Material de matriz a base de grafito y aglutinantes inorgánicos adecuado para el almacenamiento definitivo de residuos radiactivos, procedimiento para su preparación, su elaboración y uso.

Un material de matriz para el almacenamiento intermedio y/o definitivo seguro de residuos radiactivos,

adecuado para el encapsulamiento de residuos radiactivos, caracterizado por que el material de matriz comprende grafito y al menos un aglutinante inorgánico seleccionado de vidrios, aluminosilicatos, silicatos y boratos, en donde el material de matriz comprende de 60% en peso a 90% en peso de grafito y de 10% en peso a 40% en peso de aglutinante inorgánico y en donde la densidad del material de matriz alcanza al menos 97% del valor de la densidad teórica.

Material de matriz a base de grafito y aglutinantes inorgánicos adecuado para el almacenamiento definitivo de residuos radiactivos, procedimiento para su preparación, su elaboración y uso La presente invención se refiere a un material de matriz que, en virtud de su especial naturaleza, es adecuado para el almacenamiento definitivo seguro de residuos radiactivos. La invención también se refiere a un procedimiento para preparar y elaborar tales materiales de matriz, así como a su uso.

Los residuos radiactivos pueden ser, por ejemplo, elementos combustibles (EC) gastados procedentes de centrales nucleares y los residuos resultantes del reprocesamiento, así como también sustancias radiactivas que se generan durante el desmantelamiento de instalaciones nucleares o bien durante la manipulación de sustancias radiactivas en la ingeniería nuclear, la medicina y la industria, y ya no pueden ser utilizadas.

En el tratamiento de elementos combustibles gastados, por ejemplo de un reactor nuclear de agua ligera (LWR, por sus siglas en inglés) o de un reactor de agua pesada (HWR) con una potencia de 1.000 MWe, se producen anualmente alrededor de 750 kg de residuos radiactivos de alta actividad. Después del tratamiento, los residuos se encuentran en forma líquida y preferiblemente se convierten por calcinación en una forma sólida. Además, los calores de desintegración (en inglés, "decay heat") y los períodos de semidesintegración ("half-life periods") de los productos de escisión correspondientes difieren entre sí en varias potencias de 10.

Para el acondicionamiento y almacenamiento de residuos radiactivos, por ejemplo procedentes del funcionamiento de centrales nucleares o centros de investigación, se han desarrollado una serie de procedimientos que en la actualidad se aplican de diversas formas. El acondicionamiento de residuos radiactivos significa que los residuos radiactivos son transformados a una forma adecuada para el almacenamiento definitivo. Existen diversos procedimientos para envasar de forma segura los residuos radiactivos con insignificante generación de calor y cumplir con los requisitos del almacenamiento definitivo. Por ejemplo, se pueden transformar los residuos radiactivos en las denominadas partículas revestidas (en inglés, "coated particles") o perlas de vidrio a base de vidrio de borosilicato. Sin embargo, estos residuos radiactivos acondicionados todavía deben ser almacenados de manera definitiva en condiciones de seguridad de modo que, por ejemplo, no se puedan liberar radionúclidos a la biosfera por lixiviación y migración.

El procedimiento de la técnica de vitrificación se utiliza preferiblemente para residuos altamente radiactivos después de un reprocesamiento de barras de combustible gastadas. Según el estado actual de la técnica, esta mezcla de vidrio y residuo se introduce en recipientes metálicos especiales y se prepara para el almacenamiento a largo plazo.

Además, también se introducen sin reprocesamiento elementos combustibles gastados en recipientes metálicos especiales para el almacenamiento a largo plazo.

La problemática de estos recipientes radica sobre todo en el hecho de que todos los materiales metálicos conocidos hasta la fecha tienen una resistencia a la corrosión esperada de 10.000 años como máximo, y por tanto no se da un encapsulamiento seguro de los residuos radiactivos. Se sabe que los productos de fisión tienen tiempos de semidesintegración considerablemente más largos que la supervivencia de los materiales disponibles hasta la fecha. Existen además influencias, tales como fluctuaciones del valor de pH, que conducen a una corrosión del material del recipiente y por lo tanto a la lixiviación del contenedor de residuos, lo que representa un riesgo considerable de escape de productos de fisión radiactivos. No se cumplen, por tanto, los requisitos de un almacenamiento definitivo seguro.

No se ha previsto hasta la fecha el uso de materiales no metálicos como recipientes debido a diversos factores tales como, por ejemplo, insuficiente resistencia a la corrosión y la lixiviación, insuficiente consistencia, excesiva porosidad.

Los materiales de grafito y aglutinantes orgánicos también presentan inconvenientes. Los aglutinantes aseguran que los componentes individuales estén unidos entre sí durante el proceso de preparación. Sin embargo, los aglutinantes introducidos deben ser a continuación eliminados de los materiales, ya que, de lo contrario, su permanencia afecta negativamente a las propiedades del producto preparado, puesto que el aglutinante orgánico se ve afectado por la radiación radiactiva y se descompone parcialmente en componentes gaseosos, que después escapan del material. Estos productos de descomposición gaseosos son en parte inflamables, y por tanto representan un riesgo potencial para el almacenamiento definitivo. Se originan además poros, que son indeseables ya que deterioran considerablemente la resistencia del producto a la corrosión y la lixiviación.

La patente DE 29 17437 C2 de 1979 describe un procedimiento para la inclusión de residuos radiactivos y tóxicos sólidos en una matriz de grafito a base de grafito natural con azufre o un sulfuro metálico como aglutinante, mencionándose como aglutinante exclusivamente sulfuro de níquel.

