyecto PAGIS, se puso en marcha el proyecto 
PACOMA (Perfomance Assessment of confinements for MLW and Alpha waste). El 
estudio aplica la misma metodología iniciada en el proyecto PAGIS, y en el 
mismo se recogieron datos del inventario de residuos y del diseño de depósitos 
elaborándose modelos de campo próximo. Los cálculos siguen su desarrollo 
normal, y se espera obtener los resultados a mediados de 1989. 
Teniendo en cuenta los diversos resultados parciales y concretos obtenidos en 
los programas anteriores y de los que se dispone en el programa actual, 
parecía necesario evaluar y optimizar los distintos planes de gestión de 
residuos radiactivos. En particular, se han analizado dos categorías de 
residuos, i saber, residuos del reactor y cascos. Por otra parte, se ha 
establecido una comparación entre la gestión de residuos de evacuación directa 
de combustible quemado y de reprocesamiento. Se han definido esquemas de flujo 
de residuos y rutas de gestión en función de las prácticas actuales de los 
Estados miembros, es decir, lo más cerca posible de la realidad. En una 
ulterior evaluación se consideran diversos aspectos como características de 
viabilidad, disponibilidad, y aspectos radiológicos y económicos. Con el fin 
de facilitar la comparación de opciones de gestión, con grandes diferencias de 
coste y exposición a la radiactividad se han desarrollado procedimientos para 
contar con una base racional para una evaluación comparativa. 
Paralelamente a estos estudios de sistemas, se ha avanzado también en el 
ámbito de la elaboración conjunta de criterios para la gestión de residuos y 
su evacuación, con la evaluación de posibles tratamientos para la evacuación 
de residuos a escala comunitaria. Se ha confeccionado un informe en el que se 
resumen los principios, normas y criterios técnicos, etc. aplicables a la 
evacuación de residuos radiactivos en la Comunidad Europea. Se han 
identificado áreas para posibles actuaciones conjuntas. 
Por otra parte, se están confeccionando inventarios preliminares de las 
cantidades de residuos generados por las actividades industriales, clínicas y 
de investigación, asi como de las prácticas actuales de gestión en los 
principales países. 
- 19 -
Las instalaciones subterráneas citadas en la Parte B del programa se están 
declarando abiertas a la cooperación comunitaria por parte de los organismos 
responsables de los Estados miembros en cuyo territorio se construyen las 
instalaciones. En 1985, al iniciarse el programa, se definieron tres 
proyectos: el proyecto HAW en la mina de sal de Asse (RFA), el proyecto HADES 
en la capa de arcilla (Boom clay) de Mol (B), y el proyecto ATLAS en Francia. 
En el período 1985-1989 del programa, sólo pudieron ponerse en práctica los 
dos primeros proyectos, quedando el tercero pendiente en 1987 de una decisión 
del gobierno francés. 
El proyecto HAW consiste en la instalación de treinta canisters de 
radiactividad elevada, bloques de cristal de borosilicato sembrado de Cs-137 y 
Sr-90, en seis túneles situados en dos galerías de prueba, a 800 m de 
profundidad en la mina de sal de Asse, en la República Federal de Alemania. Su 
colocación en la mina de sal está programada para principios de 1989, y 
deberán permanecer en este emplazamiento por espacio de cinco años. Para la 
manipulación y colocación de lbs canisters radioactivos, se ha desarrollado y 
experimentado un sistema técnico completo que consta de cofres de transporte, 
vehículo de transporte, máquina de evacuación y equipo de sondeo (borehole 
slider), con lo que se cumple el primero de los objetivos propuestos. El 
proyecto lo realiza el "Institut für Tieflagerung of the Gesellschaft für 
Strahlen und Umweltforschung mbH". 
Desde un principio ya existia una estrecha colaboración entre la GSF y la 
Fundación holandesa de estudios de la energía (ECN). Esta cooperación 
internacional se ha visto ampliada con la participación de la "Agence 
Nationale pour la Gestion des Déchets Radioactifs" (ANDRA) (F) y la "Empresa 
Nacional de Residuos Radioactivos S.A." (ENRESA) (E). Este proyecto, que es el 
primero en su género, se conviere así en un proyecto internacional en el que 
participan buen número de organzaciones de los Estados miembros. 
El segundo proyecto es el denominado proyecto-HADES, que se desarrolla en la 
capa de arcilla (Boom clay) situada bajo el emplazamiento nuclear de Mol (B). 
Entre abril y diciembre de 1987 se excavó una galería de prueba de 63 m de 
longitud y 3,5 m de diámetro interior, en estrecha colaboración entre SCK/CEN 
(B) y ANDRA (F). La primera parte, de unos 45 m de longitud, fue practicada 
por SCK/CEN y está revestida de segmentos de hormigón; la segunda parte está 
revestida de tiras deslizantes de acero y fue construida por ANDRA. Esta 
cooperación se ha visto ampliada con la participación del Geotechnical 
Consulting Grouo (UK). 
La construcción de la galería de prueba constituye la demostración directa y 
satisfactoria de las capacidades de excavación en arcilla plástica de 
propiedades y condiciones adecuadas para la evacuación de residuos 
radiactivos. La aplicación de las dos técnicas diferentes de revestimiento 
constituyó un éxito, y los resultados de las pruebas demostraron que la 
instalación y la roca siguen el comportamiento previsto. 
- 20 -
ANEXO 2 
DESCRIPCIÓN DEL PROGRAMA PROPUESTO 
PARTE A 
TAREA 1 
Estudios de sistemas y armonización 
de las prácticas y políticas de gestión dF"residuos 
OBJETIVOS: * EVALUAR LA VIABILIDAD, DISPONIBILIDAD, ECONOMÍA E IMPACTO 
RADIOLÓGICO DE LOS DIVERSOS PLANES GENERALES DE GESTIÓN PARA 
CADA TIPO DE RESIDUO RADIACTIVO 
* ELABORAR CONJUNTAMENTE CRITERIOS DE GESTIÓN Y EVACUACIÓN DE 
RESIDUOS RADIACTIVOS 
* EVALUAR LOS DIVERSOS ENFOQUES DE LA EVACUACIÓN A NIVEL 
COMUNITARIO 
* EVALUAR LA POSIBILIDAD DE APLICAR LA INVESTIGACIÓN SOBRE LOS 
RESIDUOS RADIACTIVOS A LA GESTIÓN Y PROBLEMAS DE EVACUACIÓN DE 
LOS RESIDUOS TÓXICOS INDUSTRIALES 
En el programa anterior se han llevado a cabo estudios de sistemas sobre los 
residuos de los reactores nucleares y del ciclo del combustible, y se han 
revisado también las características comunes y las discrepancias entre los 
marcos reguladores de los distintos países y las prácticas de gestión de 
residuos radiactivos. Este trabajo debe proseguir mediante la inclusión de 
otros tipos de residuos radiactivos, evaluación comparativa de prácticas de 
evacuación de residuos, estudios de armonización cuando se detecte su 
necesidad, y aspectos de interés comunitario en la gestión de residuos 
radiactivos. 
