COMISIÓN DE LAS COMUNIDADES EUROPEAS 
COM(93) 88 final 
Bruselas, 1 de abril de 1993 
COMUNICACIÓN Y III INFORME DE LA COMISIÓN 
sobre la situación actual y las perspectivas de la gestión 
de residuos radiactivos en la Comunidad Europea 
COMUNICACIÓN DE LA COMISIÓN 
sobre la situación actual y las perspectivas de la gestión 
de residuos radiactivos en la Comunidad Europea 
A 
/. PREÁMBULO 
II. SITUACIÓN ACTUAL Y PERSPECTIVAS DE LA GESTIÓN DE RESIDUOS 
RADIACTIVOS 
IIJ\. Producción de residuos 
II.B. Gestión de los residuos de vida corta 
U.C. Estado del almacenamiento en profundidad 
II.D. Resultados y puntos no resueltos 
III. ACTIVIDAD DE LA COMISIÓN 
IV. RECOMENDACIONES 
lo. 
PREÁMBULO 
En su Resolución de 18 de febrero de 1980", el Consejo aprobó un Plan 
comunitario 1980-1982 en materia de residuos radiactivos. Este Plan va dirigido 
a los problemas que plantean los residuos radiactivos procedentes de las 
instalaciones nucleares y muy en particular los que se refieren a la gestión y el 
almacenamiento de los residuos de alta actividad y vida larga. 
El punto 1 del Plan dispone un análisis permanente de la situación de la gestión 
de los residuos radiactivos en la Comunidad a fin de adoptar las soluciones 
necesarias. Este análisis debe referirse a : 
las técnicas disponibles y las instalaciones existentes y previstas por los 
Estados miembros para garantizar la gestión de los residuos radiactivos en 
sus diferentes etapas, incluidos los procesos y procedimientos destinados 
a permitir su almacenamiento definitivo, 
las tareas de investigación y desarrollo tecnológico que los Estados 
miembros se proponen realizar 
los procedimientos de la gestión de varias categorías de residuos 
radiactivos producidos por los Estados miembros ya definidos o por definir. 
las previsiones de aplicación y el calendario de éstas. 
Se explotarán la información y los resultados obtenidos durante estos trabajos de 
manera que se "proporcione permanentemente a la Comunidad y a los Estados 
miembros un estado de los trabajos y realizaciones en el campo de la gestión y 
el almacenamiento de los residuos radiactivos, habida cuenta de las necesidades 
de los programas nucleares". 
En 1983 y 1987**, la Comisión envió al Consejo dos informes relativos a la 
situación y perspectivas hasta finales de siglo de la gestión de los residuos 
radiactivos en los Estados miembros de la Comunidad. 
La Comisión presenta en anexo su tercer informe, basado en la situación 199Ü-
1991 y elaborado, como los precedentes, a partir de la información proporcionada 
por los Estados miembros. 
cf. DO n° C 51/1-2-3 del 29.011980 
Comunicaciones de la Comisión al Consejo "Primer informe sobre la situación actual y la perspectivas 
de la gestión de residuos radiactivos en la Comunidad1" doc. COM(83)262 del 16.05.83 y "Segundo 
informe", doc. COM(87)312 del 2210.87 
*8-
El Consejo ha aprobado recientemente la renovación del Plan* para el periodo 
1993-1999. Esta renovación debería permitir sobre todo a la Comisión seguir 
dando periódicamente información al Consejo por medio de otros informes. 
//- SITUACIÓN ACTUAL Y PERSPECTIVAS DE LA GESTIÓN DE RESIDUOS 
RADIACTIVOS 
El informe anexo pone de manifiesto los puntos siguientes : 
HA. Producción de residuos 
El elevado nivel de desarrollo de los Estados miembros tiene como consecuencia 
que se produzcan en la Comunidad residuos radiactivos de categorías y orígenes 
numerosos y diversos; la importancia de esta producción varía considerablemente 
de un Estado comunitario a otro; no obstante, todos los Estados son parte 
interesada. 
* La primera fuente de producción resulta de la utilización de radioisótopos 
y de determinados dispositivos de irradiación en la industria, la medicina 
y la investigación no nuclear. Afecta a todos los Estados miembros. Estos 
residuos, a excepción de las fuentes de radiación gastadas, son de actividad 
débil. Aunque los datos nacionales referentes a estos residuos sean 
difícilmente comparables, es evidente que los volúmenes de que se trata 
no pueden desdeñarse y necesitan una gestión cuidadosa. 
* La segunda fuente de producción resulta del tratamiento por parte de 
diversas industrias de minerales o materiales brutos que contienen 
radioelementos naturales; afecta a los Estados que, con programas 
nucleoeléctricos o sin ellos, tienen actividades industriales como la 
explotación de yacimientos de uranio, la producción de abonos fosfatados 
o la extracción del gas natural y del petróleo; estos residuos contienen 
únicamente radioisótopos naturales y son esencialmente de muy baja 
actividad. No se dispone sistemáticamente de datos referentes a esta 
última categoría de residuos, a excepción de los que se refieren a la 
explotación de los yacimientos de uranio. 
Resolución del Consejo del 15.06.92 
A O 
* La realización de programas nucleoeléctricos, incluidos la investigación 
asociada y el cierre de las instalaciones obsoletas, constituye la tercera 
fuente de producción*. Los residuos provenientes de centrales 
electronucleares y de las instalaciones del ciclo del combustible representan 
la parte esencial en términos de radiactividad contenida. Estos residuos 
pertenecen a todo tipo de categorías (baja, mediana y alta actividad, vidas 
cortas y largas) y afectan a los Estados miembros comprometidos 
actualmente o con anterioridad en programas nucleares. 
En términos de volumen, la producción anual de estos residuos se inscribe 
en las previsiones del informe precedente y debería permanecer más o 
menos constante durante esta década, sujeta a la influencia de factores 
diversos (evolución de los programas nucleares nacionales, progresos 
tecnológicos en materia de tratamiento de residuos, optimización de la 
gestión, etc.). 
Aunque el informe abarca el periodo 1990-2020, las evaluaciones más allá del año 
2000 revisten un carácter muy aleatorio, habida cuenta de lo incierto de las 
políticas nacionales en materia de construcción y desmantelamiento de 
instalaciones nucleares. 
II.B. Gestión de los residuos de vida corta 
La gestión y el almacenamiento de los residuos de actividad mediana y baja (vida 
corta), que representan el 90% en volumen de la producción de la industria 
nucleoeléctrica, se benefician de soluciones técnicas satisfactorias y verificadas por 
la experiencia. 
En conjunto, los métodos de tratamiento parecen satisfacer las necesidades 
actuales de la industria y las exigencias de las autoridades de seguridad de la 
Comunidad; aunque estas operaciones se están llevando a cabo desde hace varias 
décadas, aprovechan continuamente los progresos de la tecnología y de una 
optimización de la gestión, sobre todo por lo que respecta a la reducción de los 
volúmenes de residuos producidos y a la reducción de los rechazos radiactivos en 
el medio ambiente. 
El informe no trata de los residuos de origen militar 
d. 
Para esta categoría de residuos se ha desarrollado de una forma particular en la 
Comunidad el almacenamiento próximo a la superficie con barreras de ingeniería, 
que se utiliza cada vez más*. La capacidad de las instalaciones nacionales puestas 
en servicio recientemente debería permitir satisfacer las necesidades de los 
Estados miembros interesados hasta aproximadamente 2020-2030. 
Las necesidades de los demás Estados miembros deberían estar cubiertas por una 
opción alternativa, el almacenamiento en depósitos profundos (véase el apartado 
C), en vías de realización o a la espera de autorización, o por el almacenamiento 
de larga duración (caso de un Estado miembro). 
U.C. Estado del almacenamiento en profundidad 
El almacenamiento en profundidad" de los residuos radiactivos de todas las 
categorías es, tras dos décadas de programas de investigación, desarrollo y 
demostración a nivel internacional, comunitario y nacional, técnicamente 
realizable y seguro en su principio. Se dispone ya de métodos para evaluar la 
seguridad del almacenamiento según los emplazamientos previstos. 
Este tipo de almacenamiento no se ha utilizado nunca para los tipos de residuos 
para los que es obligatorio, es decir, para los residuos de vida larga: residuos 
intermediarios contaminados por emisores alfa o residuos de actividad alta"* 
generadores de calor por desintegración radiactiva. Esta situación no es particular 
de la Comunidad y no es preocupante desde el punto de vista de la 
radioprotección ya que estos residuos pueden ser almacenados provisionalmente 
de forma segura en instalaciones apropiadas. 
Por lo que respecta a los residuos de actividad alta, conviene dejarlos "enfriar" 
varias decenas de años por motivos técnicos y de seguridad. Por otra parte, ya 
existen o se están realizando soluciones e instalaciones de almacenamiento de 
larga duración. 
Se han almacenado ya casi 1.400.000 m3, incluidos los materiales de encapsulado y los embalajes 
perdidos. 
Llamado también almacenamiento "geológico" 
Residuos vitrificados procedentes de la reelaboración de los combustibles quemados, o estos mismos 
combustibles cuando no está previsto reelaborarlos 
A-Q-
En cambio, esta situación es lamentable en lo que se refiere a los residuos 
contaminados por emisores alfa que no plantean exigencias de "enfriamiento" y 
cuyos volúmenes almacenables (8% del volumen total anual de residuos 
producidos) se van haciendo significativos. Los proyectos en vías de ejecución en 
determinados Estados miembros revisten, pues, una gran importancia. 
II.D. Resultados y puntos no resueltos 
De forma general, Ja seguridad de la gestión de los residuos radiactivos 
producidos por la industria nuclear y la reducción de su impacto en el medio 
ambiente parecen haber progresado de manera significativa durante los últimos 
años gracias al mismo tiempo al progreso tecnológico y a las elevadas inversiones 
realizadas, a la mejora de la gestión, a las estructuras que se han ido creando en 
los diferentes Estados miembros y al perfeccionamiento de las disposiciones 
legales. 
Se hace todo lo posible pqr mantener y mejorar el control de la producción y la 
gestión de los residuoj procedentes de usos médicos, industriales o de 
investigación 
Quedan todavía por estudiar a fondo ciertas cuestiones de naturaleza 
reglamentaria o estratégica que merecen un mayor esfuerzo de atención, en 
particular la gestión de ¡QS materiales con radiactividad muy débil, de diversos 
orígenes, la equivalencia entre residuos radiactivos de diferentes orígenes de 
producción y la información y la consulta al público. 
///- ACTIVIDAD DE LA COMISIÓN 
A la vista del informe anexo a la presente comunicación, la actividad de la 
Comisión parece haber respondido bien a las necesidades de la Comunidad tanto 
en materia de I+D como en el campo de la reglamentación o en el del fomento 
de la cooperación y la armonización de prácticas entre Estados miembros. 
En materia de I+D, el programa 1985-1989 ha sido llevado a buen 
término' y el programa 1990-1994 está en vías de ejecución con el apoyo 
del Comité Consultivo de Gestión y Coordinación. 
En materia de reglamentación, son de destacar las medidas tomadas para 
evitar los traslados incontrolados de residuos radiactivos de un país a 
otro**. Además, la Comunidad ha prohibido toda exportación directa o 
indirecta de residuos peligrosos y radiactivos a los 68 países ACP*** 
En materia de cooperación y de armonización de prácticas, constituyen 
ejemplos notables la apertura cada vez mayor de las instalaciones 
nacionales experimentales de almacenamiento subterráneo a los equipos 
de investigadores de otros países miembros y la constitución de una red de 
laboratorios de la Comunidad con el fin de optimizar y armonizar el 
control de calidad de los bultos de residuos. 
Con el fin de cumplir los compromisos adquiridos dentro del 5o programa 
comunitario de medio ambiente, la Comisión tiene la intención de 
proponer próximamente una estrategia comunitaria en materia de residuos 
radiactivos. Esto completaría la estrategia comunitaria sobre residuos (que 
excluye los residuos radiactivos) definida en la Resolución del Consejo de 
7 de mayo de 1990. 
cf. Evaluación del programa "Gestión y almacenamiento de los residuos radiactivos 1985-1989", informe 
EUR 12264 EN 
Directiva del Consejo de 3 de febrero de 1992 relativa a la vigilancia y control de los traslados de residuos 
radiactivos entre Estados miembros o procedentes o con destino al exterior de la Comunidad 
DO L35 del 1Z0Z92, p. 24 
Según el artículo 39 del 4o Convenio celebrado en Lomé el 15 de diciembre de 1989 
A d 
IV- RECOMENDACIONES 
A la vista del análisis efectuado en el informe que se adjunta y resumido en 
apartado II anterior, la Comisión llama la atención del Consejo sobre los puntos 
siguientes : 
la gestión de los residuos radiactivos es un elemento importante en materia 
de seguridad y de protección del medio ambiente; debe desarrollarse y 
estructurarse para todos los residuos, sea cual sea su origen de producción, 
a fin de garantizar el respeto de los imperativos de seguridad y de 
protección radiológica 
el estudio, la selección y la apertura de emplazamientos de 
almacenamiento definitivos son prioridades y deben continuar 
debe seguir haciéndose todo lo posible por desarrollar la tecnología y la 
optimización, sobre todo en el campo de la gestión de residuos de vida 
larga (p.ej., reducción de volumen, descontaminación y reducción de su 
radiotoxicidad a largo plazo) 
la puesta en práctica de la gestión de residuos radiactivos y especialmente 
de su etapa final, el almacenamiento, exige que se intensifique la 
información y la consulta al público. 
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I I I INFORME DE LA COMISIÓN 
sobre la situación actual y las perspectivas de la gestión 
de residuos radiactivos en la Comunidad Europea 
A i> 
INDICE 
Preámbulo 
I La gestión de residuos en perspectiva 
II Producción de residuos radiactivos en los países de la Comunidad 
II. 1 Fuentes de producción de residuos radiactivos 
11.2 Categorías de residuos radiactivos 
11.3 Producción de residuos radiactivos 
11.3.1 Residuos radiactivos derivados del uso de isótopos en la industria, la medicina y la 
investigación en general 
11.3.2 Residuos derivados del tratamiento de materias primas que contienen radionuclides 
naturales 
11.3.3 Residuos procedentes de los programas nucleoeléctricos 
III Las prácticas y las políticas de gestión de residuos en la Comunidad. Situación actual y 
perspectivas. 
III. 1 Organización y estructura de la gestión de residuos radiactivos en los países comunitarios 
111.2 Programas de investigación y desarrollo 
111.2.1 Programas y presupuestos 
111.2.2 Investigación avanzada/transmutación 
111.3 Planteamiento sistémico y principios generales 
111.4 Tratamiento y acondicionamiento 
111.5 Transporte de residuos radiactivos 
III.5.1 Disposiciones por las que se rige el transporte de materiales nucleares en general 
III.5.2E1 transporte de residuos radiactivos en la práctica 
111.6 Almacenamiento provisional y definitivo de residuos radiactivos y combustible quemado 
111.6.1 Introducción 
111.6.2 Almacenamiento provisional 
111.6.2.1 Paquetes de residuos radiactivos de baja y media actividad 
111.6.2.2 Residuos vitrificados de actividad elevada 
111.6.2.3 Combustible quemado 
111.6.3 Almacenamiento definitivo 
HI.6.3.1 Depósitos en la superficie o próximos a la superficie 
HI.6.3.2 Depósitos geológicos profundos 
IV. La seguridad nuclear en la gestión de residuos radiactivos 
IV. 1 Actividades previas al almacenamiento definitivo 
IV.2 Almacenamiento definitivo 
IV.2.1 Depósitos en la superficie o próximos a la superficie 
IV.2.2 Depósitos geológicos profundos 
V. Problemas actuales relacionados con las reglamentaciones y políticas de gestión 
V.l Materiales que tienen muy baja radiactividad 
V.2 Equivalencia de los residuos radiactivos 
V.3 Información y participación pública 
ABREVIATURAS 
AEA Atomic Energy Authority 
AEN Agence pour l'Energie Nucléaire 
ANDRA Agence Nationale pour la gestion des Déchets RAdioactifs 
BfS Bundesamt fur Strahlenschutz 
BNFL British Nuclear Fuels pic 
CEA Commissariat à l'Energie Atomique 
CCE Comisión de las Comunidades Europeas 
CEN/SCK Centre d'Etude de l'énergie Nucléaire/Studie Centrum voor Kemenergie 
CIEMAT Centro de Investigaciones Energéticas, MedioAmbientales y Tecnológicas 
COVRA Centrale Organisatie Voor Radioactief Afval 
DBE Deutsche Gesellschaft zum Bau und Betriebe von Endlagern fur Abfallstoffe 
CE Comunidades Europeas 
ENEA Ente per le Nuove tecnologie, l'Energia e r Ambiente 
ENEL Ente Nazionale dell'Energia Elettrica 
ENRESA Empresa Nacional de REsiduos rAdiactivos 
High Level Waste (RAE, Residuos de Actividad Elevada) HLW 
IAEA 
LLW 
MLW 
NE International Atomic Energy Agency (OIEA,Organismo Internacional de 
Energía Atómica) 
Low Level Waste (RAD, Residuos de Actividad Débil) 
Medium Level Waste (RAM, Residuos de Actividad Mediana) 
Nuclear Electric 
NEA Nuclear Energy Agency 
NIREX Nuclear Industry Radioactive Waste Executive 
NUCLECO Nucleare-Ecologia 
ONDRAF/ Organisme National des Déchets RAdioactifs et des matières Fissiles/ 
NIRAS Nationale Instelling voor het Beheer van Radioactief AfVal en Splijtstoffen 
OCDE Organización de Cooperación y Desarrollo Económicos 
OPLA OPslag op LAnd 
SN Southern Network 
WAK Wiederaufarbeitungsanlage Karlsruhe 
OMS Organización Mundial de la Salud 
PREÁMBULO 
El Plan de Acción Comunitario en materia de Residuos Radiactivos para 1980-92, aprobado 
por el Consejo de Ministros de las Comunidades Europeas en febrero de 19801 establece en 
su punto 1 que la Comisión debe llevar a cabo un análisis permanente de la gestión de 
residuos radiactivos en la Comunidad. 
Con objeto de que la Comunidad y los Estados miembros puedan hacer uso de los resultados 
de este análisis, la Comisión informa periódicamente de éste al Consejo de Ministros. 
En 1983 y 19872 se presentaron los correspondientes informes al Consejo. El presente 
informe, tercero que se presenta, actualiza y complementa la información presentada en los 
anteriores y, por primera vez, informa respecto a la situación en los nuevos Estados 
("Lander") de la República Federal de Alemania. La evaluación de los residuos radiactivos 
producidos en la Comunidad se ha ampliado de forma aproximativa hasta el año 2020. 
Este informe se basa en la información procedente de fuentes nacionales suministrada por los 
delegados de los Estados miembros al Comité Consultivo de la Comisión para el Plan de 
Acción Comunitario en materia de Residuos Radiactivos. 
En los informes anteriores se ha dado una información de carácter general sobre los residuos 
radiactivos, que el lector puede consultar cuando sea necesario. 
Resolución del Consejo de 18 de febrero de 1980, DO n° C51, 29.2.1980, p. 1 
Comunicaciones de la Comisión al Consejo de Ministros de las Comunidades Europeas, Doc. COM(83)262 de 
16 de mayo de 1983 "Análisis de la situación actual y perspectivas de gestión de los residuos radiactivos en la 
Comunidad Europea" y doc. COM(87)312 de 29 de julio de 1987, ídem. 
CAPÍTULO I 
LA GESTIÓN DE RESIDUOS EN PERSPECTIVA 
En la última década la gestión de residuos de todas clases (domésticos, industriales, tóxicos 
y no tóxicos, nucleares,etc.) ha sido objeto de creciente atención y preocupación en la 
Comunidad Europea. 
