Uno de los principales objetivos del CIEMAT es ofrecer apoyo científico-técnico a la toma de decisiones actuales y futuras en España, mediante la participación en proyectos de I+D tanto nacionales como internacionales. En este sentido, la Unidad de Residuos de Alta Actividad (URRAA/HLWU) lleva trabajando más de veinte años para conseguir una adecuada gestión del Combustible Nuclear Gastado (del inglés Spent Nuclear Fuel, SNF), buscando la sostenibilidad y aceptación social del ciclo del combustible nuclear, en colaboración con ENRESA, y ha aportado información útil sobre la gestión de los residuos generados. En los últimos años, los mayores esfuerzos de la URRAA se han centrado en la caracterización físico-química de residuos radiactivos y la innovación en el campo de nuevos tipos de combustibles. Además, el grupo de investigación dispone de instalaciones únicas en España para manipular y analizar material nuclear (Instalaciones Radiactivas IR-30 e IR-35, ésta última en proceso de licenciamiento) que valoriza las singulares instalaciones experimentales del CIEMAT. Por otra parte, los laboratorios convencionales (denominados también como laboratorios “fríos”) están disponibles para técnicas de caracterización de superficies sin isótopos radiactivos o material radiactivo “exento”, ensayos de disolución y fabricación, así como para la síntesis, purificación y análisis en frío de ligandos orgánicos incluidos en todos los procesos de separación de radionúclidos.
Foto del equipo que forma la Unidad de Residuos Radiactivos de Alta Actividad (URRAA).
Actualmente, las principales áreas científico-técnicas de la URRAA incluyen las siguientes líneas de investigación:
Fabricación, conversión y caracterización de combustible nuclear
Fabricación y caracterización de combustibles avanzados, combustibles de alta densidad, combustibles irradiados y análogos de combustibles irradiados. Desarrollo de procesos innovadores y métodos de preparación de materiales ATF y blancos de transmutación cerámica.
Evolución a corto y largo plazo de residuos radiactivos de alta actividad procedentes de centrales nucleares en diferentes condiciones de almacenamiento (ATI/ATD/ATC y AGP)
Caracterización del combustible nuclear irradiado y los residuos de alta actividad y su estabilidad en condiciones de almacenamiento temporal o en repositorio, centrándose en su alteración y posible liberación posterior de radionucleidos. Comportamiento y seguridad de los SNF en los reactores actuales o de seguridad mejorada (ATF) durante el transporte, almacenamiento en seco o disposición final.
Desarrollo de procesos de separación de radionucleidos aplicados a los ciclos avanzados del combustible nuclear
Investigación y optimización de nuevos procesos de extracción líquido-líquido para el reciclaje de actínidos minoritarios (AM) de vida larga en dos escenarios: un reciclado heterogéneo (Am/Cm) para obtener combustibles con un alto contenido en actínidos (An) o la recuperación de todos los An en su conjunto (Pu, Am, Cm, Np) para un reciclado homogéneo manteniendo un bajo porcentaje de An (UO2-An). Estudiando el comportamiento a largo plazo de los nuevos sistemas de extracción y los requisitos de seguridad en la industria, así como la optimización de los sistemas de conversión.