1. Estudios de sistemas 
Sistema 1: Residuos radiactivos procedentes del • • cierre de 
instalaciones nucleares 
Se partirá de la información adquirida durante la puesta en marcha del 
programa comunitario sobre "Clausura de instalaciones nucleares". 
Se examinará la idoneidad de los planes de evacuación de los residuos 
resultantes de los cierres actualmente en estudio, y se identificarán 
las necesidades específicas de esta categoría de residuos. 
Sistema 2: Combustible usado, cuando sea declarado residuo 
Aparte del combustible quemado procedente de centrales nucleares 
comerciales, debe prestarse una atención especial a los diversos tipos 
de combustible usado que no son reprocesados por motivos técnicos o no 
técnicos (combustible de reactores experimentales, combustible 
experimental, combustible MOX especial, etc.) 
- 21 -
Sistema 3: Residuos excluidos del control regulador 
Se emprenderá una investigación paramétrica de la incidencia de los 
distintos niveles de exclusión sobre los sistemas de gestión de 
residuos, especialmente en lo que hace referencia a los escombros de 
hormigón resultantes de los trabajos de clausura. 
2. Armonización de las -prácticas y políticas de- gestión- de los- -residuos 
radiactivos 
Desarrollo de criterios comunes para la exclusión del control 
regulador de determinadas fuentes de residuos (hormigón armado, suelos 
contaminados, etc.) 
Elaboración de planes armonizados de clasificación para opciones 
típicas de evacuación y las formaciones geológicas. 
Dimensión multinacional de la gestión de residuos radiactivos; 
manipulación intercomunitaria de residuos; sistemas regionales de 
evacuación. 
3. Evaluación comparativa de las prácticas de evacuación de -los- diversos 
planes de gestión de residuos tóxicos y radiactivos 
Comparación y contraste de las prácticas de gestión de ambos tipos de 
residuos. 
Identificación de los sectores donde pueden ser de interés las 
actividades y resultados de I+D relacionados con los residuos 
radiactivos para su aplicación a la gestión y evacuación de residuos 
tóxicos. 
Contribución comunitaria: 3,8 millones de ecus en cinco años. 
- 22 -
TAREA 2 
Tratamiento de residuos radiactivos 
OBJETIVOS: * MINIMIZAR LAS EMISIONES RADIACTIVAS AL MEDIO AMBIENTE 
* REDUCIR EL VOLUMEN DE RESIDUOS QUE HAY QUE EVACUAR 
* MEDIDAS QUE PERMITAN EVITAR LA PRODUCCIÓN DE RESIDUOS 
RADIACTIVOS 
* APLICACIÓN DE UN MEJOR CONTROL 
La necesidad de reducir aún más las emisiones radiactivas al medio ambiente y 
el coste de la gestión de los residuos radiactivos exigen que se persevere en 
los esfuerzos de investigación sobre el tratamiento de los residuos 
radiactivos. Por otra parte, es preciso elaborar planes completos de control 
del proceso de tratamiento y acondicionamiento de residuos con el fin de 
asegurar que dichos productos de residuo cumplen las normas técnicas y 
exigencias reglamentarias. Se pretende proseguir las investigaciones sobre los 
puntos siguientes, teniendo en cuenta los resultados de los estudios de 
sistemas realizados durante el programa anterior: 
1. Minimizar las emisiones radiactivas/tóxicas de las instalaciones nucleares 
Mejora de la capacidad de descontaminación de los procesos 
convencionales de tratamiento de residuos líquidos de nivel bajo y 
medio 
Eliminación de las variedades tóxicas de los efluentes líquidos de 
bajo nivel 
2. Reducir los volúmenes y emisiones de residuos 
Reducción en volumen de los residuos mediante fusión, desnitración 
térmica y deshidratación. 
Aplicación de procesos de descontaminación de alto rendimiento, 
utilización de extractantes muy selectivos, agentes oxidantes o 
reductores, que permitan cambiar la categoría de los residuos para 
incluirlos en niveles inferiores a los señalados en las normas. 
Adopción de medidas en origen para evitar la producción de residuos 
radiactivos. 
Se concederá prioridad a aquellas iniciativas de investigación 
dirigidas al tratamiento de muestras originales de residuos 
radiactivos en una escala representativa. 
3. Control y seguimiento avanzado de procesos 
Desarrollo de sistemas de control y seguimiento fiables y precisos: 
especialmente para aplicación directa. 
Contribución comunitaria: 6,8 millones de ecus durante 5 años. 
Caracterización y calificación de 
formas y envases de residuos y su -entorno 
OBJETIVOS: * COMPROBACIÓN Y VALIDACIÓN DE MODELOS Y BASES DE DATOS 
DESCRIPTIVOS DE LA EVOLUCIÓN A LARGO PLAZO DE LOS ENVASES DE 
RESIDUOS EVACUADOS 
* DETERMINACIÓN DE LAS PROPIEDADES Y COMPORTAMIENTO RELEVANTES 
DE LAS FORMAS DE RESIDUOS Y SU ENTORNO 
* MEJORA DEL CONTROL DE CALIDAD DEL PRODUCTO 
En los programas anteriores se investigaron un buen número de posibles formas 
de residuos y materiales de las barreras. Muchos de los materiales analizados 
dieron resultados satisfactorios en las pruebas a corto plazo, pero no se 
dispone aún de los resultados de las pruebas a largo plazo. Además de las 
formas de residuos existentes, se estudiarán nuevos productos para cumplir con 
la evolución reciente de la normativa, así como los envases resultantes de 
operaciones de clausura. 
Se dedicará un gran esfuerzo a la validación de los modelos de los términos 
fuente y bases de datos necesarios para evaluar los riesgos de la evacuación. 
La confirmación de la validez de las previsiones a largo plazo se efectuará 
mediante una compración de los modelos con elementos naturales análogos a las 
formas de residuos vitrificados. Por otra parte, el desarrollo de los 
procedimientos de control de calidad y del equipo de pruebas iniciado en el 
programa anterior constituirá una actividad de investigación coordinada en la 
que se aunen los intereses de los procesadores de residuos, las agencias de 
evacuación de residuos y las autoridades reguladoras. 