Se han efectuado estimaciones a nivel comunitario y nacional de la producción de residuos 
domésticos e industriales. La producción anual de residuos sólidos (de todas las categorías) 
es de aproximadamente unos 2.200 millones de toneladas en toda la Comunidad, de los 
cuales 20 millones de toneladas son residuos industriales tóxicos. Se están confeccionando 
listas provisionales de los productos nocivos que puedan contener estos residuos y se procura 
distinguir una serie de categorías amplias que faciliten una gestión y evacuación segura de 
estos residuos. En algunos países, como la República Federal de Alemania, se analizan 
diferentes posibilidades de evacuación de residuos tóxicos, principalmente en depósitos 
subterráneos, y se estudian las características de las distintas formas de residuos que se 
consideran apropiadas, siguiendo el "enfoque sistémico" (fundado en la noción de sistema) 
ya utilizado para los residuos nucleares (véase el Capítulo III). 
Al mismo tiempo, se está desarrollando activamente el marco normativo a nivel nacional y 
comunitario, en especial, en lo relativo a la legislación comunitaria. 
A finales de 1989, se aprobó una estrategia comunitaria sobre los residuos. Además, se han 
creado recientemente en varios Estados miembros estructuras nacionales para este tipo de 
residuos. 
En cuanto a los residuos radiactivos, se han hecho cálculos de la producción pasada y futura 
distinguiendo diferentes categorías para cada país y para la Comunidad Europea en su 
conjunto. La producción anual en ésta asciende a unos 80.000 m3, de los cuales 150 m3 son 
muy radiactivos. Los informes de 1983 y 1987 de la Comisión al Consejo de Ministros se 
han ocupado de las prácticas y las tendencias del tratamiento y la evacuación de residuos, de 
las estrategias nacionales de gestión, de la evaluación legislativa y de las estructuras 
nacionales (es decir, organismos nacionales, empresas que tienen a su cargo el tratamiento 
de residuos, autoridades responsables de la seguridad, etc.). Por otra parte, desde 1980 el 
Plan de Acción Comunitario en materia de Residuos Radiactivos ha creado un marco para 
la concertación de las políticas nacionales y las prácticas reguladoras en este campo. 
Desde entonces ha habido una mayor sensibilización por parte de las empresas y del público 
en general respecto a aspectos nuevos de la gestión de residuos radiactivos, como: 
la necesidad de minimizar los residuos, tanto en lo que se refiere a la cantidad como 
a la radiactividad y la toxicidad química, lo cual requiere métodos de gestión óptimos 
las normas sobre transporte y traslado de residuos radiactivos de un país a otro 
el reciclado y el almacenamiento definitivo de los residuos derivados del 
desmantelamiento de antiguas instalaciones nucleares; hoy en día se han cerrado en 
todo el mundo más de un centenar de instalaciones nucleares importantes, cifra que 
no hará más que aumentar al envejecer las instalaciones actuales 
la gestión y el almacenamiento definitivo de los residuos radiactivos producidos fuera 
del ciclo del combustible nuclear y derivados de actividades industriales, médicas o 
de investigación en las que se utilizan radionuclides 
la rehabilitación de zonas utilizadas en los primeros años de la energía nuclear. 
Sin embargo, en la actualidad sigue siendo un problema importante en la Comunidad y fuera 
de ella la forma de eliminación de residuos radiactivos y su aceptación por el público. 
La Comisión de las Comunidades Europeas está prestando la atención debida a estas 
cuestiones a través de sus programas de investigación y de sus actividades de reglamentación 
tal como se definen en el Capítulo III, "Protección Sanitaria", del Tratado Euratom. El 
Consejo de Ministros acaba de aprobar una directiva sobre el traslado de residuos radiactivos. 
También recientemente, el Consejo ha llegado a unas conclusiones3 sobre las prioridades 
futuras, especialmente en lo que se refiere al establecimiento de principios comunes para la 
ubicación de instalaciones de evacuación de residuos. 
Este informe, como los dos anteriores, trata de la situación general en los Estados miembros 
de la Comunidad, actualiza la información presentada en dichos informes y la complementa 
con los aspectos mencionados anteriormente. 
Comunicación a la prensa de 18 de diciembre de 1980, n° 10871-90 - prensa 232. 
CAPITULO II 
PRODUCCIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS 
EN LOS PAÍSES DE LA COMUNIDAD EUROPEA 
11.1. FUENTES DE PRODUCCIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS 
En la Comunidad Europea4 podemos tener en cuenta tres tipos de actividad que 
generan residuos radiactivos: 
utilización de radioisótopos y determinados tipos de irradiaciones en la 
industria, la medicina y la investigación 
tratamiento por diversas industrias de materias primas que contienen 
radionuclides naturales 
programas nucleares de producción de energía eléctrica, incluida la 
investigación correspondiente y el desmantelamiento de las plantas anticuadas. 
La importancia relativa de estas fuentes varía considerablemente de un país 
comunitario a otro; en general todos los países comunitarios utilizan normalmente 
radionúclidos con fines médicos, industriales y de investigación. Los países que 
cuentan con centrales nucleares generan la mayor parte de la radiactividad contenida 
en los residuos y la mayor parte de los residuos radiactivos que se producen en la 
Comunidad en su conjunto. Algunos países con programas electronucleares o sin ellos 
explotan minas y fábricas para el tratamiento del mineral de uranio que generan 
grandes cantidades de materiales ligeramente radiactivos con radionúclidos naturales. 
Desde hace algunos años se ha reconocido también que otras actividades industriales 
pueden generar materiales parecidos. Este es el caso de las actividades industriales 
en las que se tratan a gran escala materias primas que contienen radionúclidos 
naturales en concentraciones bajas, como la producción de abonos fosfatados 
artificiales y la extracción de petróleo y gas. En estas actividades, los radionúclidos 
naturales presentes en la materia prima se concentran o bien en los productos o bien 
en las diferentes corrientes de residuos. Sin embargo, no se dispone actualmente de 
un estudio general de las cantidades, la composición, los niveles radiactivos, etc., de 
estos residuos5. 
11.2. CATEGORÍAS DE RESIDUOS RADIACTIVOS 
No se tratan en este informe las actividades militares. 
El informe EUR 13262 EN, 1991 "Estudio de los radionúclidos contenidos en los residuos producidos por la 
industria de los fosfatos y de su impacto en el medio ambiente" presenta datos sobre un caso específico. Véase 
también el apartado V.l de este informe para los aspectos relacionados con la seguridad. 
8 
El término residuo radiactivo se refiere a una gran variedad de materiales. Estos 
materiales pueden tener diferentes formas físicas/químicas, emitir diversos tipos de 
radiaciones6 y contener cantidades muy diferentes de radiactividad. 
Evidentemente, esta diversidad supone riesgos muy diferentes y, por tanto, requiere 
tipos de gestión distintos. Por ello, los residuos radiactivos deben clasificarse en 
categorías. La clasificación que presentamos a continuación se ha utilizado ya en los 
informes anteriores (1983 y 1987) y se ha elegido porque resulta la mejor manera de 
presentar, en el caso de la Comunidad, datos cuantitativos sobre los residuos 
radiactivos tratados y acondicionados que se producen en los Estados miembros. 
También tiene la ventaja de agrupar los residuos radiactivos en categorías que 
corresponden, en cierta medida, a diferentes opciones de almacenamiento definitivo, 
aplicadas ya en los Estados miembros o previstas (véase el Capítulo III). 
Se pueden distinguir cuatro clases principales de residuos: 
residuos de actividad débil 
residuos de actividad media 
residuos alfa 
residuos de actividad elevada procedentes del retratamiento y del combustible 
quemado (si se declara como residuo). 
Estas distinciones, al igual que la pertenencia de un "tipo" de residuos a una categoría 
o a otra, no tienen carácter normativo o legislativo. Por otra parte, las prácticas de 
gestión de ciertos Estados miembros pueden ser tales que categorías o tipos de 
residuos idénticos a los que se consideran en el presente informe pueden no existir 
a nivel nacional. 
(a) La categoría de los residuos de actividad débil incluye residuos 
(principalmente tecnológicos7 que contienen o pueden contener emisores beta-
gamma y emisores alfa, esencialmente de origen natural, a baja concentración 
(y, por lo tanto, con actividad débil) provenientes de centros de investigación, 
del uso industrial o médico de radionúclidos y de las diversas instalaciones 
que participan en el ciclo del combustible nuclear. La concentración de los 
. demás emisores alfa (plutonio, americio, etc.) en esta categoría de residuos 
es muy escasa y está sometida a controles muy estrictos. La radiactividad de 
estos residuos se hace despreciable, por desintegración natural, después de 
algunos centenares de años como máximo. Asimismo, se puede considerar 
despreciable el calor producido. 
Pricipalmcnte radiaciones alfa, beta y gamma. 
Durante los trabajos de mantenimiento se producen residuos tecnológicos. 
(b) La categoría de los residuos de actividad media8 comprende residuos que 
contienen principalmente emisores beta-gamma en concentraciones 
relativamente altas. Estos residuos provienen, en su mayor parte, de las 
centrales nucleares (resinas intercambiadoras de iones, cartuchos de filtro, 
concentrados de evaporador, etc.). Al igual que en los residuos de actividad 
débil, la concentración de emisores alfa en los residuos de esta categoría es 
muy débil. El desprendimiento de calor puede considerarse despreciable. 
(c) En la categoría de residuos alfa9 se incluyen los residuos tecnológicos y de 
proceso que provienen de los laboratorios nucleares donde se efectúan 
investigaciones sobre los elementos transuránicos, de las instalaciones de 
fabricación de óxido mixto uranio/plutonio, utilizado como combustible, y de 
las fábricas de retratamiento del combustible quemado. Algunos de estos 
residuos contienen sólo emisores alfa. El resto son residuos de actividad media 
que contienen emisores alfa, beta y gamma procedentes de fábricas de 
retratamiento, se trata de vainas, caperuzas y residuos de la disolución de los 
elementos de combustible quemado. La radiactividad de estos residuos persiste 
durante mucho tiempo debido a la presencia de emisores alfa de larga vida 
media. El desprendimiento de calor es pequeño. 
(d) En este informe se incluyen en la categoría de residuos de actividad 
elevada10, principalmente, los residuos vitrificados que contienen las 
"cenizas" de la combustión nuclear (productos de fisión y actínidos menores 
que son esencialmente emisores alfa y beta-gamma). Estas cenizas se separan 
del combustible nuclear no quemado (uranio y plutonio) en instalaciones 
radioquímicas (fábricas de retratamiento) que tratan el combustible quemado 
procedente de las centrales nucleares. Estos residuos contienen la mayor parte 
de la radioactividad, siguen siendo peligrosos durante largos períodos de 
tiempo y emiten una cantidad apreciable de calor durante centenares de años. 
(e) Si se decide no volver a tratar el combustible quemado que descargan las 
centrales nucleares, este combustible se declarará como residuo y constituirá 
una categoría diferente de los residuos de actividad elevada. El combustible 
quemado del reactor THTRn de la República Federal de Alemania y el que 
proviene de los reactores de agua ligera de España son ejemplos de este tipo 
de residuos. 
Algunos residuos de muy baja actividad pueden quedar exentos de control por las 
10 En la República Federal de Alemania, los residuos de actividad media y los residuos alfa que producen sólo una 
cantidad de calor despreciable se incluyen en la categoría de los residuos de actividad débil, dado que se utilizan 
formaciones geológicas profundas para el almacenamiento de todas las categorías de residuos. 
Idem 8) 
En Alemania se define esta categoría como residuos que producen una cantidad importante de calor. 
THTR: Thorium Hochlcmpcralurrcaktor de Hamm/Uentrop. 
10 
autoridades competentes y, por lo tanto, no deben considerarse, a partir de ese 
momento, residuos radiactivos. Esta cuestión se trata en el Capítulo V. 
El vertido de efluentes líquidos en las aguas superficiales y la liberación de efluentes 
gaseosos a la atmósfera, que deben hacerse respetando las normas sobre protección 
contra las radiaciones en vigor y mediante un control adecuado, se comunican a la 
Comisión de las Comunidades Europeas y son objeto de informes periódicos a cargo 
de la Comisión. Estos casos no se tratan en el presente informe. 
n.3. FUENTES DE PRODUCCIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS 
Las estimaciones que presentamos a continuación se refieren a los residuos radiactivos 
tratados y acondicionados convenientemente mediante los métodos actualmente 
disponibles. 
II.3.1. Residuos radiactivos derivados del uso de isótopos en la industria. la 
medicina v la investigación en general 
Conviene destacar que ésta es una cuestión de interés para todos los Estados 
miembros de la Comunidad. La producción de estos residuos y su crecimiento no está 
condicionada por los programas nucleoeléctricos , sino por la situación de desarrollo 
industrial, económico y social de los países y por su población actual y el crecimiento 
previsto de ésta. 
Estos residuos son generalmente de actividad débil y de vida muy corta. Se exceptúan 
las fuentes de radiación selladas ya utilizadas, algunas de las cuales pueden ser muy 
activas y de larga vida. No hay que subestimar el peligro de estas fuentes de 
radiación en caso de mala gestión, como demuestra el accidente que tuvo lugar en 
Goiania (Brasil) en 1987, en el que resultaron irradiadas unas 200 personas. 
En este campo se han tomado medidas a nivel nacional y se continúa trabajando para 
mantener y mejorar el control de la producción y de la gestión. 
En el cuadro I se dan unos valores ilustrativos de la cantidad de residuos que se 
envían anualmente a los organismos responsables de la recogida para su 
almacenamiento intermedio. 
11 
A causa de las diferencias que tienen lugar en'la gestión que se aplica antes del 
almacenamiento intermedio (p. ej., en materia de seguimiento de 
residuos,desintegración , tratamiento y acondicionamiento), no es fácil comparar los 
datos de los diferentes países. A pesar de ello, puede deducirse una cifra media de 
10-15 m3 por millón de habitantes al año. 
II.3.2. Residuos derivados del tratamiento de materias primas que contienen 
radionúclidos naturales 
Las operaciones de tratamiento del mineral de uranio produce un tipo especial de 
residuos, se trata de sólidos triturados finos con concentraciones muy bajas de 
radionúclidos naturales, algunos de los cuales son de vida larga. La minería y la 
concentración de uranio son sectores relativamente modestos en la Comunidad y 
existen solamente en Francia, España, Portugal y Alemania. 
Los minerales de uranio en los países mencionados es generalmente de baja calidad. 
La recuperación de uranio se basa en la extracción hidrometalúrgica. Debido al bajo 
contenido de uranio, los residuos de la fabricación contienen más del 99% de la masa 
de mineral tratado y retienen un 75-80% de la radiactividad natural presente en el 
mineral en forma de radioisótopos de la cadena de desintegración del uranio 238. Uno 
de los radionúclidos naturales presentes en estos residuos es el gas radón (radón 222). 
Los residuos de la fabricación de uranio retienen también una parte de los productos 
químicos (p. ej., la acidez residual) que se emplean en el proceso de 
extracción/purificación. 
Si la extracción de uranio se realiza mediante lixiviación en pilas (minerales de menor 
riqueza), se dejan sobre el terreno las pilas del mineral de las que se ha extraído el 
uranio. Por ello, el terreno sobre el que se construyen estas pilas se impermeabiliza 
previamente, a fin de conseguir un buen rendimiento de lixiviación y evitar 
posteriormente filtraciones incontroladas de agua contaminada al subsuelo. 
Los residuos que se producen durante la lixiviación dinámica (minerales de mayor 
calidad) se depositan, junto con los lodos de la neutralización o tratamiento de los 
efluentes líquidos de las instalaciones, en pilas o diques especialmente acondicionados 
de manera que quede reducido el riesgo radiológico para el hombre y el medio. 
En el caso de residuos procedentes de antiguas actividades de concentración de 
uranio, puede tener que hacerse un trabajo de rehabilitación. Las operaciones 
concretas que deben realizarse pueden variar considerablemente según las condiciones 
concretas de la instalación. 
Como en cualquier otra actividad minera, y especialmente en la minería a cielo 
abierto, la eliminación y el acondicionamiento de los residuos de la fabricación de 
uranio forma parte de un proceso integrado de rehabilitación de la zona destinado a 
recuperar o restaurar el paisaje original. 
Los efluentes líquidos se mantienen al mínimo mediante recirculación y antes de su 
vertido controlado se les somete a un tratamiento de neutralización, precipitación y 
12 
evaporación natural. 
En el cuadro siguiente se muestran las cantidades de residuos del tratamiento del 
mineral de uranio producidas hasta finales de 1990: 
Lodos (triturados) (10*0 Lixiviación en pilas 
(1060 empobrecido) 
Alemania 54,00 
Francia 30,49* 18,05 
Portugal 2,38 0,04 
España 1,75 6,20 
Peso húmedo; el peso seco es 27,72 
II.3.3. Residuos procedentes de los programas nucleoeléctricos 
La producción de residuos radiactivos derivada de los programas nucleoeléctricos 
(incluida la investigación relacionada directamente con estos) es aproximadamente 
proporcional a la escala de estos programas. Sin embargo, depende también del 
tipo12 y la situación (en funcionamiento, cerrado, en fase de desmantelamiento) de 
las instalaciones nucleares de cada programa. 
Varios países comunitarios han instalado centrales nucleares de diferentes tipos desde 
finales de la década de los 50. La capacidad nuclear instalada en la Comunidad fue 
aumentando gradualmente hasta llegar a unos 111,8 G We en 1990 (1,8 GWe si 
tenemos en cuenta las centrales de Alemania Oriental). Esta cifra hay que compararla 
con los 77,5 GWe de finales de 1985 de la que se partió para calcular la producción 
de residuos en el informe de 1987. La mayor parte de este aumento se debe a las 
nuevas centrales francesas y alemanas y, en menor grado, a centrales británicas y 
españolas. Las centrales italianas dejaron de funcionar en 1987. En julio de 1990 se 
decidió cerrarlas definitivamente. 
12 Por ejemplo, el Reactor de Gas-Grafito (para el cual no se prevé nuevo desarrollo) y las instalaciones del ciclo 
de combustible relacionadas con éste (plantas de rctratamicnto, etc.), pero que forma parte del programa nuclear 
del Reino Unido, produce casi cuatro veces más residuos para una misma energía producida que el reactor de agua 
ligera con sus instalaciones del ciclo del combustible. 
13 
13 
14 
15 a. Residuos radiactivos derivados de programas nucleoeléctrícos producidos 
antes de 1991 
Estos residuos están en espera de ser acondicionados o han sido acondicionados y 
almacenados en una instalación provisional controlada, en otros casos han sido ya 
almacenados definitivamente. 
Almacenamiento provisional o intermedio 
Parte de los residuos de actividad débil o mediana están almacenados 
provisionalmente (véase el cuadro II) sea porque hasta ahora no se ha contado con 
instalaciones para la evacuación definitiva en los países correspondientes (Bélgica, 
Alemania, Italia y España), sea porque el almacenamiento provisional es la política 
actual del país (los Países Bajos) o porque representa una fase normal dentro de la 
gestión de las actuales instalaciones de evacuación (Francia y Reino Unido). Todos 
los residuos alfa, los residuos muy activos y el combustible quemado sin retratar están 
en almacenamiento provisional. 
Almacenamiento definitivo 
Los residuos de actividad débil y mediana (véase el Cuadro III) se han evacuado hasta 
ahora de la siguiente manera: 
vertido en el mar (muchos países recurrían a este procedimiento hasta el 
establecimiento de una moratoria en el marco del Convenio Internacional de 
Londres de 1983 sobre la prevención de la contaminación marina) 
enterramiento a gran profundidad (Alemania, hasta 1978) 
enterramiento en superficie o a poca profundidad (Francia y Reino Unido13). 
El almacenamiento en superficie o a poca profundidad ha mejorado mucho14 y lo 
están practicando Francia, en el "Centre de la Manche" y el "Centre de PAube", y 
el Reino Unido en Drigg. En el "Centre de la Manche" se han evacuado hasta ahora 
464.500 m3 de residuos de baja y media actividad en Drigg 775.000 m3 de residuos 
de baja actividad15. Además, en Dounreay (Reino Unido) se han almacenado 14.000 
m3 de residuos de actividad débil. 