El documento abierto a inspección pública (Offenlegunsschrift) DE 31 44754 A1 de 1983 describe la preparación de un cuerpo moldeado de grafito y un aglutinante inorgánico para el encapsulamiento de manera segura a largo plazo de residuos radiactivos. Este documento se refiere esencialmente a la preparación de un cuerpo moldeado a base

de tal mezcla de materiales, estando limitado aquí el aglutinante a sulfuros metálicos, esencialmente sulfuros de níquel. Representa una desventaja en comparación con la presente invención el que el sulfuro de níquel es en efecto difícilmente soluble en agua, pero su solubilidad aumenta en gran medida en medios ácidos, lo que pone en cuestión su idoneidad como masa de encapsulamiento apropiada para el almacenamiento definitivo.

La patente DE 31 44755 C2 de 1984 describe un cuerpo moldeado de grafito y sulfuro de níquel para la inclusión de barras de combustible nuclear gastadas y un procedimiento para prepararlo.

Esto rige también para materiales que comprenden grafito y aglutinante. En la publicación de M. Hrovat et al. "Highly Dense Graphite Matrix: New Materials of the Conditioning of Radioactive Waste", Nuclear Technology, volumen 61, junio de 1983, páginas 460-464, se describe la inclusión de un HLW (residuo de alto nivel de actividad, por sus siglas en inglés) simulado, en una matriz de grafito- (sulfuro de níquel) . El inconveniente de una matriz de grafito- (sulfuro de níquel) es en particular la estabilidad dependiente del pH del material. El valor de corrosión correspondiente, medido en salmuera saturada con HCl 0, 1 M a temperatura ambiente, es superior en más de una potencia de diez al valor medido a 100 º C sin adición de HCl.

El documento abierto a inspección pública (Offenlegunsschrift) DE 31 44764 A1 de 1981 describe un cuerpo moldeado para el encapsulamiento de residuos radiactivos y su preparación utilizando sulfuro de níquel en forma de Ni3S2 como aglutinante para grafito.

La patente DE 32 37163 C2 de 1982 describe un material de construcción a base de 20 -80% en peso de sulfuro metálico y carbono para uso en la preparación de elementos constructivos con buenas propiedades de deslizamiento.

El documento US 4, 274, 976 describe un procedimiento para incluir residuo radiactivo en una estructura cristalina a base de óxidos que, en virtud de sus espaciados reticulares, deben asegurar una desmovilización del residuo. Aquí resultó ser extremadamente difícil la compactación del material para proporcionar cuerpos moldeados de la densidad requerida.

El documento US 3, 624, 005 del año 1962 describe un material de grafito y vidrio que se utiliza para fabricar escobillas para motores eléctricos y cojinetes de grafito. Son contenidos esenciales de esta invención, además de las ya mencionadas aplicaciones de este material, su facilidad de elaboración y aptitud para el pulido, así como la buena resistencia al desgaste y bajo valor de fricción mostrados. Estas son todas características que no tienen ninguna relevancia para la presente invención. Debido a la porosidad con contenidos de grafito por encima de 60% en peso, el material aquí descrito no proporciona protección suficiente contra la penetración de fases acuosas.

Uno de los requisitos más importantes para poder almacenar de manera definitiva el residuo radiactivo, por ejemplo el residuo altamente radiactivo (HLW) , es la inclusión segura del residuo a lo largo de períodos de... [Seguir leyendo]

1. Un material de matriz para el almacenamiento intermedio y/o definitivo seguro de residuos radiactivos, adecuado para el encapsulamiento de residuos radiactivos, caracterizado por que el material de matriz comprende grafito y al menos un aglutinante inorgánico seleccionado de vidrios, aluminosilicatos, silicatos y boratos, en donde el material de matriz comprende de 60% en peso a 90% en peso de grafito y de 10% en peso a 40% en peso de aglutinante inorgánico y en donde la densidad del material de matriz alcanza al menos 97% del valor de la densidad teórica.

2. El material de matriz según la reivindicación 1, en donde el aglutinante inorgánico es un vidrio.

3. El material de matriz según la reivindicación 2, en donde el vidrio es vidrio de borosilicato.

4. El material de matriz según una o varias de las reivindicaciones precedentes, en donde la fracción del aglutinante 10 inorgánico asciende a 10 a 30% en peso, referido a la totalidad del material de matriz.

5. El material de matriz según una o varias de las reivindicaciones precedentes, en donde la fracción del aglutinante inorgánico asciende a 15 a 25% en peso, referido a la totalidad del material de matriz.

6. El material de matriz según una o varias de las reivindicaciones precedentes, en donde el aglutinante inorgánico en estado reblandecido o fundido es un material que moja el grafito.

7. Un material de matriz según una o varias de las reivindicaciones precedentes, en donde el grafito es grafito natural o grafito sintético, o una mezcla de los dos componentes.

8. El material de matriz según una o varias de las reivindicaciones precedentes, en donde la mezcla de grafito se compone de 20 a 100% en peso de grafito natural y de 0 a 80% en peso de grafito sintético.

9. El material de matriz según una o varias de las reivindicaciones precedentes, en donde la mezcla de grafito se 20 compone de 60 a 100% en peso de grafito natural y de 0 a 40% en peso de grafito sintético.

10. El material de matriz según una o varias de las reivindicaciones precedentes, en donde el grafito comprende grafito no irradiado, irradiado y contaminado radiactivamente.

11. El material de matriz según una o varias de las reivindicaciones precedentes, en donde al material de matriz se le añade adicionalmente un coadyuvante de prensado.

12. El material de matriz según una o varias de las reivindicaciones precedentes, en donde al material de matriz se le añade adicionalmente carbón y/o grafito en forma de fibras.

13. Uso de un material de matriz según una o varias de las reivindicaciones precedentes, para preparar cuerpos moldeados sólidos.