1. Calidad y propiedades de las formas- de -re-siduos -de- -actividad - baja- e 
intermedia 
Caracterización de formas heterogéneas de residjjos 
Influencia de la carga de residuos y el tamaño del envase sobre la 
calidad del producto 
Incidencia de la radiación, corrosión, biodegradación, etc. sobre la 
estabilidad de los residuos 
Generación de gas por radiolisis por corrosión + descomposición 
biológica 
Solubilidad de los núclidos en residuos acondicionados, movilidad de 
los coloides y efectos de los agentes complejantes 
Confección de un modelo del término fuente para la evacuación de 
residuos de actividad media y baja. 
2. Caracterización de residuos solidificados de alta actividad y actinidos 
Daños estructurales por radiación alfa y de neutrones 
Homogeneidad a gran escala de los productos residuales 
Mecanismos de liberación de núclidos en los depósitos 
Estudio de elementos naturales análogos de las formas vitreas y 
cerámicas de los residuos 
Aplicación de modelos del término fuente a los análogos naturales. 
- 24 -
3. Propiedades-y comportamiento de los -contenedores y materiales circundantes 
Resistencia a la corrosión de los contenedores de residuos 
Seguridad en la manipulación de los contenedores e integridad en caso 
de accidente 
Comportamiento de los contenedores en condiciones de almacenamiento 
intermedio prolongado 
Interacciones químicas y físicas de los materiales de relleno/tampón 
con los envases de residuos - Modelos de fenómenos de migración 
Permeabilidad de los materiales a gases y fluidos 
4. Análisis de radionuclides: desarrollo de métodos- y- equipos normalizados 
para aplicaciones-especificas 
Seguimiento de los procesos de tratamiento y acondicionamiento de 
residuos en linea 
Medidas destructivas y no destructivas de los inventarios de 
radionuclides 
Métodos activos y pasivos de análisis alfa y de neutrones 
Equipo móvil de análisis 
5. Control de calidad de Los- productos residua-les y desarrollo de-métodos de 
comprobación (distintos de 4.) 
Establecimiento de procedimientos y técnicas de muestreo 
Verificación de la composición química 
Detección de sustancias no deseadas o no declaradas 
Detección/medición de la interacción residuos/matrices, emisión de 
gases y corrosión e hinchamiento de contenedores 
Medición de las propiedades físicas de los productos y los envases de 
residuo - homogeneidad, ubicación, resistencia mecánica, etc. 
Siempre que sea posible, se concederá preferencia a la realización de 
pruebas no destructivas. 
Contribución comunitaria: 16,8 millones de ecus en cinco años. 
TASSA-4 
Eygsuaeióa ¿s residuos•radiactivos; 
i nvéVt1gici6ass"reíativ'á"s -al desarrollo - de 
apositos sabterr 
03JETIV0S: * DESARROLLO DE INSTALACIONES DE EVACUACIÓN Y EVALUACIÓN DEL 
COMPORTAMIENTO A LARGO PLAZO DE LA BARRERA GEOLÓGICA PARA 
CREAR MODELOS PREDICTORES 
Las investigaciones realizadas han incrementado de manera muy significativa 
los conocimientos sobre los horizontes geológicos en potencia para la 
evacuación de residuos, los materiales y técnicas posibles para el relleno de 
los depósitos, y los fenómenos que rigen la posible migración de los 
radionuclides evacuados a través de la barrera geológica, No obstante, la 
puesta en práctica de la evacuación geológica requiere ulteriores trabajos de 
investigación sobre el medio geológico en cuestión (granito, arcilla, domos o 
estratos salinos), sobre la contribución y utilización de los depósitos y 
«obre las verdaderas propiedades de aislamiento de todo el sistema. Con este 
objetivo, los estudios tratarán de: 
4.1. Investigación relacionada con los emplazamientos y -su caracterización 
. Recogida de datos y elaboración de modelos de los sistemas geológicos 
por medio de pruebas in situ y de laboratorio; profundizaciôn de los 
conocimientos sobre factores geodinámicos (geoprospectiva). 
. Desarrollo y mejora de técnicas adecuadas para la medida de 
propiedades relevantes de las formaciones geológicas, por ejemplo, 
sondas para medir la geoquímica de las aguas subterráneas, detección y 
caracterización de fracturas e investigación de la capa freática y de 
la permeabilidad a los gases. 
4.2. Diseño, construcción y funcionamiento de depósitos subterráneos 
. Tecnología de la evacuación; evaluación de planes y metodologías de 
ubicación. 
. Desarrollo y experimentación de materiales, tecnologías y 
procedimientos de ingeniería apropiados para el relleno y sellado de 
las diversas galerías, túneles y pozos de los depósitos subterráneos. 
4.3. Migración de radionuclides en la geosfera (proyecto MIRAGE) 
. Geoquímica de los actínidos y productos de fisión en sistemas 
acuíferos naturales; papel de los organismos y complejos en el 
transporte de radionúclidos; mecanismos básicos de retención. 
. Experimentos de migración in situ y desarrollo de técnicas adecuadas 
para la recogida de datos en gran escala para su aplicación a los 
modelos de transporte de radionúclidos. 
- 26 -
. Pruebas naturales de procesos de migración geológica (análogos 
naturales) para la comprensión del comportamiento a largo plazo de los 
sistemas de aislamiento geológico. 
. Desarrollo, mejora e intercomparación de conceptos, programas de 
ordenador y bases de datos para su utilización en los modelos 
predictivos de migración de radionuclides. 
Contribución comunitaria: 16,8 millones de ecus en cinco años. 
- 27 -
TAREA-5 
Evaluac i &n de la segur i dad 
OBJETIVO: * EVALUACIÓN DE LA SEGURIDAD DE LOS SISTEMAS DE EVACUACIÓN 
Los proyectos PAGIS (Perfomance Assessment of Geological Isolation Systems, 
para los residuos vitrificados) y PACOMA (Perfomance Assessment on the 
Confinement of Medium-level and Alpha waste) concluyeron en el programa 
anterior. Estos programas han demostrado que el impacto radiológico de la 
instalación de evacuación de residuos radiactivos puede mantenerse dentro de 
los límites reglamentarios, siempre que se escojan cuidadosamente algunos 
parámetros y factores. Por otra parte, se ha establecido una metodología 
europea de evaluación de la seguridad. A la luz de los conocimientos 
adquiridos durante el desarrollo de estos dos proyectos plurianuales, es 
necesario: 
revisar, mejorar y estructurar la metodología para, en la medida de lo 
posible, adaptarla a las situaciones reales; 
investigar la sensibilidad de los resultados de una evaluación de 
comportamiento de varios parámetros y factores (por ejemplo, la 
importancia relativa del campo próximo o distante y, en particular, de las 
barreras de obra); 
realizar evaluaciones complementarias con otros envases radiactivos, como 
vainas de combustible usado; 
armonizar los criterios de evaluación del rendimiento. 
