ASTRONÓMICA

Conferencia de la Astronómica de Sabadell. Joan Carles Carles, 18 de febrero de 2026.

Recordáis que en 2024 impartimos una charla divulgativa sobre el incendio y el posterior accidente que sucedió a la central nuclear de Vandellós 1. Como consecuencia de aquel incendio, en 1990, prácticamente seis meses después de que se produjera, se decretó su cierre.

En la charla de hoy intentaremos explicar qué ha pasado desde el año 1990, momento en que se procedió al cierre oficial de la central, hasta la actualidad, en cuanto a su desmantelamiento.

Este proceso empezó con la fase 1 de desmantelamiento, que se desarrolló desde el año 1989 —momento en que se produjo el incendio— hasta el año 1998, prácticamente diez años después, bajo la responsabilidad del antiguo explotador de la central, la compañía IFRENSA.

El año 1998, cuando finaliza esta primera fase, entra en juego ENRESA (Empresa Nacional de Residuos Radiactivos), que asume la responsabilidad del desmantelamiento y de la gestión de los residuos radiactivos. Durante cinco años, del 1998 al 2003, se ejecutó la fase 2 del desmantelamiento, que posteriormente explicaremos con más detalle.

A partir del año 2003 y hasta aproximadamente en 2030, nos situamos en el que denominamos el periodo pasado-presente, o periodo de latencia. Durante todos estos años, la central ha sido sometida a vigilancia, pero no se han llevado a cabo actividades propiamente dichas de desmantelamiento.

También analizaremos los posibles escenarios de futuro para iniciar la fase 3 del desmantelamiento, que correspondería a la liberación completo del emplazamiento donde se ubicó la central. En este sentido, haremos un repaso de que se ha hecho en otras centrales de primera generación.

Concretamente, hablaremos de dos centrales del Estado español —José Cabrera y Garoña—, de una central francesa —Saint-Laurent-des-Eaux, que fue la central de referencia de Vandellós Y—, y de una central norteamericana, la Fort St. Vrain Nuclear Power Plant, en el estado de Colorado.

Actualmente, al emplazamiento hay un pequeño centro interpretativo donde se exponen varias maquetas que explican visualmente todo aquello que iré desarrollando a lo largo de la charla de hoy. Esta primera maqueta (figura 1) muestra como era el emplazamiento de la central justo antes de su cierre: destacaba el edificio principal del reactor, la parte exterior donde se encontraban las turbinas —donde se produjo el incendio—, el edificio eléctrico y los talleres, el edificio del combustible gastado, donde se llevaba el combustible una vez extraída del reactor para almacenarlo a las piscinas, y la zona de los silos de grafito, que veremos que han tenido una importancia clave en el proceso de desmantelamiento.

Figura 1. Maqueta de la central nuclear de Ascó 1

También había otros edificios: los edificios administrativos, la central auxiliar, la estación de bombeo, la estación de tratamiento de efluentes líquidos radiactivos, varios depósitos de agua desmineralizada, diferentes naves de talleres y el servicio de protección radiológica. Esta era la configuración existente en el momento del cierre de la central.
La situación actual, representada en esta maqueta (figura 2) muestra que el cajón del reactor ha quedado reducido en este único edificio. Toda la estructura exterior anterior, mucho más grande y voluminosa, fue desmantelada y sustituida por un nuevo edificio de protección contra la intemperie, dentro del cual se mantiene el núcleo del reactor.

Figura 2. Maqueta de los edificios actuales de Vandellós 1

Todos los edificios administrativos fueron derrocados, así como la estación de tratamiento de efluentes radiactivos y la central auxiliar. Se conservó el edificio de la central de bombeo de agua, pero actualmente ya no contiene ningún componente mecánico. En cuanto a los silos, esta maqueta no les representa correctamente, puesto que todavía existen físicamente, pero su interior ya no contiene las camisas de grafito, que fueron evacuadas y transportadas en contenedores específicos.

Fase 1 del desmantelamiento

 En cuanto a la fase 1 del desmantelamiento, esta fue responsabilidad del mismo explotador, la empresa IFRENSA, de acuerdo con el que establecía la orden ministerial de cierre de la central. Esta orden exigía la adecuación de toda la documentación existente, la preparación de un plan de retirada del combustible, un plan de retirada de productos tóxicos y peligrosos, y un plan de tratamiento de los residuos generados durante la explotación de la central que todavía se encontraban en el interior.

Por parte de IFRENSA, los trabajos de preparación se inician el septiembre de 1990, así como el proceso que culminaría con el traspaso de la gestión a ENRESA en 1998.

Entre los años 1990 y 1998 se trabajó intensamente en la documentación reglamentaria, definiendo las nuevas especificaciones técnicas de funcionamiento en situación de parada definitiva. Hay que tener en cuenta que, durante los primeros años, el combustible todavía se encontraba dentro del reactor, hecho que exigía unos requisitos estrictos de refrigeración para evitar daños graves o una posible fusión de los elementos combustibles.