La antigua República Democrática Alemana depositó 14.300 m3 de residuos en su 
mayor parte de baja actividad (una parte de los cuales eran líquidos almacenados 
mediante solidificación in situ) en la mina de sal de Morsleben y 5.800 fuentes 
radiactivas encapsuladas de 1978 a 1990. Desde entonces, a petición de la autoridad 
competente ("Bundesamt für Strahlenschutz"), no ha habido ninguna evacuación más 
de residuos líquidos, residuos combustibles no acondicionados y fuentes radiactivas. 
Para más detalles véase el 2o informe COM(87)312 de 1987. 
Véase el Capítulo IH.6.3.1. 
Para 1986 las cifras correspondientes fueron 278.000 mJ para La Manche y 630.000 mJ para Drigg. 
14 
En la actualidad se está llevando a cabo un análisis de la seguridad de la instalación 
de Morsleben. Desde febrero de 1991, las autoridades locales han decidido suspender 
el almacenamiento de residuos, teniendo en cuenta objeciones de carácter legal. 
Dentro de la Comunidad Europea no se han evacuado hasta ahora residuos alfa, 
residuos de gran actividad ni combustible quemado. 
b. Residuos radiactivos futuros derivados de programas nucleoeléctricos 
En lo que se refiere al futuro de la energía nuclear (cuadro IV), las previsiones sólo 
tienen, en la mayoría de los casos, un grado satisfactorio de precisión a muy corto 
plazo. Por lo tanto, no es posible hacer un cálculo preciso de la capacidad nuclear 
instalada en la Comunidad Europea en su conjunto en el año 2000, y, a fortiori, en 
el año 2020. Ello se debe a la incertidumbre, principalmente de carácter político, 
respecto a la participación a largo plazo de la energía nuclear en el balance energético 
de cada país. 
Debido a esta situación y para una mayor homogeneidad, las estimaciones sobre 
residuos radiactivos que se dan en el presente informe para la Comunidad Europea 
en su conjunto se refieren a los residuos producidos por las instalaciones nucleares16 
(cerradas o en funcionamiento) actuales o comprometidas. Esto puede dar cifras poco 
realistas a nivel nacional. Éste es el caso de Francia, donde el grupo de trabajo del 
Plan de la Energía prevé la entrada en servicio de nuevas centrales nucleares durante 
el período 2000-2020 (véase el Cuadro IV, nota 7). 
Por todo ello, las previsiones sobre centrales nucleares del cuadro IV dan un nivel de 
producción de residuos que sólo podría disminuir, por una parte, mediante decisiones 
políticas inesperadas en el campo de las políticas nacionales de la energía y, por otra 
parte, mediante los avances tecnológicos y de gestión que es de esperar se consigan 
a partir del trabajo de investigación y desarrollo y de la experiencia obtenida. 
Con respecto a cada Estado miembro, se han hecho evaluaciones para las cuatro 
categorías de residuos descritas en el Capítulo II.2, que se presentan, por períodos 
de cinco o diez años, en los cuadros V, VI, VII y VIII, respectivamente, para los 
residuos de baja actividad, de mediana actividad, alfa y de alta actividad. 
La evolución global de la producción de residuos es el resultado de una combinación 
de factores diferentes, cuyos efectos a veces son contradictorios: 
La producción de electricidad de origen nuclear. 
La reducción en el volumen de los residuos, previsible dada la introducción 
gradual de nuevas técnicas de tratamiento y acondicionamiento y la 
optimización de la gestión de residuos en el lugar donde se producen. 
16 Centrales nucleares y instalaciones del ciclo del combustible relacionadas con éstas. 
15 
La planificación del retratamiento del combustible quemado y del tratamiento 
y acondicionamiento de los residuos resultantes. 
La mejora de los modos de explotación del reactor, el ajuste regular de los 
sistemas de carga/descarga del combustible y del grado de quemado con vistas 
a una optimización económica y, entre otras cosas, a una disminución de 
residuos. 
Finalmente, el cierre de varias centrales nucleares y el desmantelamiento de 
instalaciones nucleares anticuadas. 
Dado que, en varios países, no se conoce cuál será el futuro, a medio o largo plazo, 
de las centrales nucleares, se ha supuesto arbitrariamente que funcionarán hasta el 
final de su vida tecnológica, fijada en 30 años (véase el cuadro IV). 
Los datos que figuran en los diversos cuadros muestran que, en conjunto, las 
conclusiones del informe de 1987 continúan siendo válidas para los próximos años. 
En concreto, las previsiones de 1987 para los residuos de actividad mediana y baja 
se han revisado ligeramente a la baja para el período 1996-2000, mientras que las 
previsiones de 1987 para la producción de residuos alfa se han revisado al alza, 
principalmente a consecuencia de la actividad de las instalaciones británicas y 
francesas de retratamiento. La producción total en la Comunidad en su conjunto de 
residuos acondicionados de actividad mediana y baja se calcula actualmente en unos 
80.000 m3/año y debería mantenerse en torno a esta cifra hasta finales de siglo. Los 
residuos alfa representan el 8% de ese total, y los residuos de actividad mediana y 
baja equivalen casi al restante 92%. De acuerdo con las hipótesis mencionadas 
anteriormente sobre el futuro de los programas electronucleares, la producción anual 
de residuos disminuirá lentamente a partir del año 2000. 
Sin embargo, la generación de residuos de actividad mediana y baja puede aumentar 
bruscamente a partir de 1995/2000 debido al desmantelamiento de centrales nucleares 
anticuadas. En los cuadros V y VI las cifras mencionadas se basan en las estrategias 
actualmente en estudio en diferentes Estados miembros. Algunas autoridades 
nacionales encuentran difícil hacer previsiones válidas con respecto a la cantidad de 
residuos derivados del desmantelamiento de centrales y a su distribución en el tiempo 
por las siguientes razones: 
Según estudios en curso la vida útil de una central nuclear puede prolongarse 
diez años más de los previstos. 
Las políticas nacionales de desmantelamiento no están todavía decididas; 
muchas centrales nucleares pueden cerrarse durante períodos de tiempo largos 
a finales de su vida útil sin que se proceda a desmantelarlas ni parcial ni 
totalmente. 
No se conoce bien qué cantidad de residuos radiactivos se producirá a partir 
de las 12.000 a 15.000 toneladas de materiales (hormigón, metales, etc.) 
derivados del desmantelamiento de la isla nuclear de una central de 1.000 
16 
17 MWe. Por otra parte, el progreso tecnológico, especialmente en lo relacionado 
con los procesos de descontaminación, tenderá a disminuir la cantidad de 
residuos que deben evacuarse; además, todavía están en fase de elaboración, 
a nivel nacional y comunitario, las normas para eximir algunos materiales 
ligeramente contaminados del control reglamentario. 
Casi toda la radiactividad generada por el uso de energía nuclear se concentra en el 
combustible quemado de las centrales. La producción de combustible quemado 
asciende actualmente a unas 3.400 TMMP17 al año y disminuirá en unas 3.000 
TMMP al año para el año 2000 en la Comunidad en su conjunto (cuadro IX). Estas 
cifras son consecuencia directa de la interrupción o la disminución de los programas 
nucleares especialmente en el Reino Unido e Italia, y de la limitación de la evaluación 
actual a las instalaciones nucleares cerradas, en funcionamiento o comprometidas, 
quedando excluidas las instalaciones en proyecto. 
Una parte importante de este combustible quemado será sometido a retratamiento 
durante la década actual; por tanto, en la Comunidad en su conjunto se producirán 
varios centenares de m3 al año de residuos vitrificados de actividad elevada. 
El combustible quemado de los reactores utilizados en investigación supone una 
cantidad muy limitada de material muy enriquecido y está, en su mayor parte, en 
almacenamiento provisional; estas características y la variedad de elementos de 
combustible presentes en este combustible hace que su retratamiento en grandes 
instalaciones industriales sea difícil. 
TMMP: Toneladas métricas de metal pesado. 
17 
CAPÍTULO III 
LAS PRÁCTICAS Y LAS POLÍTICAS DE GESTION DE RESIDUOS EN LA 
COMUNIDAD. 
SITUACIÓN ACTUAL Y PERSPECTIVAS 
La gestión de residuos radiactivos consiste en la ejecución de un conjunto de tareas 
coordinadas (clasificación de los residuos, tratamiento, acondicionamiento, empaquetado, 
transporte y almacenamiento) desde la producción del residuo hasta su evacuación final. En 
la Figura 1 se muestra un modelo de plan de gestión de residuos radiactivos. 
III.l ORGANIZACIÓN Y ESTRUCTURA DE LA GESTIÓN DE RESIDUOS 
RADIACTIVOS EN LOS PAÍSES COMUNITARIOS 
Los cuatro participantes principales en la gestión de residuos a nivel nacional son los 
siguientes: 
los productores de residuos radiactivos 
los organismos ejecutivos responsables total o parcialmente de la gestión de 
residuos en cada país 
los organismos reguladores 
el gobierno. 
Los organismos reguladores en cada país llevan un registro de los productores de 
residuos radiactivos. En general, los productores son responsables del 
acondicionamiento y empaquetado de los residuos hasta la entrega del paquete en la 
instalación de evacuación. A partir de este momento, la responsabilidad del paquete 
corresponde al encargado de la evacuación. Sin embargo 
en los Países Bajos el productor de residuos sólo es responsable de certificar 
que la naturaleza, las propiedades, el contenido de radiactividad, etc. del 
residuo se adecúan a los criterios y especificaciones necesarios para 
tratamiento central y almacenamiento provisional; 
la norma general sobre responsabilidad mencionada anteriormente puede no 
aplicarse a los productores de pequeñas cantidades de residuos, los llamados 
"pequeños productores"; en este caso, se ocupa del acondicionamiento de los 
residuos un organismo competente nacional o de un Estado federado, en un 
Estado federal como Alemania (estaciones de recogida de los "Lander"). 
18 
Producción de residuos en la fuente 
Clasificación por categorías 
Tratamiento 
reducción de volumen y/o descontaminación 
Acondicionamiento 
inmovilización en una matriz si así lo exigen los criterios de evacuación 
Almacenamiento provisional 
en espera de la evacuación 
Transporte 
\k_ 
Evacuación en instalaciones poco profundas 
o en formaciones geológicas profundas 
Fie. 1: PLAN DE GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS 
19 
Dentro del marco reglamentario nacional, la evacuación de residuos y, en diversos 
grados, su gestión se encomiendan a organismos ejecutivos u organismos nacionales 
de gestión de residuos; estos organismos ejecutivos hace años que existen en todos 
los Estados miembros que tienen programas nucleoeléctricos. 
En el informe anterior de 1987 se describían con cierto detalle las tareas y las 
atribuciones de estos organismos. En el Cuadro X se resume la situación en 1991. 
Los organismos ejecutivos aceptan los paquetes de residuos que les entregan los 
productores para almacenamiento provisional y evacuación, si estos paquetes cumplen 
determinados criterios de aceptación. Estos criterios se ajustan a los objetivos 
generales de protección contra las radiaciones y de seguridad nuclear. El 
cumplimiento de estos criterios de aceptación se asegura mediante un control de 
calidad y mediante procedimientos de control. 
Desde la publicación del último informe, conviene destacar lo siguiente: 
El organismo nacional francés ANDRA, que antes dependía del 
"Commissariat à l'Energie Atomique (CEA)", se ha convertido en autónomo. 
Las competencias del organismo nacional belga ONDRAF/NIRAS se han 
ampliado a las actividades de desmantelamiento. 
En la República Federal de Alemania, el departamento correspondiente del 
"Physikalisch Technische Bundesanstalt (PTB)" ha sido transferido al 
"Bundesamt für Strahlenschutz (BfS)\ 
En el Reino Unido, la competencia para la regulación de la evacuación de 
residuos ha sido transferida a "Her Majesty's Inspectorates of Pollution" 
(HMIP y HMIPI). 
Estas decisiones gubernamentales muestran el consenso que existe a nivel nacional 
respecto a la utilización de las estructuras organizativas y operativas actuales 
dedicadas a la gestión de residuos radiactivos. 
Los organismos reguladores tienen encomendado el desarrollo del marco legal, el 
control de su aplicación y la autorización de instalaciones nucleares, incluidas las de 
gestión y evacuación de residuos radiactivos. 
Finalmente, los gobiernos deciden las políticas nacionales de gestión de residuos 
radiactivos y son responsables, en última instancia, de la seguridad a largo plazo de 
la evacuación. Las otras tres partes actúan dentro del marco establecido por estas 
políticas. 
20 
m.2. PROGRAMAS DE INVESTIGACIÓN Y DESARROLLO 
III.2.1. Programas v presupuestos 
Durante muchos años se han ejecutado, a nivel nacional y comunitario, importantes 
programas de investigación y desarrollo sobre la gestión y evacuación de residuos 
radiactivos. La cantidad de conocimientos acumulada es considerable18 y no permite 
dudar de que los residuos podrán gestionarse y evacuarse de forma segura a escala 
industrial. Por ello, los programas se orientan cada vez más hacia la investigación, 
el desarrollo y la demostración, así como a la utilización de la gestión de residuos y 
a la validación del concepto de almacenamiento subterráneo a gran profundidad, que 
ya se está aplicando (véase el Capítulo III.6.3). 
Actualmente, se hace especial hincapié en los siguientes aspectos: 
Minimización del volumen de residuos que deben evacuarse, especialmente de 
los que contienen radionúclidos de larga vida (residuos alfa). 
Disminución de la emisión de efluentes radiactivos al medio ambiente bastante 
por debajo de los actuales límites de descarga. 
Desarrollo de depósitos subterráneos profundos; seguridad de la evacuación. 
En el Cuadro XI se da una visión general de los presupuestos asignados por los 
Estados miembros y la Comisión de las Comunidades Europeas a la investigación y 
el desarrollo en el campo de la gestión de residuos radiactivos. Se observa que la 
tendencia general en los últimos tres años ha sido mantener la dotación para 
investigación o incluso aumentarla. 
Hay que destacar que la cooperación internacional en este campo en particuar es 
excepcionalmente estrecha. En este sentido, la Comisión de las Comunidades 
Europeas se ha mostrado y se sigue mostrando muy activa en el fomento y la 
coordinación de este tipo de cooperación entre los Estados miembros, especialmente, 
mediante su programa de I+D y el Plan de Actuación Comunitaria en materia de 
Residuos Radiactivos19. 
18 
19 Véanse, por ejemplo, las acias de la III Conferencia Europea Comunitaria sobre Gestión y Evacuación de Residuos 
Radiactivos, Luxemburgo, 17-21 de septiembre de 1990, informe EUR 13389 EN (1991). 
Resolución del Consejo de 18.02.1980 - DO C51/1 y Comunicación de la Comisión al Consejo COM(92)22 de 
31.01.92 sobre la renovación del Plan. 
21 
III.2.2. Investigación avanzada/transmutación 
Algunos programas de investigación han empezado a estudiar recientemente la 
viabilidad técnica y las consecuencias de una estrategia de gestión avanzada de 
residuos radiactivos como, por ejemplo, la posible transmutación de radionúclidos de 
vida larga en otros de vida corta. Esta estrategia implica, entre otras cosas, el uso de 
instalaciones especiales de retratamiento para la separación de los radionúclidos y 
"quemadores" especiales para transmutarlos (p. ej., reactores reproductores rápidos, 
aceleradores, etc.). Esta estrategia podría mejorar la seguridad de la evacuación 
geológica. De ahí que se esté impulsando el trabajo en este campo, tanto por 
consideraciones de tipo social como por necesidades de carácter político. Este aspecto 
ha quedado recogido, a nivel nacional, en la reciente ley francesa sobre investigación 
acerca de la gestión de residuos radiactivos20 y, a nivel comunitario, en el actual 
programa de la Comisión de I+D sobre gestión de residuos radiactivos. 
El presupuesto dedicado actualmente a la investigación sobre transmutación es muy 
limitado; los países comunitarios participantes en esta investigación son, sobre todo, 
Francia (30 hombres/año) y, en menor grado, los Países Bajos, Alemania y, 
posiblemente, Italia. Fuera de la Comunidad sólo tienen programas significativos 
Japón (proyecto OMEGA) y la antigua Unión Soviética. 
III.3 PLANTEAMIENTO SISTEMICO Y PRINCIPIOS GENERALES 
La gestión de residuos radiactivos comprende las siguientes operaciones: recogida, 
clasificación, tratamiento, acondicionamiento, transporte, almacenamiento y 
evacuación. Estas actividades están estrechamente relacionadas entre sí. Por tanto, 
hay que considerarlas un sistema y tratarlas como tal. 
En la actualidad se está aplicando en todo el mundo un "enfoque sistémico" para 
determinar las numerosas interacciones entre los componentes del sistema: envasado 
de residuos, medios de transporte, instalación de almacenamiento o depósito, e 
instalación de evacuación y su entorno. 
Por consiguiente, el retraso en la definición de un componente del sistema puede 
tener consecuencias sobre el desarrollo de los demás. Por ejemplo, si la forma de 
evacuación no está definida, puede resultar difícil decidir cuáles son la forma o el 
embalaje mas adecuado para el residuos y podrían tener que fabricarse paquetes 
específicos sólo idóneos para un almacenamiento provisional. 
En todas las políticas de gestión de residuos de los Estados miembros se está teniendo 
en cuenta el enfoque sistémico. 
20 Ley n° 91-1381 de 30 de diciembre de 1991. 
22 
El marco de la gestión de residuos y su seguridad viene dado por una serie de 
principios generales, que son objeto de consenso internacional. Estos principios se 
aplican a la protección contra las radiaciones, a cuestiones éticas y sociológicas, a la 
protección de los recursos naturales y ambientales y al control de la seguridad 
nuclear, y se exponen más adelante. 
Las reglamentaciones comunitarias establecen requisitos y orientaciones comunes de 
las que derivan una buena parte de las normas nacionales. Por ello, las legislaciones 
nacionales tienen varias características comunes, principalmente en el campo de la 
protección contra las radiaciones (véase el Capítulo V). Sin embargo, las políticas y 
estrategias de gestión de los residuos radiactivos son competencia de los Estados, así 
como los medios para asegurar la seguridad tecnológica. 
En consecuencia, se dan algunas diferencias en las prácticas de gestión de residuos 
entre los diferentes países comunitarios, como se deduce de lo expuesto más adelante. 
23 
a) PRINCIPIOS GENERALES21 
CAMPO PRINCIPIO 
Protección contra las radiaciones 
Sistema de limitación de dosis -> JUSTIFICACIÓN 
- > OPTIMIZACIÓN DE LA 
PROTECCIÓN (ALARA) 
- > LIMITACIÓN DE LA DOSIS 
INDIVIDUAL 
b) Sistema de control -> NOTIFICACIÓN 
-> REGISTRO 
-> AUTORIZACIÓN 
Cuestiones éticas v 
sociológicas > SOLIDARIDAD 
> PARTICIPACIÓN PÚBLICA 
> QUIEN CONTAMINA PAGA 
> INDEMNIZACIÓN POR DAÑOS 
(RESPONSABILIDAD CIVIL) 
Protección del medio ambiente 
v de los recursos naturales - > PREVENCIÓN DE LOS DAÑOS 
- > REPARACIÓN DE LOS DAÑOS 
CAUSADOS 
- > PROTECCIÓN DE LOS RECURSOS 
NATURALES 
Control de seguridad - > PREVENCIÓN DEL DESVÍO DE 
MATERIALES NUCLEARES 
21 Objectivos, normas y criterios para la evacuación de residuos radiactivos en la Comunidad Europea". Informe 
EUR 12570 EN (1989). 
24 
III.4. TRATAMIENTO Y ACONDICIONAMIENTO 
Después de la recogida y de una clasificación adecuada, los residuos se tratan y 
acondicionan. Estas actividades son operaciones de tratamiento industrial cuya 
finalidad es dar a los residuos una forma adecuada para su manejo, almacenamiento 
y evacuación. 
Residuos de actividad mediana v baia 
Casi un 92% de la cantidad de residuos radiactivos que se producen actualmente en 
la Comunidad son de actividad mediana y baja (véase el Capítulo II). 