Contribución comunitaria: 2,0 millones de ecus durante cinco años. 
- 28 -
PARTE B 
CONSTRUCCIÓN Y/O EXPLOTACIÓN DE 
Ï^STALACIOMES SUBTESRftggAS 
ABIERTAS A ITriVIPAOSS CONJUNTAS DE LA COMUNIDAD 
Los proyectos concretos que se incluyen en esta parte del programa son, por 
naturaleza, de larga duración. Los Proyectos 1 y 2 se iniciaron ya en el 
programa anterior y van a continuar en éste. Todos estos proyectos han sido 
declarados abiertos a la cooperación comunitaria por los organismos 
responsables de los Estados miembros en cuyo territorio se ubican las 
instalaciones; su categoría es la de instalaciones piloto experimentales sin 
interés industrial. Estas instalaciones permiten confirmar in situ los 
criterios de diseño que deben aplicarse en la construcción de instalaciones 
industriales de evacuación, para desarrollar técnicas de emplazamiento de 
residuos radiactivos o validar la adecuación del emplazamiento para la 
evacuación de residuos. 
Los materiales o residuos radiactivos que se usarán en algunos proyectos para 
estudiar las condiciones de funcionamiento similares a las previstas para 
instalaciones industriales, serán recuperables. 
Al igual que en programa anterior, la cooperación incluye, entre otras cosas, 
la participación en los proyectos de científicos de otros Estados miembros, 
especialmente por medio de comisiones de servicio temporales del personal, y 
la posibilidad de complementar los proyectos con actividades específicas; en 
este último caso, las modalidades se especificarán caso por caso y se 
constituirá un comité para cada proyecto. 
El control y la responsabilidad de los proyectos correrá a cargo de las 
entidades organizadoras. 
Además de los proyectos anteriormente descritos, podrán incluirse otros 
durante el desarrollo del programa. 
PROYECTO 1: INSTALACIÓN PILOTO-SUBTERRÁNEA-EN LA MINA-DE-SAL-DE ASSE-*) 
En el programa anterior se inició el proyecto sobre la evacuación experimental 
de residuos de alta actividad, que consistió en la colocación a 800 m de 
profundidad de treinta fuentes de residuos radiactivos de alta actividad en la 
mina de sal de Asse. En actividades complementarias desorganización del 
proyecto participan organismos holandeses, franceses y españoles. En la mina 
de sal de Asse se iniciarán, además de este proyecto, nuevas actividades que 
tratarán, por un lado, de la evacuación experimental de otros tipos de 
residuos y, por otro, de una demostración de sellado de galerías. 
El programa para 1990-1994 incluye los siguientes trabajos: 
(*) Presentado por las autoridades de la República Federal de Alemania. 
« 29 -
Prueba de evacuación de residuos de alta actividad. Esta prueba se 
proseguirá con el seguimiento y estudio de la masa salina calentada e 
irradiada. Se efectuará L-n análisis periódico del sistema técnico y de los 
componentes del emplazamiento. Todas Us fuentes de residuos se retirarán 
al finalizar el periodo de prueba. 
Prueba de evacuación destinada a desarrollar y evaluar métodos adecuados 
para la evacuación en sal de residuos radiactivos de nivel intermedio 
emisores de calor (vainas de elementos de combustible usado, componentes 
estructurales de elementos de combustible, lodos de disolución del 
combustible) y elementos de combustible irradiado de reactores de alta 
temperatura. Los bidones de residuos se colocarán en cuatro orificios de 
gran diámetro. Los residuos reales se utilizarán y retirarán tras un 
periodo de emplazamiento de tres años. 
Prueba de evacuación que consistirá en la demostración de la viabilidad 
técnica de la evacuación directa de elementos de combustible usado de 
reactores de agua ligera y en la observación del confinamiento, del 
relleno, y de la roca salina que circunda los túneles de emplazamiento. Se 
colocarán seis contenedores POLLUX en dos galerías paralelas y el 
combustible usado se simulará con calentadores eléctricos. La fase de 
prueba durará 5 años. 
Prueba en gran escala del sellado de los pozos de acceso a la zona de 
evacuación con objeto de demostrar que es posible sellar de manera 
efectiva las partes de un depósito industrial llenas de residuos 
radiactivos, aislándolas de las zonas que siguen en explotación. Se 
construirá una barrera de componentes múltiples en una galería a tamaño 
real, con un diseño que permita la carga por ambos extremos en caso de una 
posible intrusión o aparición_de salmuera o gas. La duración prevista del 
periodo de prueba será de 4 años. 
Contribución comunitaria, incluidos los estudios complementarios: 15,0 
millones de ecus en cinco años. 
PROYECTO 2: INSTALACIÓN PILOTO SUBTERRÁNEA EN LA-CAPA-DE-ARCILLA-SITUADA-BAJO 
EL EMPLAZAMIENTO NUCLEAR DE-JEÔTT*! "~— "" 
En el programa anterior se excavó un túnel experimental en la capa de arcilla 
(Boom clay), a 220 m de profundidad bajo el emplazamiento nuclear de Mol, 
demostrando la viabilidad de la construcción de galerías de grandes 
dimensiones en formaciones profundas de arcilla plástica. Por otra parte, una 
organización francesa probó con éxito un sistema alternativo de revestimiento 
de galerías. En el programa experimental realizado en estas galerías 
participan también organizaciones francesas y británicas. 
Los trabajos cubiertos por el programa comunitario en 1990-1994 serán los 
siguientes: 
seguimiento de los experimentos de funcionamiento como pruebas in situ en 
la mina, prueba de calentamiento de las galerías y prueba combinada de 
calentamiento e irradiación. 
(*) Presentado por las autoridades belgas 
- 30 -
demostración del concepto de evacuación de residuos en galerías, por medio 
de la excavación de una nueva gatería a partir de la inicial, 
emplazamiento de una cadena de contenedores simulados de tacaño real, 
calentados eléctricamente, rellenG de la galería y seguimiento; 
estudios de diseño de una instalación piloto a gran escala. 
Contribución comunitaria, incluidos los estudios complementarios: 5,0 millones 
de ecus en cinco años. 