También se definió el tratamiento del grafito y la manera como se tenía que almacenar de forma segura. Se definió como se tenía que hacer el aislamiento de todas las cañerías de entrada y salida del reactor. Este elemento, que veremos posteriormente, el cajón del reactor, es muy grande, enorme: una estructura de hormigón gigantesca que se tenía que aislar completamente para que, durante el periodo de latencia, todo el que quedaba en el interior se mantuviera en condiciones de almacenamiento con el máximo nivel de seguridad.

También se procedió al desmontaje de la estructura exterior del cajón del reactor, aquella estructura tan voluminosa, así como al desmontaje de la máquina de recarga situada a la parte superior, que se utilizaba para la descarga del combustible.

Este tipo de centrales de grafito-gas son estructuralmente muy diferentes de las centrales que actualmente están en funcionamiento, que son las de agua a presión y las de agua en ebullición. Por este motivo, hay que destacar todas estas singularidades, que de alguna manera influyeron tanto en la descarga del combustible como en el desmantelamiento de la central. La primera singularidad es la dimensión del cajón del reactor y de los componentes que hay en el interior.

El cajón del reactor es una estructura de hormigón armado de casi 50 metros de altura, con unos 38 metros de diámetro y unos grosores que oscilan entre los 4,75 y los 6 metros. En el interior hay un acopio de grafito con estructuras hexagonales que, junto con el combustible ubicado en los canales de combustible que atraviesan este acopio, constituyen un total aproximado de 3.000 toneladas en el interior del reactor en el momento inicial del desmantelamiento.

Los canales de combustible eran 3.072, con un diámetro de unos 145 milímetros, una altura de 10 metros y contenían 15 elementos combustibles cada uno. Posteriormente, veremos una imagen de cómo eran estos elementos.

En cuanto a las características del combustible, aquí se representa como era una barra de combustible nuclear de uranio natural. Esta barra estaba situada en el interior de una camisa de grafito. La camisa de grafito era, básicamente, una estructura que permitía a la máquina de carga y descarga coger el elemento, extraerlo, separar la parte del elemento combustible que había en el interior y llevar este combustible a la piscina de combustible gastado. La camisa de grafito, una vez separada, se transportaba hasta los silos y se depositaba.

Por el interior de la camisa era por donde circulaba el CO₂, que refrigeraba el elemento combustible. El combustible, de uranio natural, estaba situado en el interior de una vaina de magnesio, y adentro había el uranio natural y una alma, o núcleo, de grafito.

En el momento inicial del desmantelamiento había en el interior del reactor un total de 43.628 elementos combustibles. Por lo tanto, fue necesario preparar un plan de descarga específico, puesto que estos elementos no se podían extraer de manera aleatoria. Había que seguir una secuencia adecuada para evitar incidentes de reactividad con el combustible que quedaba dentro del reactor y también para evitar problemas de refrigeración.

Si, por ejemplo, se hubieran extraído todos los 15 elementos combustibles de un mismo canal, la refrigeración existente en aquel momento habría podido provocar un bypass del flujo refrigerante, dejando otros canales con combustible sin el caudal necesario para garantizar una refrigeración adecuada. Los elementos combustibles continúan emitiendo calor —cada vez menos, pero de manera persistente—, y por tanto había que garantizar la evacuación constante de este calor residual durante todas las tareas de descarga del combustible y de desmantelamiento.

En el momento inicial, la cantidad de grafito presente al reactor, sumando las camisas y el grafito que se había ido depositando a los silos durante la vida operativa de la central, era de 187.351 camisas, más dos elementos adicionales: dos elementos combustibles que estaban depositados a los silos a causa de un incidente ocurrido al inicio de la explotación de la central. En aquel momento, durante el proceso de descamisat de los elementos combustibles, la retirada de la camisa no se hizo correctamente y, por error, se depositaron dos elementos combustibles enteros a los silos. Esto, como veremos más adelante, complicó considerablemente todo el procedimiento de vaciado de estos silos de grafito.

El total de residuos almacenados a los silos era de 1.128 toneladas, formadas principalmente por camisas de grafito y cilindros de grafito. Estos cilindros se habían utilizado en configuraciones iniciales del reactor para allanar los flujos neutrònics, actuando como elementos absorbentes. Además, también había los dos elementos combustibles mencionados y otros bidones depositados a lo largo de la operación.

También hay que destacar la presencia de la máquina de carga de combustible, la DPM, situada a la parte superior del edificio del reactor, así como el edificio de combustible y piscinas. Este edificio de combustible era un edificio puente que conectaba la máquina de descarga con las piscinas: los elementos descargados bajaban por este edificio y se depositaban a las piscinas de combustible gastado.

Como elementos singulares del conjunto, hay que remarcar la enorme estructura exterior de protección atmosférica del reactor. Otra singularidad importante del desmantelamiento fue el acondicionamiento de las resinas y zeolitas presentes a la estación de tratamiento de residuos y de efluentes líquidos utilizados durante la operación de la central.

Estas son algunas de las singularidades principales que después explicaremos con más detalle, describiendo como se fueron gestionando a lo largo del proceso de desmantelamiento.