Se conocen perfectamente métodos para el tratamiento y el acondicionamiento de este 
tipo de residuos y, desde inicios de la década de los 50, existen instalaciones 
industriales que han venido realizando estas operaciones satisfactoriamente. En los 
informes de 1983 y 1987 se daba una descripción general de estos métodos y de estas 
instalaciones. 
El tratamiento consiste en la preparación de los residuos, tal como se producen en la 
fuente, para su acondicionamiento; esto se hace principalmetne mediante: 
compactación o incineración en el caso de los residuos sólidos 
evaporación, intercambio iónico y precipitación química, seguida de filtración 
en el caso de los residuos líquidos. 
En cuanto a los residuos sólidos, se confirman las tendencias a la minimización del 
volumen mediante supercompactación (para residuos no combustibles) e incineración 
por alta temperatura (residuos combustibles), señaladas en los informes de 1987. 
La supercompactación es un procedimiento sencillo (se basa en la tecnología de 
prensas hidráulicas, que es bien conocida), no es agresiva respecto al medio ambiente 
y es especialmente atractiva cuando el espacio para almacenamiento provisional y/o 
evacuación es limitado. 
Como ejemplo puede citarse el uso de técnicas de supercompactación en la instalación 
de evacuación de residuos de baja actividad de Drigg (Reino Unido), que ampliará 
la vida útil de esta instalación hasta el año 2050. En la instalación de evacuación 
francesa de residuos de baja actividad "Centre de l'Aube", estará en servicio en 1992 
un supercompactador de 1000 toneladas. En otros Estados miembros (Bélgica, 
Alemania, Francia, Italia, España, los Países Bajos y el Reino Unido) se han vendido 
o están en proyecto varios supercompactadores. 
En algunos casos, la supercompactación se lleva a cabo mediante campañas en las que 
se utilizan unidades comerciales móviles. Aunque se emplean o están en proyecto 
instalaciones fijas de supercompactación para complementar (o sustituir) las unidades 
móviles. Este es el caso de Bélgica, donde estará en servicio antes de 1995 una gran 
instalación fija con las instalaciones complementarias necesarias (almacenamiento 
25 
22 provisional, pretratamiento, cementación y control). Puede llegar a conseguirse una 
reducción de volumen de un décimo, siempre y cuando se seleccionen previamente 
los residuos sólidos (véase el cuadro XII). En Italia, se lleva a cabo actualmente la 
supercompactación de residuos de baja actividad en unidades fijas y móviles con una 
reducción de volumen de un tercio a un sexto. 
La incineración consigue una reducción de volumen mucho mayor22, previa 
separación adecuada de la parte combustible de los residuos. A pesar de ello, la 
construcción de grandes incineradoras avanza a un ritmo más lento que la de 
supercompactadores, debido a su elevado coste y a la necesidad de instalar sistemas 
muy complejos de lavado y filtrado de gases de combustión para evitar la 
contaminación cuando se queman residuos de actividad específica relativamente alta 
o posiblemente contaminados con emisores alfa. Además, no está demostrado que, 
a largo plazo, las matrices a las que se incorporan las cenizas de la incineración 
tengan un comportamiento adecuado, cuestión que es objeto de investigación en la 
actualidad (véase el cuadro XIII). 
Finalmente, la tarea que han llevado a cabo en los últimos años los productores de 
electricidad para formar al personal a cargo de la gestión de residuos en las centrales 
ha contribuido considerablemente a disminuir la producción de residuos en su origen. 
Por ejemplo, en Francia el índice medio de producción de residuos sólidos de las 
centrales nucleares ha disminuido en, aproximadamente, un 8% anual, pasando de 70 
m3/TWh en 1983 a 40 m3/TWh en 1990. 
En lo que se refiere a los residuos líquidos, hay que señalar que han entrado en 
servicio recientemente en algunas instalaciones nucleares importantes numerosas 
instalaciones destinadas a conseguir factores de descontaminación elevados, por 
ejemplo, la llamada SIXEP (Site Ion exchange Effluent Plant), que desde 1985 se 
ocupa de la descontaminación de residuos líquidos de baja actividad en la instalación 
de retratamiento de Sellafield (Reino Unido). En ella se emplea un procedimiento de 
intercambio iónico que disminuye considerablemente la cantidad de radiactividad que 
se vierte al mar, en comparación con la que se vertía en la década de los 70. En el 
CEN/SCK de Mol (Bélgica) se utilizan desde hace algunos años métodos de 
descontaminación por floculación-coprecipitación. Actualmente, están en pleno 
desarrollo otros procedimientos muy eficaces, como la ultrafiltración (separación por 
membranas) o el uso de agentes complejantes para los radionúclidos más importantes. 
La introducción de estos procedimientos permitirá una reducción del volumen de los 
lodos activos, gracias a una mejor separación, y puede dar lugar también a una menor 
actividad residual de los vertidos. 
El acondicionamiento convierte los residuos tratados en materiales que ofrecen un 
bajo riesgo de dispersión de los radionúclidos durante el manejo y transporte de los 
residuos o al entrar estos en contacto con el agua u otros agentes externos tras su 
evacuación. Para ello, se suelen incorporar los residuos tratados a matrices que se 
solidifican en bloques o estructuras, con o sin contenedores externos, que poseen las 
20 a 40-
26 
condiciones de seguridad necesarias (buena resistencia mecánica, resistencia al fuego, 
bajo índice de lixiviación, buen comportamiento a largo plazo, etc.). 
Las matrices más utilizadas en la Comunidad son: 
los cementos, empleados desde los años 50, principalmente para los residuos 
de baja actividad 
los asfaltos, introducidos entre 1960 y 1965, que se emplean en algunos 
Estados miembros (Bélgica, Francia y Dinamarca) 
los polímeros, de introducción más reciente. 
Se ha llevado a cabo un trabajo considerable, en el que se incluyen proyectos de 
investigación comunitarios, para mejorar las características de los residuos 
solidificados mediante cemento, para evaluar su comportamiento a largo plazo durante 
el almacenamiento o tras la evacuación, y para ampliar su gama de aplicaciones. Los 
resultados positivos obtenidos y su facilidad de manejo hace que sean las matrices 
más utilizadas hoy en día para los residuos de actividad mediana y baja. 
En conjunto, parece que los métodos de tratamiento para los residuos de actividad 
mediana y baja cumplen adecuadamente los actuales requisitos de la industria 
nucleoeléctrica y las exigencias de seguridad de las autoridades reguladoras. Aunque 
estas prácticas datan ya de hace varias décadas, todavía se benefician 
considerablemente de los avances tecnológicos. 
Residuos alfa 
Aproximadamente un 8% de los residuos radiactivos producidos en la Comunidad 
consiste en productos contaminados por radionúclidos de vida larga, principalmente 
emisores alfa, como plutonio, americio y neptunio. A pesar del trabajo considerable 
de I+D realizado en la mejora del tratamiento y acondicionamiento, una parte 
importante de estos residuos permanece todavía almacenado sin tratamiento, 
principalmente porque faltan criterios definidos de aceptación de residuos para la 
evacuación de residuos alfa (excluidos los residuos de gran actividad) en formaciones 
geológicas. Esta falta de criterios (que deriva, a su vez, de la falta de instalaciones 
subterráneas de evacuación a corto plazo) ha llevado a reorientar los programas de 
investigación actuales hacia el desarrollo de métodos de descontaminación de alto 
rendimiento, que permitan modificar la categoría de los residuos alfa y, de este modo, 
su método de evacuación. En otras palabras, se ha intentado disminuir la cantidad de 
partículas alfa de una serie de residuos a un nivel tal que estos puedan cumplir 
criterios de aceptación adecuados para el enterramiento poco profundo. En este 
sentido, se está trabajando en una serie de procedimientos de tratamiento avanzado 
para residuos líquidos y sólidos con partículas alfa. Algunos de estos procedimientos 
han alcanzado la fase piloto activa. 
27 
Con respecto a los residuos alfa que a priori no podrían transformarse en otra 
categoría mediante las tecnologías actuales, la investigación se está orientando a la 
mejora de las técnicas de reducción de volumen. En este sentido, cabe mencionar el 
proceso de fundido investigado por CEN/Valrhô (Francia) para vainas de combustible 
quemado (se dispone de un prototipo industrial inactivo en funcionamiento) y el 
próximo inicio del funcionamiento activo de la EARP (Enhanced Actinide Removal 
Plant) instalación dedicada para el tratamiento de los residuos líquidos de actividad 
mediana y baja de Sellafield (Reino Unido), capacidad: 250m3/dia. 
Finalmente, conviene destacar que puede conseguirse una mejora importante en la 
gestión de los residuos alfa aplicando tecnologías para disminuir la producción de 
residuos en su origen, como muestra la experiencia obtenida recientemente por 
Belgonuclear (Bélgica) en la explotación de la fábrica de óxidos mezclados de Dessel, 
en la que se registró una disminución de la cantidad de plutonio (en un 80%) y del 
volumen de los residuos sólidos que contienen plutonio (en un 10-15%), tras la 
introducción de una cuarta barrera de confinamiento en la cadena de fabricación de 
combustible. 
Residuos de actividad elevada 
Estos residuos se producen durante el retratamiento y contienen casi toda la 
radiactividad generada durante la explotación de las centrales nucleares. El 
acondicionamiento de residuos de actividad elevada se lleva a cabo generalmente en 
grandes instalaciones comerciales de vitrificación situadas en Francia y el Reino 
Unido (Marcoule, La Hague y Sellafield). En estas tres instalaciones se aplica el 
mismo procedimiento de vitrificación, basado en el empleo de un horno rotativo. 
Asimismo, se ha construido en el centro de Dessel (Bélgica) una instalación de 
vitrificación para demostración en la que se emplea un horno de fusión cerámico. Esta 
instalación se utilizó primero para el acondicionamiento de los residuos de gran 
actividad de Eurochemic y a continuación se empleará para la vitrificación de los 
residuos líquidos de gran actividad de WAK, que se producían antiguamente en 
Karlsruhe (República Federal de Alemania). 
III.5 TRANSPORTE DE RESIDUOS RADIACTIVOS 
III.5.1 Disposiciones por las que se rige el transporte de materiales nucleares en 
general 
El transporte de materiales radiactivos se ha regido durante muchos años por las 
disposiciones del Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA), que han sido 
incorporadas a su legislación nacional por todos los Estados miembros comunitarios. 
Principios, normas v requisitos fundamentales 
Las normas del OIEA tienen por objeto, fundamentalmente, asegurar que cuando se 
lleve a cabo el transporte de cualquier material radiactivo se cumplan las siguientes 
condiciones básicas de seguridad: 
28 
a. contención adecuada del material radiactivo 
b. control adecuado de la radiación que emita el material 
c. disipación segura del calor generado en el proceso de absorción de la 
radiación 
d. prevención de la criticidad, si el material es fisionable. 
Para que se cumplan estas condiciones, las normas del OIEA establecen niveles de 
radiación y límites de emisión para el transporte en condiciones normales y en 
condiciones de accidente. En vez de controlar el cumplimiento de los límites 
establecidos mediante vehículos o rutas especiales, las normas tienden a asegurar la 
protección contra los peligros que ofrece el transporte de material radiactivo 
regulando el envase en el que éste se transporta; partiendo de que puede haber un 
accidente grave durante el transporte, se establecen salvaguardias adecuadas al tipo 
de material radiactivo y a la cantidad de éste y éstas se incorporan al diseño del 
paquete. Los reglamentos del OIEA establecen normas de rendimiento del diseño que 
son independientes del medio de transporte que se emplee para el paquete. 
Cuando la radiactividad del contenido previsto supere determinados niveles, las 
normas incluyen pruebas para demostrar la capacidad de resistir las situaciones que 
se presenten durante el transporte, incluidos los accidentes, y exigen una evaluación 
independiente de esta capacidad y la certificación por parte de la autoridad competente 
de que se cumplen los requisitos. Por otra parte, estos reglamentos disponen que las 
autoridades competentes establezcan medidas de respuesta en caso de emergencia, que 
deben aplicarse en caso de que ocurra un accidente durante el transporte. 
El principal responsable de la seguridad es el expedidor del material radiactivo, que 
debe certificar en los documentos de transporte que el material ha sido envasado, 
marcado y etiquetado con arreglo a las normas aplicables. De esta manera, se asegura 
que la responsabilidad en cuanto a la seguridad del transporte recae principalmente 
en la persona que mejor conoce los peligros del material radiactivo, y que además 
tiene los recursos necesarios para hacerles frente. Se asigna al transportista un grado 
mucho menor de responsabilidad: éste debe tomar las precauciones adecuadas para 
proteger a los trabajadores y al público durante el transporte; por ejemplo, 
asegurándose de que la carga esté correctamente colocada. 
Estos reglamentos imponen también medidas estrictas de control de calidad para evitar 
que se incumplan involuntariamente normas de seguridad, así como medidas de 
respuesta en caso de emergencia para paliar las consecuencias de accidentes o 
incidentes. El carácter eficaz y global del sistema regulador recomendado por el 
OIEA ha contribuido decisivamente a su aplicación generalizada. 
29 
III.5.2 El transporte de residuos radiactivos eif la práctica 
Transporte de residuos radiactivos 
La mayor parte de los residuos radiactivos se transportan en forma sólida. Sin 
embargo, en algunos países comunitarios se utilizan contenedores diseñados y 
blindados especialmente para el transporte de residuos líquidos. 
El transporte se lleva a cabo principalmente del productor a la instalación de 
almacenamiento centralizado o de evacuación. La frecuencia del transporte depende 
en gran medida de las diferentes situaciones nacionales. Por ejemplo, en Bélgica se 
llevaron a cabo, en 1989 y 1990, 200 envíos de residuos no acondicionados y en 1990 
se efectuaron 115 envíos de residuos acondicionados. La mayor parte de ellos de una 
central nuclear a la instalación de almacenamiento de Belgoprocess. El historial del 
transporte de residuos radiactivos en los Estados miembros comunitarios es excelente 
durante todos estos años, lo cual deja bien patente que existe un dominio de esta 
tecnología. 
Como todas las demás categorías de materiales radiactivos, el transporte de residuos 
radiactivos se rige por las disposiciones y normas descritas anteriormente. 
En lo que se refiere a la Comunidad, el artículo 2 del Tratado Euratom23 incluye en 
su ámbito de aplicación el transporte de sustancias radiactivas. Sin embargo, la 
directiva correspondiente sobre normas de seguridad uniformes (artículo 30) sólo 
establece requisitos generales aplicables a cualquier actividad que implique un riesgo 
de radiación ionizante. 
Transporte de residuos radiactivos a través de las fronteras 
En enero de 1988, se hicieron una serie de alegaciones respecto al movimiento de 
residuos radiactivos, en especial, entre Bélgica y la República Federal de Alemania. 
La Comisión de las Comunidades Europeas examinó la cuestión y señaló que se había 
comprobado que las medidas de tipo físico tomadas para el transporte de los residuos 
de actividad mediana y baja se ajustaban a las exigencias pertinentes del OIEA y 
proporcionaban un nivel de seguridad adecuado en todo momento. Sin embargo, 
parecía que debía mejorarse en algunos casos el control del movimiento de residuos 
por las autoridades reguladoras. 
Tras una solicitud del Parlamento Europeo, la Comisión presentó al Consejo de 
Ministros, el 1 de diciembre de 198924 una propuesta de directiva en la que se 
23 
24 El artículo 2(b) dispone que la Comunidad establecerá normas de seguridad uniformes para la protección sanitaria 
de la población y de los trabajadores y velará por su aplicación. 
DO n° C5/7 de 10 de enero de 1990. 
30 
añadía el transporte de residuos radiactivos a las actividades para las que se necesitaba 
autorización previa y en la que se establece un sistema común de notificación y 
consignación destinado a evitar el peligro que supone una posible pérdida del control 
de los residuos radiactivos por parte de las autoridades nacionales competentes. Esta 
directiva fue aprobada por el Consejo el 3 de febrero de 1992. 
La Comunidad también se ha ocupado del transporte internacional de residuos 
radiactivos. El cuarto Convenio ACP-CEE25, firmado en Lomé el 15 de diciembre 
de 1989, trata en su artículo 39 del transporte internacional de residuos peligrosos y 
residuos radiactivos. En él se establece que "La Comunidad prohibirá toda 
exportación directa o indirecta de residuos peligrosos y de residuos radiactivos a los 
68 Estados ACP y, al mismo tiempo, los Estados ACP prohibirán la importación 
directa o indirecta a su territorio de estos residuos desde la Comunidad o desde 
cualquier otro país. La presente disposición no impide que un Estado miembro al que 
un Estado ACP haya decidido exportar residuos para su tratamiento pueda devolver 
el residuo tratado al Estado ACP de origen." 
Esta misma cuestión se ha tratado también a nivel internacional; en 1990 los Estados 
miembros del OIEA suscribieron un código de prácticas del OIEA sobre el 
movimiento internacional transfronterizo de residuos radiactivos. Este código, que no 
es legalmente vinculante, afirma que todo Estado es soberano para prohibir el 
movimiento de residuos radiactivos a través de su territorio o la entrada o salida de 
estos. Asimismo, dispone que los movimientos transfronterizos de residuos radiactivos 
se lleven a cabo con arreglo a normas de seguridad aceptadas internacionalmente, de 
acuerdo con las leyes y reglamentos nacionales correspondientes, y con notificación 
previa y consentimiento de los Estados expedidores, receptores y de tránsito. 
III.6 ALMACENAMIENTO PROVISIONAL Y DEFINITIVO DE RESIDUOS 
RADIACTIVOS Y COMBUSTIBLE QUEMADO 
III.6.1 Introducción 
En lo que se refiere a las operaciones de evacuación que constituyen la etapa final 
clave de cualquier procedimiento de gestión de residuos radiactivos, no ha habido 
cambios importantes desde 1987 en la situación general. Por una parte, permanece 
en vigor la moratoria sobre el vertido en el mar de residuos radiactivos26 y, por lo 
tanto, no se llevan a cabo vertidos en el mar. Por otra parte, sólo ha entrado en 
servicio una instalación de evacuación próxima a la superficie, el "Centre de l'Aube" 
(que deberá sustituir progresivamente al "Centre de la Manche", casi al límite de su 
capacidad) para el caso concreto de los residuos de actividad mediana y baja 
(Francia). En "El Cabril" (España) está en construcción otro depósito próximo a la 
superficie, que estará en servicio a principios de 1992. En el informe precedente se 
25 
26 Países de Africa, el Caribe y el Pacífico. 
Esta moratoria ha sido aceptada de forma voluntaria par las Partes en el Convenio para la prevención de la 
contaminación marina mediante el vertido de residuos y otras sustancias (el llamado Convenio de Londres) en 
1983, y continúa en vigor en espera de la terminación de varios estudios, prevista para 1993. 
31 
avanzaban ya algunas consideraciones y principios generales para la selección de 
instalaciones de evacuación y almacenamiento provisional y se daban algunas 
descripciones de instalaciones en funcionamiento; por consiguiente, no procede repetir 
estas consideraciones aquí. 
Sin embargo, hay que señalar que la inquietud del público respecto a la industria 
nuclear en general, ya perceptible en 1987, ha continuado en los últimos años, dando 
lugar a un aumento de la oposición a la instalación de centros de almacenamiento de 
residuos radiactivos. Así, ha tenido lugar una multiplicación de demandas ante los 
tribunales y de moratorias que han retardado considerablemente la construcción y 
explotación de depósitos de residuos radiactivos o de instalaciones subterráneas 
experimentales y piloto. En algunos casos (como en los Países Bajos), la oposición 
pública ha llegado a retardar la explotación de una instalación centralizada de 
almacenamiento provisional. 
Si bien existen diferencias claras entre los Estados miembros, una de las 
consecuencias de esta situación es un aumento del almacenamiento del combustible 
quemado o de los residuos radiactivos donde se producen. Esta situación ha 
contribuido también al desarrollo de técnicas muy eficaces de reducción de volumen 
(p. ej., incineración y supercompactación) con el fin de ahorrar espacio para 
almacenamiento. 