PROYECTO 3: INSTALACIÓN SUBTERRÁNEA DE -VALIDACIÓN EN FRANCIA(*) 
El programa francés prevé la selección en 1991 de un emplazamiento potencial 
para la evacuación en profundidad de residuos radiactivos. Actualmente se han 
preseleccionado cuatro ubicaciones, respectivamente en arcilla, granito, ssal 
y esquistos . La idoneidad de la ubicación seleccionada se estudiará por 
medio de una instalación subterránea de validación que se prevé entre en 
funcionamiento en 1994. 
El programa comunitario 1990-1994 constará de los siguientes trabajos: 
prueba in situ de la mina (mine-by test) y caracterización de la formación 
durante la construcción del pozo de acceso; 
diseño de la instalación subterránea de validación y definición del 
programa experimental. 
Contribución comunitaria, incluidos los pertinentes estudios complementarios: 
3,0 millones de ecus en cinco años. 
PROYECTO 4: INSTALACIÓN SUBTERRÁNEA•DE VALIDACIÓN-EN EL REINO-UNIDO-*** 
El plan británico para la evacuación en profundidad de residuos de nivel bajo 
e intermedio prevé la selección de algunas ubicaciones potenciales en 1989. 
Tras una investigación exploratoria de estas ubicaciones, se elegirá un 
emplazamiento mediante una instalación subterránea de validación que entrará 
en funcionamiento después de 1994. 
El programa comunitario desde 1990-1994 constará de los siguientes trabajos: 
caracterización desde la superficie del emplazamiento elegido para la 
evacuación; 
estudio de la formación durante la construcción de un pozo de acceso; 
diseño preliminar de la instalación subterránea de validación. 
+Contribución comunitaria, incluidos los estudios complementarios pertinentes: 
2,0 millones de ecus en cinco años. 
(*) Presentado por las autoridades francesas 
(**) Presentado por las autoridades del Reino Unido 
- 31 -
ANEXO-5 
FICHA FINANCIERA 
1. Linea presupuestaria 
- Partida 7351 
Título: Gestión de residuos radiactivos. 
Programa incluido en el programa marco 1987-1991 en la línea de acción 
5.1. 
2. Base jurídica 
Artículo 7 del Tratado constitutivo de CEEA. 
3. Descripción y objetivo del programa 
Se trata de un programa de investigación de coste compartido de cinco años 
(1990-1994), que es la continuación del programa que concluye en 1989, 
adoptado por la Decisión del Consejo 85/199/Euratom de 12 de marzo de 1985 
(DO n° L 83, 25.03.1985, p. 20). El presente programa es uno de los 
integrantes del "Programa marco de actividades comunitarias en el ámbito 
de la investigación y desarrollo tecnológico (1987 a 1991)" según Decisión 
del Consejo 87/516/Euratom, CEE, de 28 de seDtiembre de 1987 (DO n° L 302, 
24.10.1987, p. 1). 
El programa abarca las siguientes partes: 
Parte A: Gestión de residuos e investigación y desarrollo de este ámbito 
Tarea 1 - Estudios de sistemas y armonización de las prácticas y 
políticas de gestión de residuos 
Tarea 2 - Tratamiento de los residuos radiactivos 
Tarea 3 - Caracterización y calificación de formas y envases de 
residuos y su entorno 
Tarea 4 - Evacuación de residuos radiactivos, investigación del 
desarrollo de depósitos subterráneos 
Tarea 5 - Evaluación de la seguridad 
Parte B: Construcción y/o explotación de instalaciones subterráneas 
abiertas a actividades conjuntas de la Comunidad 
Proyecto 1 - Instalación piloto subterránea en la mina de sal de Asse 
(República Federal de Alemania) 
Proyecto 2 - Instalación piloto subterránea en la capa de arcilla 
situada bajo el emplazamiento nuclear de Mol (Bélgica) 
Proyecto 3 - Instalación de validación subterránea en Francia 
Proyecto 4 - Instalación de validación subterránea en el Reino Unido 
El objetivo del programa es asegurar una mejor protección de la población y 
del medio ambiente y proseguir el desarrollo conjunto y el perfeccionamiento 
de la gestión de los residuos radiactivos. 
Afecta de manera especial a: 
las autoridades encargadas de la seguridad nuclear y la protección contra 
las radiaciones; 
los operadore-s de instalaciones nucleares; 
organizaciones públicas y empresas privadas con competencia en la 
investigación nuclear, en calidad de posibles contratantes. 
- 32 -
4. Justificación 
El programa es necesario para alcanzar el objetivo propuesto en el 
apartado 3, citado anteriormente. 
La necesidad de una intervención comunitaria en este campo fue reconocida 
reiteradamente por el Consejo, concretamente en las dos Decisiones citadas 
en el apartado 3. 
5. Implicaciones financieras con relación a los gastos 
5.1 Coste total del programa completo: 79,6 millones de ecus 
5.2 Desglose 
Se espera un total de gastos por lo que respecta a esta acción de cerca de 
150 millones de ecus, de los cuales el 53% (es decir, 79,6 millones de 
ecus) serán cubiertos por el presupuesto comunitario. 
5.3 Calendario plurianual de créditos 
El calendario de los créditos de compromiso y de pago se ha establecido en 
espera de que se apruebe alguna medida antes de que finalice 1989. No 
obstante, previendo la posibilidad de que se produzca un retraso que 
aplace su adopción hasta 1990, en el proyecto de presupuesto para 1990 se 
ha reservado 1 millón de ecus en créditos de compromiso) y de pago de la 
acción anterior (1985-1989). Esta cifra cubrirá los gastos del personal 
actual (6A, 3B, 3C) hasta la cantidad de 0,913 millones de ecus, y los 
gastos administrativos hasta la cantidad de 0,087 millones de ecus, aún a 
falta de una decisión relativa al programa. Así, los créditos de 1990 para 
la acción 1990-1994 se han visto reducidos dentro del proyecto del 
presupuesto, de 30 a 29 millones de ecus por lo que respecta a los 
créditos de pago. Los gastos de la nueva acción realizados con créditos 
del programa anterior serán transferidos a la nueva acción en cuanto se 
tome la decisión relativa al programa. 
Es importante señalar que el proyecto de presupuesto para 1990 incluye 9,5 
millones de ecus en créditos de pago para la acción 1985-1989 con el fin 
de permitir el pago de las actividades comprometidas pero que todavía no 
han sido realizadas. 