La primera parte del desmantelamiento consistió a extraer todos los elementos combustibles que había dentro del núcleo del reactor y evacuarlos, en primer lugar, hacia las piscinas de la misma central y, posteriormente, transportarlos hasta la planta de reprocesamiento situada en Francia para hacer el tratamiento del combustible.

Los elementos combustibles de este tipo de central presentaban una limitación importante que no tienen, por ejemplo, los elementos combustibles de las centrales de agua a presión. A causa del tipo de vaina que incorporaban, el tiempo máximo recomendado de permanencia en agua era de dos años. Además, no se podían transportar en seco, como se hace habitualmente con los elementos combustibles de los reactores de agua a presión, mediante contenedores tipos dry cask.

Por este motivo, los elementos se tenían que evacuar necesariamente a las piscinas y, desde allí, transportarlos en Francia. Durante todo el periodo de manipulación del combustible, estos elementos no podían permanecer más de dos años sumergidos en agua. Esto obligó a planificar con mucho de detalle todo el proceso de vaciado del reactor para evitar que el combustible superara este límite temporal dentro de las piscinas.

Francia es uno de los pocos países donde se puede llevar a cabo el reprocesado del combustible nuclear. El que se hace, básicamente, es retirar las partes activadas del combustible que todavía contienen material fisible, principalmente plutonio e isótopos del uranio, con el objetivo de reducir sobre todo el volumen final de residuos. Los materiales que no se reaprovechan se vitrifican mediante un proceso en que los residuos radiactivos resultantes se incorporan a una matriz sólida de vidrio y, posteriormente, se introducen dentro de un contenedor metálico para su almacenamiento y transporte.

Los transportes de combustible hacia Francia, concretamente hacia la planta de La Hague, se finalizaron el octubre de 1994. En aquel momento, el núcleo del reactor quedó completamente libre de elementos combustibles.

Una vez extraída todo el combustible, se pudo proceder al desmontaje de la máquina situada a la parte superior del reactor. Se trataba de una máquina muy voluminosa, la DPM, que era la encargada de manipular los elementos combustibles y transportarlos hasta las piscinas. El desmantelamiento de esta máquina permitió reducir considerablemente el volumen de toda la estructura superior asociada al reactor.

Otra parte importante de esta fase 1 consistió en el reacondicionamiento de las resinas que se habían ido acumulando durante la operación de la central. Estas resinas formaban parte del sistema de filtraje del agua de las piscinas de combustible y servían principalmente para retener el cesio, un elemento radiactivo, evitando la liberación en el exterior.

Durante la vida operativa de la central, estas resinas se habían acumulado en dos fosas independientes. El procedimiento para evacuarlas consistió a homogeneizarlas con agua para diluirlas parcialmente y facilitar la manipulación. Posteriormente, se trataron mediante una planta móvil de cimentación construida por Equipos Nucleares, y finalmente se encapsularon en bidones de 220 litros.

Estos bidones fueron evacuados posteriormente hacia el centro de almacenamiento que ENRESA tiene en el Cabril. En total, se evacuaron 34 metros cúbicos de resinas, que generaron 670 bidones de 220 litros cada uno. A partir del año 1994, se procedió a su retirada hacia El Cabril y, una vez finalizada este proceso, la planta de acondicionamiento pudo ser desmantelada.

Durante esta misma fase 1, la Dirección General de la Energía del Ministerio de Industria requirió, en 1991, a IFRENSA que preparara las operaciones de extracción, segregación y preacondicionamiento de los residuos contenidos a los silos de grafito. En un primer momento, IFRENSA intentó traspasar esta responsabilidad a ENRESA, pero esta lo rechazó, argumentando que se trataba de residuos procedentes mayoritariamente de la operación normal de la central.

A pesar de que una parte de los residuos se habían generado después de la parada definitiva, una fracción muy importante provenía claramente de la etapa operativa. Finalmente, IFRENSA asumió el proyecto de vaciado de los silos de grafito para dejarlas preparadas porque, en la fase 2, ENRESA pudiera hacerse cargo de su descontaminación.

Este proyecto se encargó a un consorcio formado por Equipos Nucleares y la compañía francesa Framatome, con un presupuesto de 132 millones de euros. El vaciado de los silos de grafito fue el proyecto más complejo de toda la fase 1 del desmantelamiento.

Los silos de grafito eran tres pozos en que se habían ido depositando todas las columnas de grafito sin ningún orden específico: simplemente se tiraban en el interior. Esto hacía que el grafito se rompiera y se tuviera que recoger, extraer, compactar y triturar, puesto que, si no, ocupaba un volumen muy elevado. Posteriormente, había que introducirlo en contenedores de grandes dimensiones, preparados para ser depositados en un almacén controlado hasta que su actividad radiactiva decayera.

Para llevar a cabo este proceso, se tuvieron que construir dos talleres: un taller de extracción, situado a la MED, y un taller de tratamiento, ubicado al ATC. El taller de extracción disponía básicamente de un sistema de manipulación a distancia para ir recuperando las camisas de grafito, con la precaución añadida que al silo 1 había dos elementos combustibles.

Esta parte se dejó para el final. Primero se vaciaron los otros silos, donde no había este riesgo, cosa que permitió probar y poner a punto todos los talleres de extracción y preparación del grafito.