Otras consecuencias son que se ha efectuado más investigación para mejorar la 
información al público sobre los peligros de las instalaciones de evacuación, se ha 
hecho un mayor esfuerzo para mejorar la seguridad de los depósitos, así como para 
mejorar la calidad de la documentación de seguridad, y se han estudiado estrategias 
de gestión avanzadas que permitan una reducción del inventario de radionúclidos de 
vida larga que deberán evacuarse a largo plazo (véase el apartado III.2.2). 
Finalmente, conviene señalar que se está estudiando cada vez con mayor atención en 
la mayor parte de los Estados miembros la evacuación directa del combustible 
quemado, especialmente de los tipos no estándar. 
III.6.2 Almacenamiento provisional o intermedio 
III.6.2.1. Paquetes de residuos radiactivos de actividad mediana y baja 
Hay dos sistemas principales de almacenamiento de paquetes de residuos radiactivos 
de actividad mediana y baja: en el centro de producción o en una instalación de 
almacenamiento provisional centralizada. En la Comunidad Europea se emplean 
ambos sistemas. Como se observa en el cuadro XIV, los Estados miembros que tienen 
una capacidad nuclear instalada más bien limitada prefieren el almacenamiento 
provisional centralizado. 
32 
España 
El depósito centralizado de "El CabriP está compuesto de módulos que, a finales de 
1990, habían recibido unos 2900 m3 de residuos acondicionados, principalmente 
paquetes de residuos procedentes de pequeños productores y actividades del 
CIEMAT. Desde 1988 se almacenan paquetes de residuos procedentes de algunas 
centrales nucleares. Unos 12.000 m3 se almacenan todavía en las propias centrales. 
Los Países Bajos 
En 1984, el Gobierno se decidió por la opción de un almacenamiento provisional 
centralizado a largo plazo (100 años) para todos los tipos de residuos radiactivos. Con 
este fin, el COVRA construyó una instalación provisional en Petten y, luego, otra 
cerca de Borsele. Sin embargo, debido a la oposición local, se retrasó un poco el 
inicio de las operaciones de almacenamiento en Borsele. Tras una decisión positiva 
del Consejo de Estado, se inició a finales de 1991 el almacenamiento de paquetes 
radiactivos. 
Bélgica 
Todos los tipos de residuos (procedentes de centrales nucleares de la fabricación de 
combustibles MOX (óxidos mixtos), del campo de la medicina, etc.) se almacenan en 
la actualidad en Mol/Dessel en una instalación centralizada de almacenamiento. En 
la actualidad, se hallan almacenados 8.300 m3 de residuos de baja actividad. En un 
edificio denominado "Eurostorage" se almacenan residuos acondicionados de actividad 
media (2.750 m3) derivados del retratamiento por EUROCHEMIC del combustible 
quemado. La capacidad de almacenamiento restante en este edificio (más de 1.000 
m3) se destina a residuos de actividad mediana producidos por el funcionamiento del 
reactor. 
Se está construyendo en Dessel otra instalación de almacenamiento provisional 
dedicada específicamente a los residuos de retratamiento procedentes del extranjero. 
Esta instalación estará en servicio en 1993. 
Reino Unido 
Todos los tipos de residuos se almacenan actualmente donde se producen, excepto los 
residuos sólidos de baja actividad que cumplen los criterios de aceptación establecidos 
para el depósito en enterramiento superficial de Drigg, propiedad del BNFL. Sin 
embargo, está en proyecto una instalación de evacuación geológica profunda que 
admitirá residuos de baja y media actividad. 
Francia 
A causa de la entrada en funcionamiento de dos depósitos a poca profundidad para 
residuos de baja y media actividad ("Centre de La Manche" y "Centre de l'Aube"), 
el almacenamiento provisional se practica principalmente con residuos que contienen 
partículas alfa y con parte de los residuos de baja actividad procedentes de pequeños 
productores en los que se necesita una clasificación y un cierto grado de 
desintegración antes de evacuarlos o someterlos a tratamiento. En este último caso, 
se dispone de dos instalaciones centralizadas de almacenamiento provisional 
(CEN/Saclay y Tricastin). 
Alemania 
33 
En espera de que se pueda utilizar la mina de' Konrad o reabrir el depósito de 
Morsleben, se utilizan varias instalaciones de almacenamiento provisional para 
residuos de actividad mediana y baja. Una parte de los paquetes de residuos del 
reactor se almacenan en la propia central, y otra parte en las instalaciones de 
Gorleben y Mitterteich. La capacidad existente es suficiente para cubrir las 
necesidades de los próximos años. 
Italia 
Todos los paquetes de residuos radiactivos generados durante el funcionamiento de 
las instalaciones nucleares, hoy dia paradas, se han almacenado en éstas. 
Dinamarca. Portugal y Grecia 
Se practica el almacenamiento provisional en instalaciones centralizadas (Risa, 
Sacavém y Demokritos). 
111.6.2.2. Residuos vitrificados de actividad elevada 
Desde la publicación del informe de 1987, la capacidad de retratamiento de 
combustibles de reactores de agua ligera en la Comunidad Europea ha aumentado, 
aproximadamente, en 1000 toneladas por año (principalmente, gracias al 
funcionamiento del UP2 400 a su capacidad normal y la reciente puesta en marcha 
de la instalación de retratamiento de UP3 en La Hague, Francia). En consecuencia, 
se producen y almacenan actualmente cantidades cada vez mayores de residuos 
vitrificados de actividad elevada, que contienen la mayor parte de los productos 
fisionables y de los radionúclidos de vida larga (véase el Cuadro VIII). 
Para que una buena parte del calor y la radiactividad decrezcan, este tipo de residuos 
tienen que almacenarse durante varias décadas bien en la propia instalación donde se 
producen (por ejemplo, Sellafield en el Reino Unido, Dessel en Bélgica, y La Hague 
y Marcoule en Francia) o en instalaciones adecuadas situadas en los Estados 
miembros propietarios del combustible usado que se reprocesa en el extranjero (véase 
el Cuadro XV). 
En la mayor parte de los casos, el sistema más general de almacenamiento provisional 
de residuos vitrificados de gran actividad consiste en el emplazamiento de bloques de 
vidrio en tubos dobles de acero refrigerados por circulación natural del aire. 
Se están construyendo almacenes con un diseño modular que pueden ampliarse 
fácilmente para cubrir las necesidades futuras. 
111.6.2.3. Combustible quemado 
Las políticas generales de los Estados miembros sobre la gestión del combustible 
quemado no han cambiado en lo fundamental desde 1987, puesto que ningún otro país 
se ha unido a España en su decisión de no reprocesar la mayor parte de los 
combustibles quemados, ni a la República Federal de Alemania que decidió no 
someter a retratamiento determinadas categorías de combustibles quemados. Por otra 
parte, el retratamiento temprano de combustibles quemados no ha obtenido nuevas 
adhesiones. Una serie de países ha optado por mantenerse a la espera, es decir, 
almacenar el combustible quemado durante al menos unas décadas. 
El almacenamiento provisional del combustible quemado se lleva a cabo 
34 
principalmente en piscinas en las instalaciones dónde está situado el reactor durante 
meses o años, de manera que el combustible se enfríe antes de que pueda trasladarse 
a otra instalación de almacenamiento. Sin embargo, aun con un control adecuado de 
las condiciones de almacenamiento, es decir, del estado químico del agua de la 
piscina y de otros aspectos físicos de la contención, el combustible Magnox 
(producido en el Reino Unido) sólo puede almacenarse durante unos tres años debido 
al tipo especial de vaina del combustible y al mismo material de uranio. Un 
almacenamiento más prolongado de este tipo de combustible puede hacerse en seco. 
Existe un mayor interés en el almacenamiento en seco de combustible quemado de 
reactores de agua ligera, este procedimiento está consiguiendo mayor aceptación, 
especialmente cuando se desea almacenar el combustible durante períodos largos (más 
de unas décadas). En este sentido, se prevén algunas aplicaciones de este sistema en 
el Reino Unido para el almacenamiento provisional de combustibles de reactores 
avanzados refrigerados por gas27 (AGR). 
También La República Federal de Alemania está estudiando esta opción del 
almacenamiento provisional. Sin embargo, debido a la oposición del público, que ha 
dado lugar a recursos ante los Tribunales, no han podido todavía almacenarse 
combustibles quemados en las instalaciones de almacenamiento construidas en 
Gorleben y Ahaus. 
En España, se ha iniciado el proceso de diseño y autorización de un contenedor 
metálico de doble uso (almacenamiento/transporte). Estos contenedores podrían 
utilizarse para el almacenamiento provisional del combustible quemado bien en el 
emplazamiento del reactor o fuera de éste. 
En el Cuadro XVI se da la capacidad total de almacenamiento de combustible 
quemado de la que se dispone actualmente en los Estados miembros (es decir, la 
capacidad de almacenamiento en el emplazamiento del reactor y en instalaciones 
centralizadas). 
III.6.3 Almacenamiento definitivo de residuos radiactivos 
III.6.3.1. Depósitos en la superficie o próximos a la superficie 
Francia 
Esta opción de evacuación ha experimentado cambios importantes desde 1987. En 
primer lugar, debido al cierre progresivo del "Centre de La Manche" en el que se 
habrán depositado, aproximadamente, medio millón de m3 de residuos radiactivos con 
radionúclidos de vida corta, se ha construido un depósito subterráneo a poca 
profundidad para dar cabida a este mismo tipo de residuos radiactivos. Esta 
instalación, denominada "Centre de l'Aube", deberá recibir hasta 1 millón de m3 de 
residuos radiactivos en paquetes. A principios de 1992 entró en funcionamiento el 
depósito del "Centre de l'Aube". 
27 Sa almacenan ya en un entorno gaseoso combustibles Magnox procedentes de Wylfa. 
35 
España 
En "El Cabril", España, se ha iniciado la construcción de una instalación parecida, 
con algunas variaciones concretas en cuanto a diseño; se trata de un depósito 
subterráneo a poca profundidad, que se encuentra en una etapa avanzada de 
construcción. Una de las principales características específicas del diseño de esta 
instalación es que, en caso de necesidad, está pensada para poder recuperar los 
paquetes de residuos. Tendrá una capacidad equivalente a unos 50.000 m3 de paquetes 
de residuos radiactivos y su entrada en servicio está prevista para mediados de 1992. 
Reino Unido 
En el Reino Unido, la instalación de evacuación de Drigg ha continuado recibiendo 
desde 1987 paquetes de residuos radiactivos de baja actividad. Sin embargo, conviene 
señalar que en 1988 se establecieron nuevos límites de actividad específica con 
respecto a los envíos de residuos (4 GBq alfa/tonelada y 12 GBq beta-
gamma/tonelada) y a las cantidades totales de grupos de radionúclidos que se evacúan 
en la instalación durante un año. Por otra parte, se está mejorando la instalación de 
Drigg: las zanjas han sido sustituidas por un sistema de bóvedas de hormigón, con 
lo cual se mejora la seguridad general de todas las operaciones de evacuación. La 
primera zanja de hormigón entró en servicio en enero de 1989. 
Finalmente, hay que señalar que en 1987 cesaron en el Reino Unido las 
investigaciones para construir otros depósitos poco profundos de residuos radiactivos 
de baja actividad, tras una decisión del Gobierno en la que consideraba que, después 
de que se alcanzase la cantidad que estaba permitido depositar en Drigg, los residuos 
radiactivos de baja actividad que se produjesen deberían evacuarse en un depósito 
profundo junto con residuos de actividad mediana y residuos alfa. 
Bélgica 
Se están investigando las posibilidades de almacenamiento cerca de la superficie para 
residuos acondicionados de baja actividad. La decisión final sobre el sistema de 
evacuación se espera que se tome, como muy pronto, a finales de 1992, con vistas 
a iniciar la explotación del depósito hacia finales de siglo. 
Se están haciendo estudios en Bélgica para determinar el diseño básico al que debe 
adaptarse la posible instalación, incluyendo límites preliminares de los residuos. 
Basándose en un estudio preliminar de seguridad, podría hacerse una primera 
selección del emplazamiento y, tras la aprobación del informe de seguridad por las 
autoridades, se procedería a la construcción y puesta en marcha de la instalación de 
evacuación hacia finales de los años noventa. 
I1I.6.3.2. Depósitos geológicos profundos 
Se pueden distinguir dos tipos principales de depósitos profundos: los destinados a la 
evacuación de residuos que no generan calor y los que tienen que acoger todos los 
tipos de residuos, incluidos los residuos vitrificados de gran actividad y el 
combustible quemado. Aunque actualmente no está en servicio dentro de la 
Comunidad Europea ningún depósito profundo, hay perspectivas de que las 
instalaciones de evacuación situadas en minas abandonadas (en la República Federal 
de Alemania) para residuos que no generan calor puedan iniciar o reanudar su 
funcionamiento hacia finales de siglo, siempre y cuando la concesión de las licencias 
36 
de explotación no se retrase por cuestiones políticas. Sin embargo, para proceder a 
la excavación de depósitos profundos en formaciones geológicas (cúpula de sal, 
formaciones arcillosas, esquistosas, o graníticas), se están llevando a cabo 
investigaciones para la construcción y explotación de laboratorios subterráneos que 
se prevé que duren todavía algunos lustros. En este sentido, conviene señalar que, 
bajo el patrocinio de la Comisión de las Comunidades Europeas, se ha establecido una 
cooperación estrecha y fructífera entre los organismos encargados de la explotación 
de los laboratorios subterráneos, y que los programas de I+D de la Comisión prestan 
apoyo económico a la investigación que se realiza en las instalaciones piloto 
subterráneas. 
A continuación, se describe la situación de cada Estado miembro en lo que se refiere 
a la construcción de depósitos profundos. 
República Federal de Alemania 
Como consecuencia de sucesivos recursos ante los Tribunales presentados por el 
Gobierno de Baja Sajonia, se ha retrasado considerablemente el procedimiento 
administrativo para la apertura del depósito de la mina de Konrad. El procedimiento 
legal ("Planfeststellungsverfahren") ha llegado en estos momentos a la fase en la que, 
tras la exposición al público de los planos (entre el 16 de mayo y el 15 de julio de 
1991), se están estudiando las observaciones y cuestiones planteadas. La discusión 
pública de todos los argumentos aducidos tendrá lugar probablemente en 1992. Por 
tanto, no se prevé que entre en servicio este depósito profundo para residuos que no 
generan calor antes de mediados de la década de los 90. La capacidad de evacuación 
de la mina de Konrad asciende a, aproximadamente, 1 millón de m3 de paquetes de 
residuos radiactivos. Esta mina abandonada comprenderá seis diferentes 
emplazamientos, cada uno de ellos subdividido, a su vez, en varias salas con una 
sección transversal media de 40 m2 y una longitud de hasta 1000 m. 
Está casi terminada la investigación de superficie con respecto a la instalación de 
Gorleben, instalación que recibirá todos los tipos de residuos, incluidos los que 
generan calor. Actualmente, se está haciendo la exploración subterránea de la cúpula 
de sal de Gorleben y se están perforando dos pozos de acceso. Se prevé que la 
investigación subterránea terminará a finales de la década de los 90, al mismo tiempo 
que la evaluación general del comportamiento de la cúpula de sal de Gorleben con 
respecto a la evacuación de residuos radiactivos. La instalación no entrará en servicio 
antes de 2008. Sin embargo, hay que tener en cuenta que, al igual que en el caso de 
la mina de Konrad, el avance del procedimiento de investigación y autorización 
depende en gran medida de cuestiones políticas que podrían dar lugar a nuevas 
demoras. 
A raíz de una sentencia del Tribunal de Justicia de Magdeburgo de febrero de 1991, 
fue cerrada la mina de sal abandonada de Morsleben, que se utilizaba como depósito 
profundo para residuos de actividad mediana y baja en la antigua República 
Democrática Alemana y en la que ya se habían depositado 14.300 m3 de residuos 
radiactivos sólidos y líquidos, así como unas 5.800 fuentes radiactivas. Por otra parte, 
el Ministerio Federal Alemán competente ordenó interrumpir cualquier otro depósito 
hasta que no se dispusiese de una recomendación favorable de la Comisión sobre la 
seguridad de los reactores. 
37 
Finalmente, conviene señalar que se está llevando a cabo en la mina de sal de Asse 
un importante programa de I+D en apoyo de las investigaciones experimentales que 
se realizan en Gorleben. Este programa trata de: 
El desarrollo y prueba de técnicas de emplazamiento para paquetes de residuos 
de actividad mediana (paquetes que contienen residuos en disolución así como 
vainas y capuchones) y para elementos combustibles quemados de reactores 
de alta temperatura (proyecto MAW). 
Pruebas de evacuación de 30 bloques simulados de vidrio con residuos de gran 
actividad sembrados con cesio y estroncio, estas pruebas llevan un retraso 
considerable (cinco años), debido a problemas de autorización (proyecto 
HAW). 
Un experimento de demostración para la evacuación directa de elementos de 
combustible quemado (prueba TSS). 
El desarrollo de una presa multicomponente para uso como barrera de 
ingeniería en las galerías. 
Bélgica 
Desde 1984 (proyecto HADES) está en curso la construcción y explotación de un 
laboratorio subterráneo (de 67 m de longitud y un diámetro interno de 3,5 m) en el 
estrato de arcilla situado debajo de la instalación de Mol a una profundidad de 225m. 
En relación con este proyecto, se ha investigado en los siguientes campos: 
Control de la deformación a largo plazo experimentada por el recubrimiento 
de una galería de evacuación. 
Proyecto CERBERUS (Control Experiment with Radiation for the Belgian 
Repository for Underground Storage), que consiste en el control de la 
respuesta de la masa de arcilla a la exposición controlada a una combinación 
de calor y radiación. 
Pruebas de calentamiento (sólo con calentadores eléctricos) para determinar 
los efectos de las fuentes de calor en la arcilla circundante y en los materiales 
de relleno en la galería de evacuación (proyectos PRACLAY y CACTUS). 
En 1989, el ONDRAF/NIRAS preparó el informe SAFIR (Safety Assessment and 
Feasibility Interim Report) sobre las características de la arcilla de Boom como 
receptora de isótopos de gran actividad y/o de larga vida. Una comisión de evaluación 
ha aprobado el informe y hecho determinadas recomendaciones en el campo 
estudiado. Se ha definido un programa de investigación, que se ha marcado como 
objetivo un PSAR (Informe Preliminar sobre Análisis de Seguridad) en 1997. Después 
de un período de tiempo destinado a la demostración de viabilidad, será necesario 
proceder a la selección del emplazamiento definitivo. La colocación del primer 
paquete totalmente activo no está prevista antes del año 2030. 
38 
Francia 
Como primera medida para seleccionar una formación geológica adecuada para la 
evacuación de residuos radiactivos de larga vida, se iniciaron en 1987 investigaciones 
preliminares sobre el terreno en cuatro emplazamientos. 
Se llevaron a cabo pruebas de perforación para calibración sísmica y con fines 
hidrológicos en una formación arcillosa (departamento del Aisne). El inicio de una 
nueva campaña de pruebas de perforación en una formación esquistosa (departamento 
de Maine y Loire) suscitó una fuerte oposición local que llevó al Primer Ministro a 
pedir una moratoria del trabajo sobre el terreno hasta que el Parlamento discutiera y 
aprobara una ley acerca de la investigación sobre evacuación de residuos radiactivos. 
Esta ley fue aprobada por el Parlamento a finales de 1991. Las dos principales 
disposiciones de ésta son que se construirán en Francia varios laboratorios 
subterráneos y que no se tomará ninguna decisión definitiva respecto a la localización 
del depósito profundo hasta que se haya llevado a cabo una evaluación completa de 
los diferentes laboratorios (como muy tarde en 2007). 
Aunque no directamente relacionado con investigaciones sobre el terreno, a finales 
de 1990 se inició un programa de investigación in situ en un túnel de 1.885 m de 
largo situado en Tournemire en el sur de Francia. Este túnel atraviesa una gruesa 
formación de arcilla (los estratos de caliza encima de ésta tienen un grosor de 270m) 
cuyas condiciones geotécnicas e hidrogeológicas resultaban representativas de las de 
un depósito profundo. 