Créditos de compromiso (millones de ecus) 
1990 1991 1992 1993 1994 1995 1990-1994 
Personal 
Administración 
Contratos 1.212 1.300 1.370 1.373 1.408 
0.390 0.335 0.330 0.325 0.315 
28.398 22.265 14.300 6.002 0.277 6.663 
1.695 
71.242 
Total 30.000 23.900 16.000 7.700 2.000 79.600 
- 33 -
Crédites ds pago (millones de-ecus) 
Personal 
Administracion 
Contratos 
Total 1990 
1.212 
0.390 
7.398 
9.000 1991 
1.300 
0.335 
15.016 
16.651 1992 
1.370 
0.330 
16.287 
17.987 1993 
1.373 
0.325 
13.319 
15.017 1994 
1.408 
0.315 
8.594 
10.317 1995 
10.628 
10.628 1990-1994 
6.663 
1.695 
71.242 
79.600 
5.4 Método de cálculo 
5.4.1 Gastos de personal 
Los créditos se evaluaron tomando como base el personal siguiente: 
6 funcionarios de categoría A en 1990, 7 funcionarios A a partir de 1991 
4 funcionarios de categoría B 
3 funcionarios de categoría C 
Los cálculos se basan en los datos establecidos en el Proyecto de Presupuesto 
provisional para 1990 (es decir, A: 93000 ecus; B: 58000 ecus; C: 37000 ecus) 
con un índice de incremento anual del 4% para reflejar la tendencia del 
aumento general de precios en la Comunidad. 
El personal del programa anterior 1985-1989 estaba formado por 6 funcionarios 
de la categoría A, 3 de la B y 3 de la C. Este número se verá aumentado 
durante 1990 en un funcionario de la categoría B (calculado a partir del 50% 
de los gastos anuales por un funcionario B durante el año de nombramiento) y 
en un funcionario de la categoría A durante 1991 (también calculado a partir 
del 50% de los gastos anuales por un funcionario A durante el año de 
nombramiento). 
Los créditos de personal también cubren los gastos de las misiones del 
personal auxiliar. 
5.4.2 Gastos administrativos 
Los gastos administrativos incluyen: 
organización de reuniones de grupos de trabajo; 
utilización de equipos de proceso de datos y de telecomunicaciones 
actividades que favorezcan la coordinación 
Los cálculos se basan en las necesidades medias y en las experiencias 
recogidas en el programa 1985-89. 
5.4.3 Gastos de contratación 
Los créditos cubren la contribución comunitaria (normalmente un 50%) a los 
gastos de los contratantes en la realización de los trabajos de investigación 
y desarrollo del programa. Se establecen disposiciones para la evaluación del 
programa y el control de los contratos. 
- 34 -
6. Financiación de los gastos 
Los créditos necesarios para cubrir la participación financiera de la 
Comunidad en esta acción se incluirán en los futuros presupuestos 
comunitarios. 
7. Sistemas de control aplicables 
Control administrativo de la Dirección General de Control Financiero, y de 
la División de Contratos de la Dirección General de Ciencia, Investigación 
y Desarrollo, en lo que respecta a la aplicación del presupuesto y a la 
regularidad cié los gastos. 
Control científico del Comité Consultivo de Gestión y Coordinación (CGC) y 
de los funcionarios responsables de la Dirección General de Ciencia, 
Investigación y Desarrollo. 
Evaluación según el "Plan comunitario de evaluación de las actividades 
ccmun\tarias de investigación y desarrollo correspondiente a los años 1987 
a 1991" COM (86) 660 final. 
DICTAMEN DEL C08ITE CONSULTIVO 
D¿.¿E¿YÍflN.y.¿¿6RblNA¿ÍfrN-<é6¿.Q) 
'?ENERGÍA NUCLEÂft-5ë-fÍSÍ¿N-^ ¿ÎCLO DEL - COMBUSTIBLE/TRATAMIENTO 
V -ÀLfeÂeëkÀNiëkTô-6É-feE¿ibüó¿» 
El Comité Consultivo de Gestión y Coordinación "Energía Nuclear de Fisión -
Ciclo del Combustible/Tratamiento y Almacenamiento de Residuos" (CGC 6), en su 
reunión del 16 de febrero de 1989, examinó una propuesta de programa de I+D de 
coste compartido 1990-1994 en el ámbito de la gestión y del almacenamiento de 
los residuos radiactivos (documento CGC/88-22 Rev. 1) 
El programa propuesto es una prolongación del programa actual 1985-89 y se 
basa en los resultados positivos y prometedores obtenidos hasta la fecha. Al 
igual que el anterior, el nuevo programa constará de dos partes principales: 
la Parte A, dedicada a la gestión de residuos radiactivos e investigación y 
desarrollo en este ámbito, y la Parte 8, sobre la construcción y/o explotación 
de instalaciones subterráneas abiertas a actividades conjuntas de la 
Comunidad. 
El programa propuesto se llevará a cabo mediante contratos de coste compartido 
con empresas privadas competentes y organismos públicos de los Estados 
miembros, con un presupuesto de 79,6 millones de ecus y una plantilla de 14 
personas. 
El Comité consideró que el programa proporciona una base adecuada para 
desarrollar actividades bien equilibradas, como: (a) estudios de sistemas y 
armonización de las prácticas y estrategias de gestión de residuos, (b) 
actividades en el campo del tratamiento, acondicionamiento y evacuación de 
residuos, (c) evaluación de la seguridad de la evacuación de residuos y (d) 
instalaciones subterráneas piloto. 
El Comité consideró que la construcción y/o explotación de instalaciones 
subterráneas piloto en varios Estados miembros es de vital importancia en esta 
fase del desarrollo de sistemas de evacuación de residuos. Sin embargo, se 
recomienda que en el transcurso del programa se efectúe un estrecho 
seguimiento del presupuesto dedicado a las dos partes del programa, con objeto 
de permitir la transferencia de fondos de la Parte B a la Parte A, caso de que 
los avances alcanzados en las instalaciones subterráneas piloto y el estudio 
de los gastos y prioridades relativas de los proyectos así lo aconsejen. 
El Comité mostró su satisfación por el hecho de que el nuevo programa tome 
también en consideración la gestión de otros tipos de residuos; como los 
residuos derivados del cierre de instalaciones y los combustibles usados 
cuando sean considerados como residuo. 
Como conclusión, el Comité apoya unánimemente el programa propuesto por los 
servicios de la Comisión, tanto en su vertiente técnica como presupuestaria. 