El segundo taller era lo destinado al tratamiento del grafito y a su preparación para el almacenamiento en contenedores. Inicialmente, había una celda de descarga donde se hacía la separación de los diferentes materiales. El grafito incorporaba, a su parte inferior, unos elementos metálicos —filamentos— que servían para sujetar el elemento combustible en la camisa de grafito, cosa que permite la manipulación conjunta de todo el conjunto.

Estos elementos metálicos se tenían que separar, puesto que presentaban un nivel de radiactividad mucho más elevado que las camisas de grafito, a causa de su activación neutrónica. Por este motivo, era imprescindible hacer una segregación específica antes del almacenamiento final.

También había otros elementos que actuaban como absorbentes, y todo este material se tenía que separar, puesto que los requisitos de almacenamiento eran diferentes. Esta separación se hacía en el taller correspondiente, donde el material se clasificaba en tres flujos diferentes, es decir, en tres tipos de contenedores.

Por un lado, había el contenedor CMU, destinado al grafito, que contendía las camisas de grafito trituradas. Por otro lado, el contenedor CBU, donde se introducían las partículas metálicas y los elementos absorbentes. Finalmente, los contenedores C2 recogían plásticos, bidones y otros residuos diversos, incluidos algunos materiales de bario que se encontraban en el interior de los silos.

Todo este material se trasladó a un almacén temporal construido en un antiguo taller mecánico, donde se depositaron todos estos contenedores. En total, se almacenaron 230 contenedores de camisas de grafito, 74 de materiales metálicos, 18 de absorbentes y 4 de residuos de bario.

Un caso particular fue el del silo número 1, en la cual se habían depositado dos elementos combustibles irradiados, pero no se sabía exactamente donde se encontraban ni como localizarlos. Cuando posteriormente se muestran las fotografías, se pueden apreciar las dimensiones: estamos hablando de elementos combustibles relativamente pequeños dentro de unos silos enormes y con una gran cantidad de grafito acumulado.

Estos dos elementos combustibles se habían depositado por error al inicio de la operación de la central. La central empezó a funcionar en 1972 y los elementos se depositaron en 1973. Posteriormente, cuando se detectó la presencia de estos elementos, el silo se clausuró parcialmente, se continuó utilizando durante un tiempo, pero finalmente se selló y se procedió a vaciar el silo número 2 y un tercer silo que inicialmente no estaba prevista y que también se utilizó para el depósito de grafito.

Por lo tanto, antes de enviar el material al proceso de tratamiento, había que localizar estos dos elementos combustibles para evitar manipularlos de manera inadecuada o provocar daños. Estos elementos se tenían que manipular en una celda caliente situada en el edificio de piscinas y, posteriormente, transportarlos a la planta de reprocesamiento, puesto que no se podían enviar junto con los elementos combustibles normales que se habían descargado del núcleo del reactor.

Inicialmente, se previó un sistema de identificación basado en la medida de la actividad radiactiva y en el análisis de los espectros de radiación, para detectar la presencia de determinados radionúclidos. Sin embargo, este sistema no ofrecía suficientes garantías para identificar con precisión la ubicación exacta de los dos elementos combustibles dentro del silo.

Finalmente, el método que se utilizó para diferenciar estos dos elementos combustibles de los absorbentes aprovechó el hecho que los absorbentes eran elementos de naturaleza férrica. A pesar de que físicamente eran muy similares a los elementos combustibles, podían ser claramente identificados mediante imanes, puesto que eran atraídos por su contenido metálico, mientras que los elementos combustibles no lo eran.

De este modo, se pudieron identificar finalmente los dos elementos combustibles. El primero se encontró en buen estado, manteniendo su integridad física. Se recuperó, se colocó en un estuche específico y se trasladó a la celda caliente, donde se manipuló y preparar para su transporte.

El segundo elemento combustible, en cambio, se encontró en un estado bastante deteriorado, con la vaina de magnesio prácticamente desaparecida. Esta vaina de magnesio era la que contendía el uranio natural en el interior. En consecuencia, el uranio se encontraba ya en forma oxidada y degradada. Este elemento también se manipuló mediante un mecanismo diseñado específicamente para este caso, se trasladó a la celda de manipulación en caliente, se encapsuló en un estuche especial y se envió igualmente a la planta de reprocesamiento.

Una vez retirados estos dos elementos del silo número 1, se pudo finalizar el vaciado de todas las camisas de grafito que contendía, y el vaciado completo de los silos se dio por finalizado el diciembre del año 1997.

Fase 2 del desmantelamiento

A partir de este momento, ENRESA, de acuerdo con la definición del desmantelamiento establecida por el Ministerio de Industria, pudo llevar a cabo el que se denomina la transferencia de titularidad. Es decir, a comienzos del año 1998, ENRESA pasó a ser la titular de las instalaciones y asumió la responsabilidad de las fases posteriores de desmantelamiento y de descontaminación de los diferentes edificios de la central.