Reino Unido 
Actualmente la empresa UK NIREX Ltd. está investigando las posibilidades de 
construcción de una instalación subterránea a gran profundidad para residuos de 
actividad mediana y baja. Con este fin, se han llevado a cabo en Sellafield y 
Dounreay investigaciones geológicas con perforaciones y estudios geofísicos. En 
ambos lugares se han encontrado formaciones de roca dura adecuadas, pero se ha 
escogido a Sellafield para llevar a cabo investigaciones y mediciones subterráneas más 
detalladas durante la fase de excavación. El depósito consistirá en una serie de 
cavernas subterráneas en roca dura. La construcción de las cavernas se hará 
gradualmente y continuará durante el período de explotación. La localización elegida 
está cercana a la instalación de retratamiento de Sellafield. 
Según la planificación actual (supeditada a los permisos y autorizaciones que deben 
obtenerse), la construcción de un depósito profundo para residuos de baja y media 
actividad debe comenzar a finales de los 90; y la posible explotación, alrededor del 
año 2005. 
En lo que se refiere a la evacuación de residuos de gran actividad, el Departamento 
de Medio Ambiente se mantiene informado de la investigación que se está llevando 
a cabo en el extranjero. No se ha optado todavía por un sistema determinado ni 
decidido la localización de una posible instalación de evacuación de residuos de gran 
actividad. 
España 
Desde 1986 se están realizando investigaciones preliminares para encontrar 7,onas que 
puedan servir como depósitos profundos para la evacuación de combustible quemado 
de reactores de agua ligera y residuos vitrificados de gran intensidad, así como para 
39 
los paquetes de residuos que no cumplan los criterios de aceptación de "El Cabril". 
Al mismo tiempo, se han puesto en marcha en 1990 proyectos relacionados con el 
diseño conceptual preliminar de un depósito profundo en dos medios geológicos: sal 
y granito. Está previsto que se inicie en fecha posterior un proyecto parecido en 
arcilla. La finalidad principal de estos proyectos es proporcionar resultados suficientes 
para elegir sistemas de referencia, así como datos necesarios para el proceso de 
selección de emplazamientos y los programas de I+D conexos. La explotación del 
depósito geológico no está prevista para antes de la segunda década del siglo XXI. 
Países Baios 
Aunque la política de los Países Bajos se basa en el almacenamiento provisional a 
largo plazo (durante 100 años) de todos los tipos de residuos radiactivos (véase el 
apartado III.6.2.1.), continúa adelante todavía el programa de investigación OPLA 
sobre opciones de almacenamiento definitivo en sal. Este programa de investigación 
es de carácter general y no incluye todavía la selección de posibles emplazamientos 
de depósitos profundos. No está previsto que empiecen antes de mediados de los 
noventa posibles investigaciones preliminares in situ cerca de las zonas elegidas (con 
estudios sísmicos y otras investigaciones sobre el terreno de carácter no destructivo, 
así como con perforaciones hidrogeológicas). 
Italia. Portugal. Grecia. Irlanda y Dinamarca 
Desde 1987 no ha habido cambios en lo relativo a la evacuación de residuos 
radiactivos. 
40 
CAPITULO IV 
LA SEGURIDAD NUCLEAR EN LA GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS 
IV.i. ACTIVIDADES PREVIAS AL ALMACENAMIENTO DEFINITIVO 
La seguridad nuclear debe garantizarse en todas las actividades humanas que implican 
movimiento de residuos radiactivos y en la construcción, explotación y cierre de 
instalaciones nucleares. Las diferentes fases de la gestión de residuos radiactivos no 
constituyen una excepción a este principio. 
Las instalaciones para el tratamiento y acondicionamiento de residuos radiactivos se 
explotan de acuerdo con requisitos de seguridad de carácter general iguales a los de 
las demás instalaciones nucleares. Sin embargo, conviene dedicar especial atención 
a tres tipos de avances importantes: 
La disminución del impacto ambiental mediante la entrada en servicio de 
nuevas instalaciones de tratamiento ha reducido drásticamente las emisiones 
radiactivas al medio ambiente; ejemplo de ello es lo conseguido en Sellafield 
(Reino Unido) y el programa francés de La Hague actualmente en curso. 
El desarrollo continuo de tecnologías y procesos para la caracterización, 
control de calidad, identificación y seguimiento de los diferentes tipos o 
paquetes de residuos producidos por las instalaciones. Este es un aspecto que 
no está incluido directamente en la seguridad misma de las instalaciones, pero 
supone una aportación importante a la seguridad de las operaciones posteriores 
dentro de la cadena de gestión de residuos (p. ej., transporte, almacenamiento 
y evacuación). 
La disminución constante de la exposición profesional derivada de todas las 
operaciones propias de la gestión de residuos radiactivos (clasificación de los 
residuos, tratamiento, acondicionamiento, manejo de los paquetes de 
residuos...) 
Anteriormente (véase el capítulo III.5) se ha informado de la situación actual del 
transporte de residuos radiactivos. Los recientes avances en cuanto a la 
reglamentación, los progresos tecnológicos, especialmente en lo relativo al transporte 
del combustible quemado, la gran experiencia adquirida y los buenos resultados 
obtenidos permiten tener confianza en que la seguridad en este sector está 
perfectamente controlada. 
La seguridad de las nuevas instalaciones de almacenamiento, como la instalación de 
Borsele (Países Bajos), la de "El Cabril" (España) o la de Dessel (Bélgica) está 
garantizada por un diseño adecuado para reducir al mínimo peligros como 
inundaciones, incendios, etc. Cuando se almacenan residuos que generan calor, como 
residuos vitrificados de gran actividad, se instalan sistemas de refrigeración fiables 
y adecuados que minimizan el riesgo de problemas mecánicos. En este sentido, cabe 
citar los sistemas pasivos experimentados de forma satisfactoria en la instalación de 
41 
vitrificación de Marcoule (convección natural del aire) en los últimos veinte años y 
la convección forzada que se ha elegido para la instalación de La Hague (Francia). 
IV.2. ALMACENAMIENTO DEFINITIVO 
IV.2.1.Depósitos en la superficie o próximos a la superficie 
Por razones de seguridad, el enterramiento poco profundo se limita a los residuos de 
actividad mediana y débil (tal como se definen en el apartado II.2). Desde los inicios 
de la energía nuclear, este sistema se ha puesto en práctica en algunos países. 
Al principio, los residuos se enterraban en zanjas poco profundas, con 
acondicionamiento y/o empaquetamiento previo o sin él. Este sistema inicial se 
considera en la actualidad superado. 
Debido a los progresos en la tecnología y a la experiencia obtenida, se han 
investigado y puesto en práctica sistemas más avanzados. El principio de 
enterramiento en la superficie o próximos a la superficie en estructuras de ingeniería, 
demostrado por primera vez a principios de los setenta en Francia ("Centre de La 
Manche") para residuos radiactivos de actividad mediana y débil y de vida corta se 
incluye actualmente en las estrategias de gestión de residuos radiactivos de todos los 
países que practican o están estudiando la evacuación próxima a la superficie. 
El principio que sostene este método consiste en aislar los residuos de la biosfera en 
condiciones controladas durante un período de tiempo suficientemente largo para que 
la radiactividad decrezca de forma natural y permitir posteriormente el acceso a la 
zona sin restricciones. 
En realidad, este principio es aplicable sólo en la medida en que la duración del 
período de control institucional (período de explotación de la instalación más período 
posterior al cierre) es aceptable a escala humana, es decir, un máximo de unos 
centenares de años. 
La aplicación del principio se basa en el uso de un sistema de barreras múltiples entre 
la radiactividad y el entorno humano. Generalmente, tiene tres componentes 
principales: 
El empaquetado de los residuos: para ello hay que tener en cuenta las 
propiedades fisicoquímicas del residuo, las características del material con el 
que se recubren, si lo hay, y el comportamiento del contenedor. 
El depósito, es decir, las estructuras construidas en la instalación de 
evacuación para proteger el paquete de residuos: cobertura de evacuación, 
protección de hormigón, otras estructuras de hormigón, etc. 
La geología de la zona en la que está emplazado el depósito. 
La eficacia combinada de estas tres barreras es la que asegura la contención de la 
radiactividad en condiciones normales de funcionamiento y posteriormente al cierre, 
42 
y asegura que las consecuencias de cualquier incidente razonablemente previsible sean 
aceptablemente bajas. 
Así pues, varios organismos nacionales responsables de la seguridad han dado su 
aprobación en los últimos años a la práctica del enterramiento cercano a la superficie 
de residuos de actividad débil y mediana en estructuras de ingeniería. 
Dentro de la Comunidad Europea28, esto se aplica a: 
a. La instalación de Drigg en el Reino Unido, tras la revisión de su autorización 
de explotación en 1987 por los Departamentos competentes. 
b. La instalación de Dounreay en el Reino Unido, que se ha utilizado casi 
exclusivamente para residuos de actividad débil producidos en el 
emplazamiento de Dounreay. 
c. El actual centro de evacuación de residuos de actividad mediana y débil en 
Francia, denominado "Centre de La Manche", tras su revisión en 1971. 
d. El nuevo centro de evacuación de residuos de actividad mediana y débil 
denominado "Centre de l'Aube", que fue autorizado por las autoridades 
francesas a entrar en funcionamiento en diciembre de 1991. 
e. El nuevo depósito de residuos de actividad mediana y débil de "El Cabril", 
cuya construcción fue autorizada por las autoridades españolas a principios de 
1990 y cuya autorización para entrar en funcionamiento está prevista para la 
primavera de 1992. 
Por otra parte, esta opción, se está estudiando en estos momentos en Bélgica (véase 
el apartado III.6.3.1.). 
IV.2.2.Alamacenamiento en depósitos geológicos profundos 
En contraste con las barreras de ingeniería, que es poco probable que permanezcan 
incólumes durante períodos de tiempo superiores a varios siglos, algunas formaciones 
geológicas (p. ej., formaciones de arcilla, de sal y de granito) está demostrado que 
han permanecido estables durante más de varios millones de años y, por consiguiente, 
podrían ser una solución segura a largo plazo para la eliminación de residuos 
radiactivos con radionúclidos de larga vida. Por consiguiente, se está trabajando en 
todo el mundo en el enterramiento profundo en formaciones geológicas de los 
residuos alfa y de gran actividad. 
La evacuación de manera segura de estos residuos, especialmente en lo que se refiere 
a la protección de los seres humanos y el medio ambiente a largo plazo, es una 
cuestión que preocupa en general todos los países que utilizan la energía nuclear, 
especialmente la Comunidad Europea. También es motivo de preocupación en otros 
países, que utilizan sustancias radiactivas con fines médicos, industriales o de 
investigación. Para conseguir autorizaciones de construcción y funcionamiento de 
depósitos de residuos radiactivos de larga vida, tiene que demostrarse su seguridad 
teniendo en cuenta plazos que superan el horizonte normal de la planificación social 
28 Las instalaciones de evacuación en proyecto en Carolina del Norte, Illinois y Pensilvania, en los EE.UU., son 
ejemplos de almacenamiento a poca profundidad en estructuras de ingeniería fuera de la Comunidad Europea. 
43 
y técnica. Sin embargo, está en cuestión la viabilidad de este tipo de análisis y a 
menudo se valoran con escepticismo los resultados obtenidos. 
Es evidente que es imposible demostrar de manera absoluta la seguridad permanente 
de todos los sistemas técnicos. En consecuencia, lo que se espera y se busca es un 
procedimiento científico y reglamentario que tenga en cuenta adecuadamente los 
factores que podrían afectar a la seguridad de forma significativa y, de esta manera, 
siente las bases para decidir si el sistema de evacuación de residuos propuesto puede 
considerarse suficientemente seguro a largo plazo. 
A continuación resumimos los avances conseguidos en la Comunidad en la puesta a 
punto de medios y sistemas científicos para la evaluación de la seguridad de la 
evacuación a largo plazo y presentamos los resultados obtenidos hasta ahora, así como 
el punto de vista de los expertos comunitarios y de la comunidad científica 
internacional. 
Evaluación de la seguridad 
La evaluación de la seguridad puede definirse como el análisis del comportamiento 
futuro del sistema global de evacuación de residuos y de su posible incidencia en los 
seres humanos y el medio ambiente, seguido de una comparación de los resultados 
con niveles de seguridad adecuados. 
Para ello, se definen unos supuestos correspondientes a plazos diferentes, que se 
basan en la imaginación humana y en criterios científicos, además de en los 
conocimientos actuales de los sistemas naturales (véanse más adelante los análogos 
naturales) y las barreras artificiales. 
A continuación, se emplean modelos predictivos para evaluar y cuantificar los efectos 
de los procesos clave que determinan el rendimiento de los sistemas de evacuación 
de residuos radiactivos, y para valorar las posibles consecuencias radiológicas con el 
transcurso del tiempo. La condición principal para la elaboración de modelos útiles 
es disponer de datos adecuados respecto al sistema que se evalúa y tener una 
comprensión básica de las propiedades físicas y químicas de los constituyentes del 
sistema, y un conocimiento de su evolución. Este es uno de los principales objetivos 
del actual programa de investigación, tal como se indica en el apartado III.2.1. 
En los últimos años el esfuerzo realizado para mejorar la evaluación de la seguridad 
ha sido impresionante. 
Todos los países que tienen un programa de energía nuclear han desarrollado una 
capacidad de realizar evaluaciones de la seguridad y han preparado o están 
preparando metodologías adecuadas. 
Dentro de la Comunidad Europea, la Comisión emprendió en 1982 un gran proyecto 
multinacional (PAGIS: Perfomance Assessment of Geological Isolation Systems), 
dentro de su programa de I-fD sobre residuos radiactivos, para fomentar el trabajo 
en la evaluación de seguridad en los Estados miembros interesados, para armonizar 
los diferentes planteamientos metodológicos y para facilitar la difusión de los 
resultados. 
Todos los Estados miembros interesados participaron o se asociaron de alguna manera 
al proyecto, que finalizó en 1989. 
44 
Con la participación y el acuerdo de una gran mayoría de los científicos que trabajan 
en la Comunidad Europea en los diferentes campos de esta actividad multidisciplinar, 
se preparó una metodología, que se aplicó al caso de los depósitos profundos de 
residuos de actividad elevada. 
Partiendo de los supuestos utilizados, los resultados presentados en una Conferencia 
organizada por la Comisión de las Comunidades Europeas en 1989 en Madrid 
muestran que no hay emisión de radiactividad a la superficie en ninguna de las 
instalaciones investigadas, al menos, en 10.000 años y, eventualmente, podría haber 
una emisión insignificante en un plazo de tiempo mas largo. 
La metodología preparada durante el proyecto PAGIS puede ser, y ya lo es en 
algunos Estados miembros, la base para la evaluación que se va a necesitar en el 
futuro, cuando podrán ya aplicarse modelos más perfeccionados y utilizarse los datos 
que se hayan obtenido de investigaciones en instalaciones concretas. 
Estos logros, junto con los obtenidos fuera de la Comunidad Europea, han llevado a 
la comunidad científica internacional a expresar la siguiente opinión colectiva en 
199029: 
"Se dispone hoy de métodos de evaluación de la seguridad que permiten valorar 
adecuadamente las posibles repercusiones radiológicas a largo plazo sobre los seres 
humanos y el medio ambiente de cualquier sistema de evacuación de residuos 
radiactivos diseñado adecuadamente "; 
"... y un uso adecuado de los métodos de evaluación de la seguridad, unido a una 
información suficiente respecto a los emplazamientos propuestos, pueden sentar las 
bases técnicas para decidir si un sistema de evacuación determinado puede ofrecer 
a la sociedad un nivel satisfactorio de seguridad tanto para las generaciones actuales 
como para las venideras ". 
Se continúa trabajando en este campo para perfeccionar los métodos de evaluación de 
la seguridad y recoger y evaluar datos de los diferentes emplazamientos propuestos 
para la evacuación de residuos. 
Los análogos naturales: una prueba suplementaria de la seguridad 
Como hemos visto anteriormente, la cuestión fundamental en la evaluación del 
comportamiento a largo plazo y la seguridad de una instalación de evacuación de 
residuos radiactivos es la capacidad de predecir con seguridad la naturaleza y los 
efectos de los procesos y acontecimientos geológicos con una perspectiva temporal 
muy larga. 
El problema obvio es extrapolar datos de laboratorio, obtenidos generalmente en 
plazos de meses o, como máximo, de años, a períodos realistas en el futuro. 
Los procesos que se estudian en el laboratorio tratan de aspectos específicos de la 
movilidad de radionúclidos de los residuos y su posterior transporte a las aguas 
subterráneas. Afortunadamente, casi todos los procesos que interesan se dan también 
29 Dictamen colectivo "La evacuación de residuos radiactivos. ¿ Puede evaluarse la seguridad a largo plazo ?" 
NEA/CEC/IAEA, París 1990. 
45 
de forma natural en el medio ambiente, aunque pueda haber elementos diferentes y 
regímenes geoquímicos e hidroquímicos distintos. 
Por tanto, hay la posibilidad de utilizar sistemas análogos naturales para evaluar estos 
procesos a lo largo de escalas temporales geológicas. Hace ya años que en los Estados 
miembros se investigan los sistemas naturales (así como los análogos arqueológicos 
e históricos) dentro y fuera de Europa. Algunos Estados miembros participan también 
en proyectos de envergadura como, por ejemplo, los de los yacimientos de uranio de 
Alligator River, Pocos de Caldas y Cigar Lake en Australia, Brasil y Canadá, 
respectivamente. 
Desde 1985 la Comisión ha prestado apoyo al estudio de sistemas análogos naturales 
mediante su programa de I+D sobre residuos radiactivos y mediante la creación de 
un foro internacional (el Grupo de Trabajo sobre Sistemas Análogos Naturales), en 
el que se presentan y discuten las experiencias obtenidas en todo el mundo. 
Se van acumulando pruebas sobre los sistemas naturales de la capacidad de 
segregación de los radionúclidos y retardación de la migración de estos últimos en la 
geosfera, lo cual aumenta la confianza en la evacuación geológica profunda. 
La Comisión continúa trabajando dentro del IV Programa de I+D sobre Gestión de 
Residuos Radiactivos y contribuye económicamente a la realización de una serie de 
estudios en este campo y, en particular, al análisis del reactor natural de Oklo 
(Gabón), dirigido por el "Commissariat à l'Energie Atomique" francés, al que se 
están asociando otros países. 
Tramitación de autorizaciones 
El procedimiento detallado para demostrar la seguridad de un sistema, desde la 
selección del emplazamiento hasta la autorización final del depósito, normalmente 
tiene que definirse caso por caso: por consiguiente, puede variar en los diferentes 
países. En todos los casos, tienen responsabilidades en este sentido diferentes 
organismos que se indican en el apartado III.l. Los organismos enumerados en el 
Cuadro X son responsables de aportar todos los elementos necesarios para que las 
autoridades competentes responsables de la seguridad comprueben de forma 
satisfactoria que la instalación cumple una serie de criterios previos. 
46 
CAPITULO V 
PROBLEMAS ACTUALES RELACIONADOS CON LAS REGLEMENTACIONES 
Y POLÍTICAS DE GESTIÓN 
V.l. MATERIALES QUE TIENEN MUY BAJA RADIACTIVIDAD 
La legislación actual a nivel internacional, comunitario y nacional sobre la protección 
de los trabajadores y del público en general contra las radiaciones ionizantes define 
muy claramente las condiciones en las que debe llevarse a cabo el tratamiento, 
acondicionamiento, almacenamiento, transporte y evacuación de materiales 
radiactivos. El alcance de esta reglamentación depende de la radiactividad de los 
materiales de que se trate. 