J. LEFEVRE 
Presidente del CGC 6 
Bruselas, 16 de febrero de 1989 
- 36 -
ANEXO 5 
DICTAMEN DEL COMITE CIENTÍFICO Y TÉCNICO 
1. El Comité Científico y Técnico, en su reunión del 13 de marzo de 1989, 
examinó la propuesta del Programa de I + D sobre Gestión y Almacenamiento 
de Residuos Radiactivos, 1990-1994, programa de coste compartido para el 
que se pretende conseguir 79,6 millones de ecus y 14 funcionarios como 
personal. 
2. El Comité considera que el Programa sobre Gestión y Almacenamiento de 
Residuos Radiactivos es de gran importancia para el uso continuo de la 
energía nuclear en 13 Comunidad. El Comité cree que la cooperación 
internacional, sobre todo entre los Estados miembros de la Comunidad, 
favorece enormemente esta labor. 
3. El Comité subraya que ya pueden utilizarse muchas tecnologías para la 
gestión de los residuos, que al parecer dan buenos resultados según 
investigaciones científicas anteriores. No obstante, es necesario mejorar 
al máximo el empleo de estos métodos y convencer al público de que puedan 
utilizarse de forma segura. También es necesario garantizar que su 
eliminación es segura a largo plazo. 
4. El Comité señaló satisfecho que el programa (1985-1989) ha dado resultados 
muy valiosos que deben ponerse a disposición de los gestores de los 
residuos y del público lo antes posible. En cuanto al programa propuesto 
es una prolongación razonable de este último. 
5. El Comité destaca la importancia de hacer rápidos progresos en los 
proyectos de demostración aunque, dadas las dudas que aún subsisten en el 
calendario previsto, debería mantenerse cierta flexibilidad entre las 
Partes A y B. 
6. El Comité conviene en los siguientes puntos: 
ampliar las miras del programa para incluir los residuos derivados del 
cierre de las instalaciones y los combustibles quemados, considerados 
como residuos. 
En este sentido, conviene estrechar al máximo los contactos con el 
programa de cierre; 
subrayar la garantía de calidad y el control de la gestión de los 
residuos. 
subrayar el empleo al máximo de analogías naturales, dado que sólo de 
ese modo puede obtenerse información los verdaderos porcentajes de 
migración radionúclida durante muchos siglos en auténticas estructuras 
geológicas. 
7. El Comité científico y Técnico desea subrayar la importancia, sobre todo 
de cara a la visión de la gestión de los residuos nucleares y no nucleares 
de forma comparable: el programa no debería pasar por alto posibles 
métodos aalternativos de emplear los residuos nucleares durante un periodo 
de tiempo prolongado. 
8. El Comité, por lo tanto, apoya unánimemente el programa propuesto, tanto 
por lo que respecta al contenido técnico como a los fondos solicitados. 
- 37 -
ANEXO 6 
PROPUESTA DE DECISIÓN DEL CONSEJO 
POR LA QUE SE ADOPTA UN-PROGRAMA- CONCRETO 
DE IMVESTZSACIpM Y DESARROLLO TÉCNICO 
PARA LA COMUNIDAD EUROPEA DE LA ENERVA ÀTOMTOTÈN EL ÁMBITO 
DE LA GESTION Y DEL ALHACEM*MIEMTQ DE LOS RESIDUOS- RADIACTIVOS (1990*94) 
EL CONSEJO DE LAS COMUNIDADES EUROPEAS 
Visto el Tratado constitutivo de la Comunidad Europea de la Energía Atómica y, 
en particular, su artículo 7, 
Vista la.»propuesta de la Comisión previo dictamen del Comité Científico y 
Técnico , 
(2) Visto el dictamen del Parlamento Europeo , 
Visto el dictamen del Comité Económico y Social , 
Considerando que la utilización de la energía nuclear comporta inevitablemente 
la producción de residuos radiactivos y que, por consiguiente, es esencial 
arbitrar soluciones eficaces que garanticen la seguridad y protección de la 
población y del medio ambiente contra los riesgos potenciales asociados a la 
gestión de dichos residuos; 
Considerando que el cuarto Programa de Medio Ambiente de.JLas Comunidades 
Europeas, objeto de la Resolución del 19 de octubre de 1987 del Consejo y 
de los representantes de los Gobiernos de los Estados miembros reunidos en el 
Consejo, subraya la necesidad de proseguir las actividades comunitarias en el 
ámbito de la gestión y el almacenamiento de los residuos radiactivos; 
Considerando que, en su Resolución de 18 de febrero de 1980 sobre la 
aplicación de un plan de acción comunitaria (1980 a 1992) en materia de 
residuos radiactivos, el Consejo decidió asegurar la continuidad de los 
programas de investigación y desarrollo en este campo durante el plan; 
Considerando que el Consejo, al adoptar el Programa marco de investigación y 
desarrollo tecnológico en la Comunidad (1987-1991) , reconoció el interés de 
la actividad "Fisión: seguridad nuclear ", que incluye el área de I+D "Gestión 
de los residuos radiactivos"; 
Considerando que el programa de gestión y almacenamiento de residuos 
radiactivos adoptado por la Decisión 85/199 Euratom ha obtenido resultados 
positivos y abierto nuevas perspectivas que es aconsejable completar y 
afianzar por medio de la puesta en marcha de proyectos de investigación, 
desarrollo y demostración que tengan presentes las condiciones reales de la 
gestión y almacenamiento de residuos que cabe esperar en el futuro; 
(1) DO n° C... 
(2) DO n° C... 
(3) DO n° C... 
(4) DO n° C 328, 7.12.1987 
(5) DO n° C 51, 29.2.1980, p. 1 
(6) DO n° L 302, 24.10.1987, p.1 
(7) DO n° L83, 25.3.1985, p. 20 
- 38 -
DECIDE: 
Artículo-1 
Adoptar por un periodo de 5 años, a partir del 1 de enero de 1990, un programa 
de investigación y desarrollo tecnológico de la Comunidad Europea de la 
Energía Atómica en el ámbito de la gestión y el almacenamiento de residuos 
radiactivos, tal como se define en el Anexo. 
Artículo-2 
El importe que se estima necesario para la ejecución del programa asciende a 
79,6 millones de ecus, incluidos los gastos correspondientes a un personal de 
14 agentes. 
Artículo 3 
Las normas detalladas para la puesta en marcha del programa, así como la 
cuantía de la participación financiera de la Comunidad se especifican en el 
Anexo. 
Artículo 4 
1. En el tercer año de la puesta en marcha del programa, la Comisión lo 
someterá a examen e informará debidamente de sus resultados al Consejo al 
Parlamento Europeo y al Comité Ecomónico y Social , adjuntando posibles 
propuestas de modificación o prolongación, si ello se estima oportuno. 