Este modelo existente en el Estado español, basado en una empresa pública específica para la gestión del desmantelamiento y de los residuos radiactivos, es un modelo mixto y diferente al que se aplica en otros países, que posteriormente comentaremos brevemente. También explicaremos la estructura de ENRESA, la manera como se constituyó, como se financia y qué son las funciones que tiene encomendadas.

A partir del año 1998, ENRESA desplegó un plan de trabajo basado en una secuencia de actividades, entre las cuales una de las más importantes fue la limpieza y descontaminación de los silos. A pesar de que los tres silos de grafito ya estaban vacías, continuaban contaminadas y, por lo tanto, antes de poderlas declarar zonas desclasificadas, había que llevar a cabo las tareas de descontaminación correspondientes.

Otra actuación relevante dentro de este plan fue el confinamiento del cajón del reactor.

Esta fase también incluyó el montaje de una nueva estructura de protección contra la intemperie, mucho más reducida —aproximadamente un 75% menos volumen que la estructura original—, y el desmontaje de la estructura exterior existente. Estos dos procesos se tenían que llevar a cabo en paralelo: por un lado, el desmantelamiento de la estructura antigua y, de la otra, el montaje de la nueva protección.

Al mismo tiempo, había que aislar las 1.700 penetraciones de entrada y salida del cajón del reactor para dejarlo completamente aislado de cara en el periodo de latencia posterior. También se tenía que proceder a la descontaminación, el desmontaje y la demolición del edificio de combustible irradiado.

Una vez vaciada el edificio de piscinas de todos los elementos combustibles, se pudo iniciar su desmantelamiento, tanto del área de piscinas como de la celda donde se habían realizado los trabajos de encapsulamiento y preparación para el envío en Francia de los dos elementos combustibles dañados.

Así mismo, se llevó a cabo el escombro de los edificios convencionales, como por ejemplo el edificio administrativo, la central auxiliar y la instalación de tratamiento de efluentes líquidos. En este último caso, a pesar de que los efluentes ya habían sido evacuados, la estructura del edificio todavía se tenía que descontaminar y desmantelar. También se desmantelaron los talleres donde se había condicionado y tratado el grafito antes de su almacenamiento en contenedores dentro del recinto de la central.

Todos estos trabajos se dieron por finalizados en 2003. Es decir, durante estos cinco años, ENRESA ejecutó de manera continuada esta serie de actuaciones de desmantelamiento.

Como resultado del procedimiento de desmantelamiento y de desclasificación de materiales llevado a cabo durante este periodo, se generaron 11.736 toneladas de materiales con actividad radiológica. Se trataba de cañerías, turbosoplantes y otros componentes de la central que habían estado en contacto con materiales radiactivos y que, por lo tanto, tenían que ser caracterizados radiológicamente y, si hacía falta, descontaminados antes de poder ser evacuados fuera del emplazamiento.

De este total, 1.763 toneladas se clasificaron como residuos radiactivos de baja y media actividad y se enviaron en el centro de almacenamiento del Cabril mediante 180 expediciones realizadas entre los años 1998 y 2003. Los residuos se transportaron en bidones debidamente condicionados hasta este centro, situado en la provincia de Córdoba, que es el único almacén de residuos de baja y media actividad existente en el Estado español.

El resto del material se pudo desclasificar radiológicamente y, una vez declarada no contaminado, una parte se destinó al reciclaje y otra se envió a plantas de eliminación convencionales. Este proceso generó un total de 7.894 toneladas de chatarra.

Adicionalmente, el desmantelamiento de los edificios convencionales, como el edificio administrativo y otras estructuras de obra civil, generó aproximadamente 77.000 toneladas de hormigón. En principio, este hormigón no estaba contaminado, puesto que procedía de edificios convencionales, y se pudo reutilizar para la restauración de los mismos terrenos del emplazamiento. Por ejemplo, toda la zona donde anteriormente había las turbinas, el alternador y los componentes asociados se rellenó con este hormigón reciclado una vez vaciada de instalaciones.

A continuación, pasaremos a la presentación de imágenes, donde podremos ver varias fotografías de los procesos de desmantelamiento correspondientes a las fases 1 y 2 que hemos estado explicando.

En la figura 3 podemos ver cómo se estaba retirando la estructura externa del reactor y en la figura 4 como ha quedado hoy en día, con una doble reja de seguridad. A la parte superior del edificio hay una terraza que se puede visitar.

Figura 3. Reactor de la central

Figura 4. Edificio actual de la antigua central

A la figura 5 se puede ver la parte inferior del reactor, la denominada cava del reactor, que el día del incendio se inundó parcialmente. Actualmente, una parte de este espacio se ha habilitado como zona expositiva con materiales procedentes del desmantelamiento.

Figura 5. Cava del reactor

Esta zona inferior, con estos pilares, es la que soporta toda la estructura del reactor. Los pilares siguen una disposición hexagonal y sostienen la enorme estructura superior del reactor, que se mantiene completamente aislada. Todas las penetraciones que había se han sellado para evitar escapes hacia el exterior y el deterioro de los elementos que todavía se conservan en el interior.