Sin embargo, en la mayor parte de las legislaciones existe un margen de indefinición 
cuando los residuos radiactivos de baja actividad se aproximan a niveles de actividad 
(y radiotoxicidad) cercanos, o iguales, a los que existen en muchas sustancias 
naturales. Ello se debe a que las actividades de control se concentran, sobre todo, en 
niveles de mayor riesgo, para asegurar la máxima protección posible. Esta situación 
también se explica por el gran número de prácticas en las que se utilizan cantidades 
muy pequeñas de sustancias radiactivas y por la gran variedad de industrias a las que 
afecta esta situación30. 
Muchas de estas prácticas de la medicina, la investigación y la industria han sido 
reguladas por las autoridades nacionales correspondientes; los residuos radiactivos 
producidos están exentos de control reglamentario cuando cumplen los criterios de 
exención correspondientes. Sin embargo, la legislación nacional difiere 
considerablemente de un país a otro. 
A nivel comunitario, las Normas Básicas de Seguridad de Euratom (Directiva 80/836, 
modificada en 1984) definen las exenciones de la obligación de informar a las 
autoridades nacionales competentes y de la autorización previa de cualquier práctica 
en la que se empleen sustancias radiactivas. Esta Directiva establece los límites 
aplicables a las sustancias radiactivas, que dependen de la radiotoxicidad de éstas. 
También establece un límite general de concentración de 100 Bq/g, que se aumenta 
a 500 Bq/g, para las sustancias naturales radiactivas sólidas. Los materiales que 
contienen sustancias radiactivas en cantidades y concentraciones superiores a estos 
límites pueden emitirse únicamente previo acuerdo de las autoridades. Sin embargo, 
no debe considerarse que estos valores permiten la evacuación de residuos sin 
restricción alguna. 
En lo que se refiere al sector nuclear, el desmantelamiento de instalaciones nucleares 
30 Residuos de análisis y tratamientos médicos; residuos de centros de investigación; productos de consumo 
desechados, como detectores de humo y válvulas electrónicas usadas; residuos de la industria de las pinturas 
luminosas, etc. 
47 
32 anticuadas es una práctica muy extendida que' producirá grandes cantidades de 
chatarra , en su mayor parte con materiales de muy baja radiactividad (véase el 
apartado II.3.3b). A nivel comunitario, se han publicado unas recomendaciones sobre 
"criterios de protección radiológica para el reciclado de los materiales procedentes del 
desmantelamiento de instalaciones nucleares31", a cargo del grupo de expertos 
comunitarios definido en el artículo 31 del Tratado Euratom. En la actualidad, se 
están revisando estas recomendaciones, que se ampliarán a otros materiales distintos 
del acero, como el cobre y el aluminio y, en una fase posterior, al hormigón. Estas 
recomendaciones son solamente de carácter científico. En los Estados miembros, las 
autoridades competentes toman, caso por caso, la mayor parte de las decisiones sobre 
exención de los controles preceptivos en relación con residuos de baja actividad. 
En conjunto, es poco satisfactoria la situación respecto a la exención de control de los 
materiales con muy baja radiactividad. Por ello, en las últimas décadas se han 
intensificado las actividades destinadas a establecer normas coherentes y fiables desde 
el punto de vista científico; varios organismos nacionales responsables de la seguridad 
y diferentes organizaciones internacionales (OIEA, OECD/NEA, OMS)32 están 
estudiando criterios para la exención, parcial o total, del control reglamentario de 
ciertas fuentes de radiación y de prácticas en las que éstas se utilicen. Mientras tanto, 
varios Estados miembros comunitarios han preparado o están preparando medidas 
legislativas. Conviene insistir en que la armonización de las medidas nacionales es 
muy recomendable con vistas a garantizar un nivel equivalente de protección dentro 
de la Comunidad. La inminencia de la construcción del mercado interior hace aún 
más necesaria esta necesidad de armonización. 
Finalmente, conviene señalar, como ya se ha hecho en el Capítulo II, que están 
normalmente exentos de la obligación de informar a las autoridades nacionales 
competentes, o no están recogidos en las listas de prácticas en las que se manejan 
materiales radiactivos, una serie de procedimientos industriales que dan lugar a un 
aumento de la concentración de los isótopos que se dan ya de forma natural (por 
ejemplo, el tratamiento de fosfatos)33. Las consecuencias radiológicas de la 
evacuación de algunos de estos materiales puede ser motivo de preocupación. Hay 
varios países que están más o menos avanzados en la preparación de inventarios y 
estrategias de gestión para estos residuos y, si es necesario, se tomarán las medidas 
adecuadas. 
Series sobre protección radiológica de la Comisión de las Comunidades Europeas, Publicación n° 43, dicienbre 
de 1988. 
Series del OIEA sobre seguridad n° 89 "Principios para la exención del control reglamentario de fuentes de 
radiación y prácticas" (1988). 
Véase ref. 5) página 6. 
48 
V.2. EQUIVALENCIA DE LOS RESIDUOS RADIACTIVOS 
Algunos países están tratando o acondicionando residuos de otros países en virtud de 
acuerdos comerciales o de compromisos para el retratamiento del combustible 
gastado. 
Al margen de cualquier posible política nacional del país receptor sobre la evacuación 
de residuos procedentes del extranjero, en algunos casos, puede ser técnicamente 
imposible o contraproducente desde el punto de vista de la seguridad radiológica (por 
ejemplo, manejo innecesario de materiales radiactivos) la devolución de exactamente 
la totalidad de los residuos procedentes del extranjero tras haber recibido el 
tratamiento y acondicionamiento adecuados. En esta situación, puede pensarse en 
devolver un "residuo equivalente", cosa que, incluso, puede resultar inevitable. 
Esto debe hacerse dentro de un marco normativo adecuado acordado entre las partes. 
La equivalencia de residuos radiactivos es un problema que no ha sido tratado hasta 
ahora en la legislación internacional ni en la nacional. En 199034 el Consejo de 
Ministros de la Comunidad Europea señaló, como conclusión al informe de la 
Comisión sobre la cuestión35, que era necesario establecer principios orientadores 
al respecto. 
V.3. INFORMACIÓN Y PARTICIPACIÓN PÚBLICA 
En los últimos años,diferentes organismos nacionales,entidades del campo de los 
residuos y,dentro de los límites de sus competencias, la Comisión de las Comunidades 
Europeas han hecho grandes esfuerzos para: 
proporcionar información al público respecto a las principales instalaciones 
nucleares y las emisiones de residuos radiactivos correspondientes; 
facilitar la participación del público en la toma de decisiones con respecto al 
establecimiento de nuevas instalaciones para la gestión y/o evacuación de 
residuos radiactivos. 
Por lo que se refiere a las instituciones de la Comunidad Europea, entró en vigor en 
julio de 1988 una Directiva en la que se pedía a los Estados miembros, entre otras 
cosas, que se ocupasen de que: 
34 
35 Conclusiones de la reunión del Consejo n° 1464 de 18-19 diciembre de 1990, comunicación a la prensa 10871/90 
(prensa 232). 
"La equivalencia de residuos radiactivos", series Euradwasten0 3, informe EUR 12879 - Oficina de Publicaciones 
Oficiales de las Comunidades Europeas, Luxembourg 1990. 
49 
toda solicitud de autorización de un -proyecto y toda la información 
correspondiente se pusiese a disposición del público; 
se diese la oportunidad a los ciudadanos de dar a conocer su opinión antes del 
inicio del proyecto. 
En 1993 la Comisión remitirá un informe al Consejo y al Parlamento sobre la 
aplicación de la Directiva y su eficacia. 
En muchos casos el público tiene acceso a cualquier solicitud para construir 
instalaciones de este tipo (Reino Unido, etc.) y, en el caso de proyectos importantes, 
tiene lugar una fase de información al público en la que: 
se facilita a los ciudadanos información sobre el proyecto en cuestión; 
se recogen las observaciones y objeciones del público, que deben ser tenidas 
en cuenta por la administración nacional competente. 
En la mayoría de los casos, el procedimiento de información pública viene regulado 
por la ley, puede ser obligatorio (Alemania, España, Francia y Países Bajos) o, como 
en el Reino Unido, puede ser utilizado por el Gobierno según los casos. Por otra 
parte, una ley recientemente aprobada en Francia36 dispone que en todo laboratorio 
de evacuación subterráneo se creará un comité local de información y supervisión en 
el que deben estar representadas todas las partes. 
Además de la información que se facilita al público mediante folletos (como la 
campaña de información de 1987 en Holanda) o permitiendo el acceso a documentos 
oficiales, varios Gobiernos (Alemania, España y Reino Unido) informan 
periódicamente a sus Parlamentos nacionales respecto a la producción y/o gestión de 
residuos radiactivos. Estos informes se hacen públicos. Con arreglo a la ley 
mencionada anteriormente, el Gobierno francés presentará también un informe anual 
al Parlamento sobre la investigación acerca de la gestión de residuos alfa y de 
actividad elevada. 
36 Ley n" 91-1381 de 30 de diciembre de 1991, sobre la investigación acerca de la gestión de residuos radiactivos. 
50 
CUADRO I 
RESIDUOS RADIACTIVOS PROCEDENTES DEL USO DE ISÓTOPOS 
EN LA MEDICINA LA INDUSTRIA Y LA INVESTIGACIÓN EN GENERAL 
(en m3) 
(Residuos liquidos y sólidos enviados a almacenamientos 
centralizados intermedios) 
PAÍS 
Bélgica 
Dinamarca 
Alemania 
Irlanda 
España 
Francia (1) 
Grecia 
Italia 
Países Bajos 
Portugal 
Reino 
Unido (2) 1991-1995 
370 
100 
5.100 
unas decenas (3) 
210 
5.000 
100 
4.500 
1.600 
20 
4.960 1996-2000 
370 
100 
5.100 
unas decenas (3) 
210 
5.000 
unas decenas 
4.500 
1.600 
30 
3.030 2001-2010 
740 
200 
10.200 (4) 
420 
10.000 
unas decenas (5) 
9.000 
3.200 
80 
5.610 2011-2020 
740 
100 
10.200 (4) 
420 
10.000 
unas decenas (5) 
9.000 
3.200 
100 
5.610 
(1) Volumen de los residuos antes del tratamiento y acondicionamiento 
(2) Los períodos son, respectivamente, 1990-1994, 1995-1999, 2000-2009, 2010-2019 
(3) Sin acondicionar y depositados en la instalación donde se producen 
(4) Extrapolación a partir de las cifras para el período que termina el año 20(M) 
(5) Por períodos de cinco años 
x n 
CUADRO II 
RESIDUOS EN ALMACENAMIENTO INTERMEDIO PRODUCIDOS ANTES DE 1991. 
TRATADOS Y ACONDiaONADOS 
O QUE SE SUPONE HAN SIDO ACONDICIONADOSm 
PAÍS 
Bélgica 
Alemania 
España 
Francia 
Italia (3) 
Países 
Bajos 
Reino 
Unido 
Dinamarca 
Portugal 
Grecia Cantidades de residuos en almacenamiento intermedio (m 3 ) 
Baja 
actividad 
6.000 
43.900 
15.000 
0 
10.400 Mediana 
actividad 
(2) 
-
0 
720 
3.100 
7.930 
700 
(4) 
50 
100 18.470 
50 
(5) 
-
50 Alfa 
3.000 
(2) 
-
60.400 
190 
-
65.550 
-
-
-Gran 
actividad 
160 
500 
-
1.040 
15 
-
710 
-
-
-Observaciones 
Datos a 1.5.90 
Los residuos de actividad 
mediana se incluyen en los de 
actividad baja 
Los residuos de actividad 
mediana se incluyen en los 
residuos de actividad baja 
Los residuos de actividad 
mediana se incluyen en los 
residuos de actividad baja 
Los residuos alfa son los residuos 
de baja actividad con actividad 
alfa > 10 GBq/m3 cuando se 
presentan en forma de residuos 
acondicionados 
Los residuos alfa se incluyen en 
los residuos de actividad mediana 
(1) La mayor parte de los residuos alfa y de gran actividad (almacenados en forma líquida) no han sido todavía acondicionados. Para 
disponer de datos homogéneos, los volúmenes indicados en este cuadro son los que podrían obtenerse acondicionando los residuos 
con los métodos disponibles en la actualidad. 
(2) Incluidos parcialmente en los residuos de baja actividad (como residuos "sin generación de calor") y en los residuos de gran 
actividad (como "residuos con generación de calor"). 
(3) Las candidades no acondicionadas en almacenamiento intermedio son: 12.195 m5 de residuos de baja actividad (11.620 m1 sólidos 
y 575 m* líquidos); 585 m1 de residuos sólidos de actividad mediana; 356 m' de residuos alfa (346 m* sólidos y 10 m5 líquidos); 
y 120 m* de residuos líquidos de actividad elevada. Las cantidades acondicionadas en almacenamiento intermedio son: 3.610 
m' de residuos de baja actividad y 345 m1 de residuos de actividad mediana. 
Se parte de un factor de reducción de volumen entre 3 y 5 para los residuos sólidos que se compactan y un factor de reducción 
de 1/2 para los residuos líquidos de baja actividad. 
En estas cifras no se incluyen unos 5.000-7.000 m' de residuos no acondicionados procedentes de la investigación médica, 
industrial y no nuclear. 
(4) Sólo la mitad de este volumen son verdaderos residuos, el resto corresponde a una capa de hormigón que los envuelve en las 
unidades en que se presentan los residuos. 
(5) Almacenados en su mayor parte sin acondicionamiento en contenedores de acero inoxidable, bidones u otros tipos de envase. 
¿L 
CUADRO m 
VOLÚMENES DE RESIDUOS DE ACTIVIDAn MEDIANA Y DÉBIL EVACUADOS 
ANTES DE 1991 CON MATRIZ DE ACONDiaONAMJENTO Y EL ENVASE 
PAÍS 
Bélgica 
Alemania 
España 
Francia 
Italia 
Países Bajos 
Reino Unido Cantidades de residuos (m3 ) 
Actividad 
débil Actividad 
mediana 
15.000 
96 
42.000 260 
14.300 
(3) 
-
9.9(X) 
464.500 
23 
8.700 
26.000 
775.000 
14.000 Tipo de 
evacuación 
Vertido en el mar (1) 
Vertido en el mar (1) 
Formación geológica profunda 
Formación geológica profunda 
Vertido en el mar (4) 
Evacuación próxima a la 
superficie 
Vertido en el mar (1) 
Vertido en el mar (1) 
Vertido en el mar (1) 
Enterramiento poco profundo 
Enterramiento poco profundo Localización 
Norte del Océano Atlántico 
Norte del Océano Atlántico 
Mina de sal de Asse (2) 
Mina de sal de Morsleben 
Norte del Océano Atlántico 
Centre de la Manche 
Norte del Océano Atlántico 
Norte del Océano Atlántico 
Norte del Océano Atlántico 
Drigg 
Dounreay 
(1) Está en vigor una moratoria para los vertidos en el mar desde 1983 
(2) En servicio entre 1967 y 1978 
(3) Cifras hasta 1990 
(4) Campañas experimentales en 1967 y 1969 
¿J 
CUADRO IV 
POTENCIA NUCLEAR INSTALADA EN LOS ESTADOS MIEMBROS 
DE LA COMUNIDAD EUROPEA 
PAÍS 
Bélgica (1) 
Alemania 
España (2) 
Francia (7) 
Italia (3) 
Países Bajos (4) 
Reino Unido (6) Potencia neta instalada a finales de año (GWe) 
(sólo centrales nucleares en funcionamiento o comprometidas) 
1990 
5,4 
23,6 
7,1 
62,7 
1,1 
0,5 
11,4 1995 
5,4 
23,6 
7,1 
62,2 
0,5 
10,0 2000 
5,4 
23,6 
7,1 
163,3] 
0,5 
9,5 2010 
5,4 
25,0 
17,5 
(5) 
[63,3] 
5,4 2020 
3,6 
26,0 
17,5 
(5) 
[63,3] 
1,2 
(1) El plan general de electricidad se aplica hasta el año 2000; no existen estimaciones más allá 
de este período. 
(2) El programa nuclear actual se extiende hasta el año 2000. Pasado ese término ninguna 
previsión es actualmente disponible. 
(3) 1,1 GWe instalados, pero no en funcionamiento. 
(4) Tiene que revisarse el desarrollo de los programas nucleoeléctricos. 
(5) Ia línea: potencia con las centrales actuales en funcionamiento y con sustitución gradual de 
las centrales antiguas. 
2a línea: ídem, sin sustitución 
(6) Se revisará en 1994. 
(7) Las cifras entre corchetes se dan para una mayor homogeneidad con la cifras correspondientes 
de otros países. 
No tienen en cuenta las centrales en proyecto que figuran en las previsiones del Plan francés 
de la Energía: 63,3 a 66,3 GWe en 2000 - 74,2 a 80,8 en 2010 - 80 a 95 GWe en 2020. 
vf y 
CUADRO V 
PRODUCCIÓN DE RESIDUOS DE ACTIVIDAD DÉBIL. TRATADOS Y ACONDICIONADOS EN VARIOS PAÍSES COMUNITARIOS 
(Centrales en funcionamiento o comprometidas, se parte de los mismos supuestos que en el Cuadro IV, 
se incluyen las instalaciones anexas del ciclo del combustibile y la investigación sobre energía nuclear) 
PAIS 
Bélgica 
Alemania 
(2) 
España 
0) 
Francia 
Italia 
(1) 
Países Bajos 
Reino Unido 
(D 
Dinamarca CANTIDADES DE RESIDUOS ACUMULADAS EN CADA PERIODO (en m3) 
1991-1995 
3.130 
35.000-50.000 
11.000 
160.000 
3.100 
(3.100+0) 
2.400 
137.530 
(104.550+32.980) 
-1996-2000 
4.230 
50.000-71.000 
10.000 
8.500+1.500) 
160.000 
2.700 
(1.900+800) 
2.400 
106.230 
(65.200+41.030) 
-2001-2010 
15.785 
97.000 
(83.000+14.000) 
17.000 
(15.700+1.300) 
300.000 
4.300 
(3.500+800) 
(4) 
256.730 
(77.360+179.370) 
-2011-2020 
15.060 
97.000 
(83.000+14.000) 
40.000 
(14.600+25.400) 
300.000 
7.000 
(500+6.500) 
(4) 
143.330 
(12.830+130.500) 
1.500 
(3) Observaciones 
se incluyen parcialmente 
residuos de mediana actividad y 
residuos alfa 
incluidos residuos de actividad 
mediana 
incluidos residuos de actividad 
mediana 
períodos 90-94, 95-99, etc. 
(1) Se distingue entre los residuos procedentes de las instalaciones en funcionamiento (la cifra) y 
los procedentes del desmantelamiento de instalaciones anticuadas (2a cifra). 
(2) Se da la estimación superior y la inferior. 
(3) Posible desmantelamiento del reactor de investigación DR3. 
(4) Véase la nota 4) del cuadro IV. 
CUADRO VI 
PRODUCCIÓN DE RESIDUOS DE ACTIVIDAD MEDIANA. 
TRATADOS Y ACONDICIONADOS EN VARIOS PAÍSES COMUNITARIOS 
(Centrales eléctricas en funcionamiento o comprometidas -
se parte de los mismos supuestos que en el Cuadro IV) 
PAIS 
Bélgica 
(3) 
Alemania 
España 
Francia 
Italia 
Países Bajos 
Reino Unido 
(3) 
Dinamarca Cantidades de residuos acumuladas en los períodos indicados (m3) 
1991-1995 
2.500 
(2.450+50) 
-
-
-
205 
-
12.240 
(7.240+5.000 
) 
100 1996-2000 
2.754 
(2.704+50) 
-
-
-
120 
250 
11.540 
(6.400+5.140 
) 
5 2001-2010 
6.724 
(6.624+100) 
-
275 
250 
23.010 
(11.560+11.450) 
5 2011-2020 
5.730 
-
-
18.100 
(6.270+11.830 
) 
-Observaciones 
0) 
(D 
(D 
(4) 
(2) 
Períodos: 90-94, 
95-99, etc. 
incluidos los 
residuos alfa 
(1) De acuerdo con las prácticas de gestión que se aplican en este país, estos residuos se contabilizan en otras 
categorías de residuos. 