2. Al final del programa la Comisión llevará a cabo una evaluación de los 
resultados obtenidos e informará debidamente al Consejo, al Parlamento 
Europeo y al Comité Económico y Social. 
3. Los informes citados se redactarán teniendo presentes los objetivos 
fijados en el Anexo de esta Decisión, y de conformidad con lo establecido 
en el apartado 2 del artículo 2 del programa marco establecido en la 
Decisión 87/516/Euratom/CEE. 
Artículo 5 
Para la puesta en marcha del programa, la Comisión contará con la asistencia 
del Comité Consultivo de Gestión y Coordinación de "Energía Nuclear de Fisión 
- Ciclo del Combustibles/Tratamiento y Almacenamiento de ,Residuos" (CGC 6) 
constituido por Decisión del Consejo 84/338/Euratom/CES/CEE 
Artículo 6 
Los destinatarios de esta Decisión serán los Estados miembros. 
Hecho en 
Por el Consejo, 
El Presidente 
(1) DO n° L 177, 04.07.1984, p. 25 
- 39 -
ANEXO 
a la propuesta de Decisión del Consejo 
1. Contenido del Programa y-asignación de los fondos. 
El objetivo del programa es perfeccionar y demostrar un sistema de gestión de 
los residuos radiactivos generados por la industria nuclear, que asegure a 
todos sus niveles la mejor protección posible para la población y el medio 
ambiente. 
El programa constará de: 
Parte A: Gestión de residuos e investigación y desarrollo en este ámbito 
Tarea 1 - Estudios de sistemas y armonización de las prácticas y 
políticas de gestión de residuos 
Tarea 2 - Tratamiento de los residuos radiactivos 
Tarea 3 - Caracterización y calificación de formas y envases de 
residuos y su entorno 
Tarea 4 - Evacuación de residuos radiactivos, investigación para la 
creación de depósitos subterráneos 
Tarea 5 - Evaluación de la seguridad 
Parte B: Construcción y/o explotación de instalaciones subterráneas 
abiertas a actividades conjuntas de la Comunidad 
Proyecto 1 - Instalación piloto subterránea en la mina de sal de Asse 
(República Federal de Alemania) 
Proyecto 2 - Instalación piloto subterránea en la capa de arcilla 
situada bajo el emplazamiento nuclear de Mol (Bélgica) 
Proyecto 3 - Instalación de validación subterránea en Francia 
Proyecto 4 - Instalación de validación subterránea en el Reino Unido 
Cabe la posibilidad de que durante el desarrollo del programa se añadan otros 
proyectos a los anteriormente citados. 
Del total del presupuesto, se prevé la asignación de un 70% a la Parte A y del 
30% restante a la Parte B. 
40 -
2. Puesta en marcha del-programa 
La puesta en marcha del programa se efectuará principalmente mediante 
contratos de coste compartido con organizaciones públicas o empresas privadas 
corncetentes, incluidas pequeñas y medianas empresas, de los Estados miembros. 
proyectos 
ís 
y 
subvenciones serán concedidos, cuando así convenga, a partir de un 
procedimiento de selección basado en convocatorias para la presentación de 
propuestas publicadas en el Diario Oficial de las Comunidades Europeas. 
La contribución comunitaria normalmente no superará el 50% de los costes 
totales admisibles del proyecto. En el caso de las universidades y 
organizaciones similares, la Comunidad podrá hacerse cargo del 100% de los 
costes marginales, que vienen a sumarse a los costes normales sin la ejecución 
del proyecto. 
Con objeto de promover e intensificar la cooperación entre equipos de los 
diversos Estados miembros, proseguirán los proyectos coordinados concretos de 
investigación puestos ya en marcha en el programa anterior. Se fomentará de 
una manera especial la cooperación internacional en los proyectos de la Parte 
B (instalaciones subterráneas). 
Todos los Estados miembros podrán disponer en igualdad de condiciones de la 
información procedente de la puesta en marcha de las actividades de coste 
compartido. Las licencias y/u otros derechos que se obtengan con el programa 
se ajustarán a las condiciones normales contractuales de la Comunidad. 
- 41 -
3. Criterios de evaluación 
El programa será evaluado por expertos independientes, de acuerdo con el plan 
comunitario de.evaluación de las actividades de investigación y desarrollo de 
la Comunidad . Dicha evaluación se efectuará de acuerdo con los criterios 
siguientes: 
la medida en que la selección de las propuestas de investigación ha 
respondido a los criterios relevantes; 
la medida en que el desarrollo sustancial de los conocimientos, técnicas y 
equipos obedece a los trabajos realizados, teniendo en cuenta los 
objetivos originales; 
la importancia potencial de los resultados desde el punto de vista de la 
seguridad y protección y de manera especial con respecto a la evacuación 
de los residuos radiactivos; 
la importancia potencial de los resultados con respecto a la gestión de 
los residuos radiactivos y su evacuación a escala industrial; 
la medida en que se ha fomentado la cooperación y los intercambios de 
información entre los Estados miembros; 
la contribución del programa al desarrollo de la política comunitaria en 
este ámbito. 
(1) C0M(86) 660 final 

Comisión de las Comunidades Europeas 
COM(89) 226 final 
Propuesta de 
DECISIÓN (CEE) DEL CONSEJO 
por la que se adopta un programa concreto de investigación y desarrollo 
técnico para la Comunidad Europea de la Energía Atómica en el ámbito de 
la gestión y del almacenamiento de los residuos radiactivos (1990-1994) 
(presentada por la Comisión) 
12.5.1989 
Oficina de Publicaciones Oficiales de las Comunidades Europeas 
L - 2985 Luxemburgo 
Serie: DOCUMENTOS 
1989 - 42 páginas - Formato 21,0 * 29,7 cm 
ES 
ISSN: 0257-9545 
ISBN: 92-77-49543-X 
N° de catálogo: CB-CO-89-186-ES-C 
*i 
ISSN 0257-9545 
COM(89) 226 final 
DOCUMENTOS 
Propuesta de 
DECISIÓN (CEE) DEL CONSEJO 
por la que se adopta un programa concreto de 
investigación y desarrollo técnico para la 
Comunidad Europea de la Energía Atómica en el 
ámbito de la gestión y del almacenamiento de 
los residuos radiactivos (1990-1994) 
(presentada por la Comisión) 
12 
N° de catálogo: CB-CO-89-186-ES-C 
ISBN: 92-77-49543-X 12.5.1989 
€ 
COMISIÓN DE LAS COMUNIDADES EUROPEAS