A guisa de curiosidad, hay que destacar que la central, poco antes de su cierre, construyó un simulador de control. Hasta aquel momento no disponían y los operadores tenían que desplazarse en Francia para formarse. Uno de los requisitos que se los hizo fue construir un simulador in situ para la formación de los nuevos operadores. Este simulador se construyó hacia el año 1987 (figura 6).

Figura 6. Simulador de control

Estaba ubicado en el edificio administrativo y, al desmantelarse este edificio, se retiró y provisionalmente se ha colocado a la parte inferior del emplazamiento, a la espera de encontrarle una ubicación definitiva. Se contactó con el Museo de la Ciencia y la Técnica de Cataluña, pero finalmente no lo incorporaron. Sería una lástima que se perdiera, puesto que constituye un testigo histórico muy valioso: una réplica fiel de los paneles de instrumentación de la central.

Estas eran las ventanas plomadas que se utilizaban para manipular los elementos combustibles desde el edificio de combustible (figura 7). Permitían proteger los operadores de la radiación durante las operaciones. Posteriormente, estas ventanas se reutilizaron y se colocaron aquí, puesto que en la parte posterior es donde se han almacenado todos los contenedores que actualmente contienen el grafito.

Figura 7. Ventana plomada.

Esto que vemos aquí es una réplica de un contenedor de grafito (figura 8). Se ha hecho una ventana porque se pueda observar el interior, pero en realidad los contenedores son completamente opacos. En el interior hay el grafito triturado y condicionado.

Figura 8. Réplica de un contenedor de grafito.

Esto que observamos (figura 9) es una réplica de un elemento combustible nuevo, sin irradiar, junto con su camisa de grafito. En el interior de la camisa había la vaina del combustible. Esta parte de color dorado corresponde al uranio natural, en forma de óxido de uranio. A su núcleo, en su “corazón”, había un núcleo de grafito.

Figura 9. Réplica de elemento de combustible nuevo.

Por el centro del elemento circulaba el gas refrigerante, el CO₂. A la parte inferior se pueden apreciar unos hilos metálicos, que eran los que permitían sujetar el elemento combustible en su camisa de grafito. Cuando la máquina de carga, con sus pinzas, cogía el grafito por estas ranuras, levantaba todo el conjunto y extraía el elemento completo. Un golpe a las piscinas, se retiraba el elemento combustible, que era el que quedaba almacenado bajo agua, mientras que las camisas de grafito se conducían hacia los silos de almacenamiento.

Estas camisas de grafito, con sus elementos combustibles asociados, se organizaban en conjuntos de 15 elementos, que constituían un canal combustible. Estos canales estaban insertados dentro de una gran estructura de grafito, que es la que ha quedado en el interior del reactor. Se trata de un acopio hexagonal de casi 3.000 toneladas de grafito, que sustentaba tanto los elementos combustibles como sus camisas.

Esta pieza (figura 10) es una curiosidad histórica: una bobina magnética de memoria de la máquina que realizaba el mando y control de la central. Fecha de los años sesenta y, por lo tanto, es una auténtica pieza de museo que muestra la tecnología informática de la época.

Figura 10. Bobina magnética de memoria.

Esta imagen (figura 11) corresponde a un silo una vez descontaminada. Cuando se vaciaron completamente de las camisas de grafito, el hormigón armado del interior estaba contaminado con polvo de grafito. Por este motivo, se tuvo que proceder a su descontaminación, retirando capas de material contaminado hasta que se pudo declarar la zona como convencional.

Figura 11. Silo del reactor

Esta otra imagen muestra las turbosoplantes (figura 12). había cuatro en total, repartidas por todo el emplazamiento.

Figura 12. Turbosoplantes

Todavía hoy en día quedan los intercambiadores de calor, miedo donde circulaba el agua, se calentaba, se transformaba en vapor y salía hacia las turbinas. Todos estos cambiadores de calor continúan en el interior y son estructuras metálicas que, en su momento, tendrán que ser desmanteladas, en el que constituirá la fase 3 del desmantelamiento.

Costes de desmantelamiento

Volviendo a la presentación, hablaremos brevemente de los costes. A pesar de que la información disponible es limitada, se puede extraer algún dato relevante. En España, el organismo encargado tanto del desmantelamiento de las centrales nucleares como de la gestión de los residuos radiactivos es ENRESA. Esta entidad se ocupa de los residuos de baja, media y alta actividad, incluidos los que provienen del reprocesamiento del combustible.

ENRESA se constituyó en 1984 mediante una ley específica de creación. Es una empresa estatal, con capital público, vinculada en el Estado a través de las estructuras empresariales públicas, y es la única responsable de estas actividades en todo el territorio español.

La ley de creación de ENRESA ya la dotó de un fondo específico de financiación destinada a cubrir las actividades derivadas de los Planes Generales de Residuos Radiactivos (PGRR). Actualmente, nos encontramos en el séptimo Plan General de Residuos Radiactivos.

Para poder hacer frente tanto al desmantelamiento de las centrales nucleares como al tratamiento y gestión de los residuos radiactivos, se estableció una tasa específica, conocida como la tasa ENRESA. Esta tasa es abonada por los productores de energía nuclear en función de su producción eléctrica. En la actualidad, esta tasa es de 10,36 euros por megavatio hora producido.