(2) Residuos procedentes del retratamiento en el extranjero, del combustible quemado originario de las centrales en 
funcionamiento. 
(3) Véase la nota (1) del Cuadro V. 
(4) Residuos procedentes del retratamiento en el extranjero del combustible quemado originario de las centrales 
cerradas. 
SÇ 
CUADRO VII 
PRODUCCIÓN DE RESIDUOS ALFA. 
TRATADOS Y ACONDICIONADOS EN VARIOS PAÍSES COMUNITARIOS 
(Centrales eléctricas en funcionamiento o comprometidas -
se parte de los mismos supuestos que en el Cuadro IV) 
PAIS 
Bélgica 
Alemania 
(3) 
España 
Francia 
Italia 
Países Bajos 
Reino Unido 
(2) Cantidades de residuos acumulados en los períodos indicados (m3) 
1991-1995 
190 
-
-
13.640 
10 
16.350 
(12.000+4.350 
) 1996-2000 
540 
-
-
14.060 
60 
18.620 
(14.230+4.390 
) 2001-2010 
2.890 
-
-
36.110 
70 
20.470 
(11.960+8.500) 2011-2020 
2.430 
40 
36.110 
20 
9.550 
(1.080+8.470) Observaciones 
(4) 
(D 
Períodos: 90-94, 
95-99, ect. 
(1) Incluidos los residuos derivados del retratamiento en el extranjero del combustible quemado. 
(2) Véase la nota (1) del Cuadro V. 
(3) De acuerdo con las prácticas de gestión de residuos que se aplican en este país, estos residuos se contabilizan en 
otras categorías de residuos. 
(4) No se considera que se produzcan cantidades apreciables a partir de la investigación sobre la energía nuclear. 
S 9-
CUADRO VIII 
PRODUCCIÓN DE RESIDUOS DE ACTIVIDAD ELEVADA. 
TRATADOS Y ACONDICIONADOS EN VARIOS PAÍSES COMUNITARIOS 
(Centrales eléctricas en funcionamiento o comprometidas -
se parte de los mismos supuestos que en el Cuadro IV) 
PAIS 
Bélgica 
Alemania 
(2) 
España 
Francia 
Italia 
(4) 
Países Bajos 
0) 
Reino Unido 
(3) Cantidades de residuos acumulados en los períodos indicados (m3) 
1991-1995 
45 
1.310-1.510 
-
510 
10 
-
170 1996-2000 
54 
1.310-1.510 
-
540 
5 
20 
260 2001-2010 
180 
2.620-3.020 
(5) 
-
1.980 
25 
25 
130 2011-2020 
180 
2.620-3.020 
(5) 
36 
2.190 
-
-
-Observaciones 
Períodos: 90-94, 
95-99, ect. 
(1) Residuos procedentes del retratamiento en el extranjero del combustible quemado de las actuales centrales 
nucleares en funcionamiento. 
(2) Se dan la estimación más alta y la más baja. Esta categoría incluye parcialmente residuos de actividad mediana 
y residuos alfa. 
(3) Únicamente residuos procedentes del retratamiento del combustible del Reino Unido. 
(4) Residuos derivados del retratamiento en el extranjero del combustible quemado procedente de centrales cerradas. 
(5) Extrapolación a partir de las cifras que se han dado para el período que termina el año 2000. 
£S 
CUADRO IX 
COMBUSTIBLES QUEMADOS DESCARGADOS EN LOS ESTADOS MIEMBROS 
DE LA COMUNIDAD EUROPEA 
PAÍS 
Bélgica 
Alemania 
España 
Francia 
Italia 
(2) (4) 
Países Bajos 
Reino Unido 
Dinamarca Tipo 
de 
reactor 
(*) 
LWR 
LWR 
LWR 
GGR 
LWR 
GGR 
FBR 
LWR 
GGR 
LWR 
GGR 
AGR 
LWR 
FBR Cantidades de combustibles descargados en los períodos indicados 
(TMMP 1) 
Centrales en funcionamiento y/o comprometidas 
(se parte de los mismos supuestos que en el Cuadro IV) 
hasta finales 
de 1990 
850 
3.865 
975 
445 
6.650 
4.340 
342 
1.353 
75 
0,2 1991-1995 
550 
2.450 
800 
447 
5.120 
1.850 
65 
137 
73 
75 
4.000 
1.100 
0 1996-2000 
550 
2.215 
855 
5.330 
72 
75 
4.000 
1.200 
150 
0 2001-2010 
1.100 
4.500 
4.100 
(6) 
1.510 
10.820 
140 
(5) 
(2) 
2.300 
1.500 
150 
(3) 
0 2011-2020 
770 
5.500 
3.200 
(6) 
1.090 
11.000 
140 
(5) 
(2) 
(3) 
0 
(1) TMMP: Toneladas métricas de metales pesados. 
(2) Véanse las notas (3) y (4) del Cuadro IV. 
(3) Sólo se dispone de datos hasta el 2005. 
(4) Está previsto que la producción de residuos termine en 1991. 
(5) Estos datos se refieren a los reactores en funcionamiento y no prejuzgan posibles decisiones sobre el futuro del 
FBR. 
(6) Primera línea: Centrales eléctricas en funcionamiento, con sustitución gradual de las centrales anticuadas. 
Segunda línea: ídem, sin sustitución. 
(*) LWR: Light Water Reactor (reactor de agua ligera) 
GGR: Gas-Graphite Reactor (reactor gas-grafito) 
AGR: Advanced Gas-cooled Reactor (reactor avanzado refrigerado por gas) 
FBR: Fast Breeder Reactor (reactor reproductor rápido) s'3 
CUADRO X 
ORGANISMOS EJECUTIVOS RESPONSABLES DE LA GESTIÓN TOTAL O PARCIAL DE RESIDUOS RADIACTIVOS 
EN LOS ESTADOS MTFMBROS COMUNITARIOS 
(véase explicación de las siglas en el Anexo) 
PAÍS 
Bélgica 
Dinamarca 
Alemania 
Francia 
España 
Grecia Organismo 
ejecutivo 
ONDRAF/NIRAS 
público 
creado 80/81 Acondicionamiento 
de residuos 
En paralelo con las 
empresas 
industriales Fijación de 
especificaciones 
y criterios de 
calidad 
X Control de 
calidad 
X Estudios de 
emplazamiento, 
diseño, 
construcción y 
gestión de 
centros de 
evacuación 
X Estudios sobre 
estrategias de 
gestión 
X Transporte de 
residuos 
X Almacenamiento 
intermedio fuera 
délas 
instalaciones de 
producción 
X 
El laboratorio nacional RISOE asegura, mediante acuerdo con el Servicio Nacional de Sanidad, 
los servicios de recogida y almacenamiento de residuos radiactivos de hospitales e industrias 
Inspección de instalaciones nucleares 
BfS 
Este organismo 
federal es 
responsable desde 
1976 de la cuestión 
de los residuos 
ANDRA 
pública 
creada el 7.11.79 
ENRESA* 
pública 
creada en 1984 (Responsabilidad 
de la industria) 
(Responsabilidad 
de la industria) 
X 
(en casos y 
circunstancias 
determinados) X 
BfS 
X 
X X 
BfS 
X 
X X 
(La DBE actúa 
en nombre de 
BfS) 
X 
X X 
X 
X Realizado por 
la industria 
previo permiso 
de la BfS 
X 
(parcialmente) 
X Por centrales 
industriales y/o 
federales 
(Landessamme-
stèllen) 
La gestión y el almacenamiento están a cargo de los ministerios correspondientes en cooperación 
con la Comisión de la Energía Atómica y el Centro de Investigación Demokritos 
Incluido el combustible quemado 
Función desempeñada por el Organismo Ejecutivo 
0' 
CUADRO X (continuación) 
PAÍS 
Italia 
Irlanda 
Países Bajos 
Reino Unido 
Portugal Organismo 
ejecutivo 
NUCLECO (1) 
semipública 
creada en 1981 Acondicionamiento 
de residuos 
Productores de 
residuos 
(ENEA & ENEL) 
y NUCLECO Fijación de 
especificaciones 
y criterios de 
calidad 
ENEA-DISP 
(Dirección de 
Seguridad 
Nuclear y 
Protección 
contra las 
radiaciones) Control de 
calidad 
ENEA-
DISP Estudios de 
emplazamento, 
diseño, 
construcción y 
gestión de 
contros de 
evacuación 
Gestión de 
instalaciones Estudios sobre 
estrategias de 
gestión 
ENEA Transporte de 
residuos 
Empresa 
comerciales 
(bajo control 
de ENEA-
DISP) Almacenamiento 
intermedio fuera 
délas 
instalaciones de 
producción 
X 
(para residuos de 
actividad 
médicas, 
industriales y de 
investigación) 
La Nuclear Energy Board es responsable de la reglamentación relativa al almacenamiento y la evacuación de residuos radiactivos producidos por la industria, 
los laboratorios de investigación y los hospitales con arreglo a la ley denominada Statutory Instrument 166/1977. 
COVRA 
privada 
creada en 
Die. 1982) 
UK NIREX Ltd. 
creada en julio 
de 1982* X 
(2) 
Productores de 
residuos X 
X 
(3) X 
X 
(3) X 
(3) Productores de 
residuos X 
(2) 
Empresas 
nucleares X 
(4) 
BNFUAEA 
NE, SN 
La recogida, envasado y almacenamiento de residuos radiactivos procedentes de laboratorios de investigación, hospitales e industrias, corre a cargo del 
Deaprtamento de Protección Radiológica Y Seguridad del Laboratorio Nacional de Engenharia e Tecnología Industrial (LNETI) de Sacávem. Los organismos 
nacionales competentes son la Dirección General de Asistencia Sanitaria Primaria del Ministerio de Sanidad (Decreto n° 348/89 de 12 de octubre de 1989) y 
la Oficina de Protección y Seguridad Nuclear del Ministerio del Medio Ambiente (Decreto-ley n° 425/91 de 30 de octubre de 1991). 
(1) 
(2) 
(3) 
(4) 
X 
0> Trasformada en sociedad con responsibilidad limitada propriedad en su totalidad del Gobierno en 1985. 
Sólo el caso de almacenamiento de residuos de actividad mediana y débil (empresa dedicada al acondicionamiento de residuos) 
En el caso de almacenamiento intermedio de residuos de actividad mediana y débil. 
Únicamente en el caso de residuos de actividad mediana y débil y de residuos alfa. 
Se están construyendo nuevas instalaciones para almacenamiento intermedio y tratamiento de residuos de actiividad mediana y baja, 
que deberán estar terminadas en 1991 y 1992, respectivamente. 
Función desempeñada por el Organismo Ejecutivo. 
CUADRO XI 
GASTO ANUAL EN I&D SOBRE RESIDUOS RADIACTIVOS 
(en millones de ECUS) 
PAÍS 19871 1990 
BÉLGICA 9,5 11 
DINAMARCA 0,6 0,3 
FRANCIA 48* 85 
ALEMANIA 55 57 
GRECIA 0,1 0,1 
IRLANDA 0 0 
ITALIA 10 5 
LUXEMBURGO 0 0 
PAÍSES BAJOS 4,3 3,6 
PORTUGAL 0,1 0,1 
ESPAÑA 4,5 7,5 
REINO UNIDO 56 63 
CC.E. 15 20 
*) sólo CEA 
1 Réf.: El ciclo del combustible nuclear: revisión de las políticas de I&D de los estados miembros de la 
Comunidad Europea - EUR 12380 (1987) 
GL 
CUADRO xn 
SUPERCOMPACTADORES EN LOS ESTADOS MIEMBROS COMUNITARIOS 
(en funcionamiento o comprometidos) 
País y 
localización 
FRANCIA 
Deposito de residuos 
Centre de l'Aube 
Instalaciones de retratamiento 
La Hague AD2 
Central nuclear 
Bugey 
ALEMANIA 
Central nuclear 
Brunsbuttel 
Centro de investigaciones 
Karlstein y Karlsruhe 
Gesellschaft für Nukleare Service, 
Essen, varios 
ITALIA 
Centro de investig./tratamiento de 
residuos 
Casaccia 
Nucleco, varios 
PAÍSES BAJOS 
Centro de investig./tratamiento de 
residuos 
Petten 
ESPAÑA 
Varios 
REINO UNIDO 
Drigg 
Dounreay 
BÉLGICA Tipo 
Fijo 
Fijo 
Fijo 
Móvil 
Fijo 
Móvil 
Fijo 
Móvil 
Fijo 
Móvil 
Fijo 
Móvil 
Móvil 
Fijo Capacidad 
máxima 
1000T 
1500T 
2000T 
2000T 
1500T 
1500T 
1500T 
2000T 
1500T 
1200T 
2000T 
En servicio 
en 1995 Tipos de 
residuos* 
RAD varios 
RAD varios 
RAD varios 
(bidones 180 1) 
RAD varios 
(bidones 180 1) 
RAD varios 
(bidones 220 1) 
RAD varios 
RAD varios 
(bidones 220 1) 
RAD varios 
(bidones 100 1) 
RAD varios 
RAD varios 
RAD varios 
RAD varios Reducción 
de volumen1 
2-5 
2-16 
3-4 
3-10 
3-10 
3-6 
3-6 
5-10 
3-6 
5-10 
-
*) RAD: residuos de actividad débil 
^3 
Según la forma física de los residuos. Los valores inferiores corresponden al material ya previamente compactado. 
CUADRO xm 
INCINERADORES A GRAN ESCALA EN LOS ESTADOS MIEMBROS COMUNITARIOS* 
(en funcionamiento o comprometidos) 
PAÍS Y 
LOCALIZACIÓN 
BÉLGICA 
Mol 
Mol 
FRANCIA 
Marcoule 
Fontenay-aux-Roses 
Pierrelatte 
Cadarache 
Cadarache 
Grenoble 
ALEMANIA 
Karlsruhe 
Karlsruhe 
Karlsruhe 
Jülich 
Jülich 
ESPAÑA 
El Cabril 
REINO UNIDO 
Hinkley Point and 
Weylfa 
Harwell 
Dounreay SITUACIÓN 
en funcionamiento 
sustituirá al anterior 
Comprometido 
en funcionamiento 
« 
H 
H 
H 
en funcionamiento 
H 
« 
H 
ii 
Comprometido 
en funcionamiento 
ii 
H FLUJO DE 
RESIDUOS 
Residuos sólidos y pequeñas 
cantidades de líquidos de baja 
actividad beta-gamma 
ídem + cantidades limitadas 
de residuos alfa de muy baja 
actividad 
Varios sólidos 
Restos de animales 
Aceites y disolventes 
Disolventes usados 
Sólidos contaminados de Pu 
Productos orgánicos 
Sólidos alfa 
Varios sólidos (beta-gamma) 
Líquidos 
Residuos líquidos de 
actividad débil 
Residuos sólidos de 
actividad débil 
Residuos de actividad débil, 
principalmente orgánicos y 
biológicos 
Varios sólidos 
Aceites contaminadas 
Residuos sólidos de baja 
actividad 
Principalmente sólidos CAPACIDAD 
PREVISTA 
80kg/h 
80kg/h 
80kg/h 
50kg/h 
70kg/h 
30kg/h 
30kg/h 
15kg/h 
50-60 kg/h 
50kg/h 
50 kg/h 
20 kg/h 
50 kg/h 
50 kg/h 
75 kg/h 
20/30 kg/h 
136 kg/h 
3000 m3/y 
*) RAD: residuos de actividad débil 
ÉTV 
CUADRO XIV 
ALMACENAMIENTO INTERMEDIO DE PAQUETES DE RESIDUOS RADIACTIVOS DE ACIIVIDAn MFDTANA Y DÉBIL EN LA CE. 
& PAÍS 
ESPAÑA 
PAÍSES BAJOS 
BÉLGICA 
REINO UNIDO 
FRANCIA 
ALEMANIA 
ITALIA 
PORTUGAL 
GRECIA 
DINAMARCA En la instalación productora 
sí 
sí 
(provisional) 
no 
sí 
sí 
sí 
sí 
no 
no 
no Instalación centralizada 
sí 
sí 
sí 
no 
sí 
(para residuos de baja 
actividad de pequeños 
productores) 
sí 
(instalaciones de Gorleben y 
Mitterteich) 
no 
sí 
sí 
sí Observaciones | 
La instalación de El Cabril recibirá gradualmente paquetes de 
residuos almacenados todavía en las instalaciones productoras 
La instalación de almacenamiento intermedio de Borsele está 
equipada para recibir también residuos de reactores y del 
reprocesado 
Todas las clases de residuos generados en Bélgica se almacenan 
en Mol/Desssel. Está prevista para finales de 1993 la 
terminación de una ampliación de los edificios destinada a 
almacenar residuos del reprocesado 
El almacenamiento intermedio sólo afecta a los tipos de 
residuos que no cumplen los criterios de evacuación del 
enterramiento próximo a la superficie de Drigg 
Al igual que en el Reino Unido, el almacenamiento intermedio 
sólo afecta a los tipos de residuos que no pueden depositarse 
en un enterramiento próximo a la superficie ("Centre de la 
Manche" y "centre de l'Aube) 
En el momento en que se disponga de una instalación de 
evacuación para residuos de actividad mediana y baja sólo se 
explotarán instalaciones centralizadas de almacenamiento 
intermedio 
CUADRO XV 
ALMACENAMIENTO INTERMEDIO DE RESIDUOS VITRIFICADOS 
DE ACTIVIDAD ELEVADA EN LA COMUNIDAD EUROPEA 
PAÍS 
FRANCIA 
REINO UNIDO 
BÉLGICA 
PAÍSES BAJOS 
REPÚBLICA 
FEDERAL DE 
ALEMANIA 
ESPAÑA 
ITALIA Instalaciones (capacidad 
disponible en m3) 
Marcoule 440 
160 
La Hague 900 
720 
Sellafield 1.200 
Dessel 
1) Eurochemic 250 
2) La Hague 75 
Borsele 60 
Gorleben se tiene que definir 
0) 
(3) Duración del 
almacenamiento 
intermedio 
30 años 
30 años 
al menos 50 años 
al menos 30 años 
al menos 50 años 
100 años 
al menos 15-20 
años 
40 años 
-Fecha de entrada 
en servicio 
1978 
1996 
junio 1989 
1996 
febrero 1991 
1986 
1993 
2000 
sin definir todavía 
(2) 
1994 
(1) Se definirá a finales de siglo 
(2) Los residuos vitrificados procedentes de operaciones de retratamiento en el extranjero serán devueltos a España 
después del año 2010. 
(3) Los residuos vitrificados de ENEL se almacenarán probablemente en una central eléctrica clausurada. 
£ £ 
CUADRO XVI 
CAPACIDAD DE ALMACENAMIENTO DE COMBUSTIBLE QUEMADO 
(en toneladas de metal pesado) 
PAÍS 
BÉLGICA 
REPÚBLICA 
FEDERAL DE 
ALEMANIA 
ESPAÑA 
(3) 
FRANCIA 
(5) 
ITALIA 
PAÍSES BAJOS 
REINO UNIDO Año 
1990 
1.350 
3.000 
(4) 
1.950 
13.000 
590 
0 
8.300 1995 
1.350 
3.000 
(4) 
4.030 
20.400 
590 
0 
8.300 
(2) 2000 
1.350 
(1) 
3.000 
(4) 
4.170 
21.000 
580 
0 
8.300 
(2) 
(1) Se está estudiando una posible ampliación de capacidad 
(2) A partir de esta fecha, se ampliará la capacidad según las necesidades 
(3) Se dispone de más capacidad de descaraga del núcleo 
(4) Fuera del emplazamiento del reactor 
(5) Incluidos los cientros de retratamiento y las centrales nucleares eléctricas 
<^ 

ISSN 0257-9545 
COM (93) 88 final 
DOCUMENTOS 
ES 15 
N° de catálogo : CB-CO-93-109-ES-C 
ISBN 92-77-53526-1 
Oficina de Publicatíones Oficiales de las Comunidades Europeas 
Lr2985 Luxemburgo 
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