Existe también una tasa por servicios asociada a las instalaciones radiactivas, pero esta representa una parte muy reducida del total de ingresos y tiene un peso prácticamente irrelevante en el conjunto del sistema de financiación.

Durante muchos años, ENRESA actuó principalmente como un organismo recaudador de fondo, sin aplicarlos de manera significativa, puesto que todavía no se habían iniciado los grandes proyectos de desmantelamiento. Durante este periodo, los fondos recaudados se invirtieron con el objetivo de obtener rendimientos financieros, que hoy en día constituyen una parte muy relevante de los ingresos anuales.

Además, hay una pequeña aportación procedente de los peajes de acceso a la red eléctrica, especialmente vinculada a las centrales más antiguas, a pesar de que este concepto tiene un peso menor.

Como ejemplo concreto, a finales del año 2024, según la memoria anual publicada por ENRESA, el fondo acumulado presentaba un saldo positivo de 8.677 millones de euros. Durante aquel mismo año:

• Se gastaron 263 millones de euros en actividades de desmantelamiento y acondicionamiento de residuos.
• Se registraron ingresos totales de 936 millones de euros, de los cuales:
• 508 millones de euros (más del 50%) provenían de la tasa ENRESA.
• 437 millones de euros correspondían a ingresos financieros derivados de la inversión de los fondos acumulados.

Hay que destacar que el debate sobre la parada definitiva de las centrales nucleares actualmente en funcionamiento tiene un impacto directo y muy significativo sobre este sistema de financiación. Si no hay producción de energía nuclear, no hay ingresos procedentes de la tasa, y esto compromete la capacidad futura de ENRESA para financiar sus actividades.

Por este motivo, cuando los titulares de las centrales solicitaron el alargamiento de la vida útil de las instalaciones en funcionamiento —entre cinco y diez años más— también pidieron la reducción o eliminación de la tasa ENRESA, argumentando que dispondrían de más tiempo para continuar alimentando el fondo. Hoy en día, ni el alargamiento de la vida útil ni la rebaja de la tasa han sido aprobados, de forma que el sistema de financiación continúa con su dinámica actual.

En cuanto a los costes específicos del desmantelamiento de la central, en 1994 ENRESA elaboró una primera estimación del coste total asociado a la fase 2, la fase de latencia y la fase final de desmantelamiento. Esta estimación era de 325 millones de euros.

• Para la fase 2 (la fase activa de desmantelamiento, con una duración prevista de cinco años), el presupuesto inicial era de 72 millones de euros.
• Finalmente, esta fase se ejecutó con un coste aproximado de 95 millones de euros y se completó en 2003.
• La estimación inicial de 1994 para la fase 3 era de 255 millones de euros, sin incluir todavía determinados costes asociados en el almacenamiento definitivo.

Además de esto, hay que añadir el coste del almacenamiento del combustible nuclear en Francia. Según varias fuentes, este coste se estima entre 800 y 1.000 millones de euros hasta el año 2025. Una parte de este importe corresponde a penalizaciones por no haber devuelto todavía estos residuos en España, y se prevé que una parte de estos costes se pueda recuperar cuando los residuos vitrificados devuelvan definitivamente al país.

Fase de latència

Finalmente, en cuanto a la fase de latencia, esta empezó en 2003, una vez finalizada el desmantelamiento de la fase 2, y se extenderá hasta el año 2030. En total, tendrá una duración de unos 27 años.

El objetivo principal de esta fase es permitir la disminución natural de la radiactividad de las estructuras internas del reactor, de forma que, al proceder a su desmantelamiento final, las dosis de radiación sean suficientes bajas para trabajar con seguridad.

Esta fase también incluye:

• La vigilancia y el mantenimiento continuo del interior del reactor.
• La presa de muestras y la realización de pruebas de estanqueidad.
• El control de la estabilidad estructural y del estado del hormigón.
• La verificación que no se produzca deterioro de las armaduras ni de las estructuras internas.

En definitiva, se trata de un sistema completo de vigilancia para garantizar que todo aquello que ha quedado en el interior del reactor se mantiene en condiciones seguras.

Finalmente, hay que señalar que el almacenamiento provisional de residuos radiactivos previsto para su envío en el centro de El Cabril se tiene que vaciar, y este proceso está programado para los años 2026 y 2027.

También durante esta fase, ENRESA tiene que preparar el desmantelamiento total de nivel 3. Este desmantelamiento presenta condicionantes y dificultades muy importantes, entre las cuales destaca especialmente la gestión de las aproximadamente 4.000 toneladas de grafito que todavía permanecen tanto en el interior del reactor como al almacén donde se ha depositado el grafito ya triturado. Hoy en día no existe una estrategia de tratamiento definitivamente definida para este grafito, y este hecho constituye uno de los principales retos técnicos del proyecto. Paralelamente, habrá que disponer de un inventario detallado de todo el que resto dentro del cajón del reactor.

Las magnitudes asociadas a esta fase son muy relevantes. La estructura del cajón del reactor contiene aproximadamente 157.000 toneladas de hormigón, mientras que los componentes metálicos internos representan unas 6.000 toneladas adicionales. Por lo tanto, la fase 3 es de unas proporciones realmente gigantescas, tanto desde el punto de vista técnico como logístico.

El problema del grafito radiactivo no es exclusivo de la central de Vandellós 1, sino que es compartido por todas las centrales del tipo grafito-gas, que se desarrollaron principalmente en Francia y en el Reino Unido, y en menor medida en Rusia. En conjunto, este tipo de reactores han generado unas 60.000 toneladas de grafito irradiado que actualmente se encuentran pendientes de una solución definitiva.

El grafito se utilizaba como moderador y reflector de neutrones y formaba parte del núcleo del reactor, de forma que estuvo sometido a un flujo neutrónico muy elevado durante toda la vida operativa de la central. Este flujo activó no solo el carbono propio del grafito, sino también las impurezas presentes, a pesar de que se trataba de grafito de calidad nuclear. Entre estas impurezas había nitrógeno, silicio, azufre, calcio y hierro, que bajo irradiación dieron lugar a radionúclidos como el tritio, el carbono-14, el cloro-36 y el cobalto-60.

Estas características hacen que el grafito no pueda ser considerado un residuo de baja o media actividad convencional y, por lo tanto, no pueda ser evacuado directamente a un almacén como el del Cabril. En el caso del cobalto-60, dado que ya han pasado más de diez años desde la parada de la central, se ha producido un decaimiento significativo de su actividad. Sin embargo, este decaimiento no se produce con otros radionúclidos de vida larga, como el carbono-14 o el cloro-36.

Para el almacenamiento definitivo del grafito, será necesario disponer de un mapa detallado del contenido radiactivo y evaluar la posible movilización de los radionúclidos, es decir, la posibilidad que sean arrastrados por líquidos hacia el exterior. Si este riesgo existe, habrá que implementar tratamientos específicos del grafito antes de su confinamiento definitivo.

Actualmente, se están investigando varias estrategias de tratamiento, pero ninguno de ellas no se ha consolidado todavía como solución definitiva. Entre estas opciones hay la reducción adicional del volumen mediante trituración y compactación, incluyendo procesos por vía húmeda; la descontaminación química para extraer radionúclidos, especialmente el tritio; la incineración del grafito con posterior acondicionamiento de las cenizas; y el recubrimiento metálico del grafito mediante procesos de deposición iónica, una alternativa todavía muy experimental y con una eficacia no demostrada a escala industrial. En conjunto, todas estas opciones presentan dificultades técnicas importantes y, hoy en día, no hay una solución clara y aceptada.

En cuanto a la fase 3, ENRESA no ha definido encara la estrategia final. Se contemplan básicamente dos posibilidades. La primera sería proceder al desmantelamiento completo del cajón del reactor y de todas las estructuras internas para liberar totalmente el emplazamiento. La segunda opción sería establecer un nuevo periodo de latencia, todavía más largo, de la orden de 50 años, para permitir un decaimiento radiológico adicional de las estructuras internas y facilitar el desmantelamiento posterior.

En cualquier de los dos casos, se está preparando un almacén temporal para recibir los contenedores de residuos vitrificados procedentes del reprocesado del combustible. Dado que en el Estado español todavía no se ha definido un almacén centralizado definitivo para estos residuos, es previsible que estos contenedores se ubiquen temporalmente en el mismo emplazamiento de Vandellós I. Todo ello pone de manifiesto que la liberación total del emplazamiento es un reto que se proyecta claramente a largo plazo.

En el Estado español ya existen otras experiencias de desmantelamiento nuclear que permiten establecer comparaciones. Un caso destacado es el de José Cabrera, una central de agua a presión de 180 megavatios que se paró en 2006. El desmantelamiento se inició el 2010 y actualmente la central ha sido completamente desmantelada, incluyendo el reactor y todas las estructuras internas. En este caso, el proceso se pudo llevar a cabo mayoritariamente mediante trabajos bajo agua, cosa que permitió reducir significativamente las dosis radiológicas a los operarios. Este hecho fue posible porque este tipo de reactores ya estaban diseñados para manipular el combustible bajo agua, a diferencia del caso de Vandellós I.

Otro ejemplo es el de Santa María de Garoña, una central de agua en ebullición de 400 megavatios que se paró en 2013. El desmantelamiento se inició el 2023 y se ha estructurado en dos fases. La primera, que se extiende hasta el 2026, incluye la retirada del combustible y el desmantelamiento de los equipos de turbinas. La segunda fase, prevista con una duración aproximada de siete años, incluirá el desmantelamiento del reactor, la descontaminación de los circuitos y la demolición de los edificios. El coste estimado total del desmantelamiento de Garoña es de unos 475 millones de euros, una cifra que pone en contexto la complejidad y el alcance económico de este tipo de proyectos.

St. Laurant des Eaux era la central de referencia de Vandellós, en Francia, a pesar de que desarrollaron esta tecnología, en cuanto al desmantelamiento se han quedado atrás y, lo aplazaron: descargaron el combustible y desmantelaron partes convencionales, pero, por ejemplo, todavía no han acometido el vaciado de los cilindros de grafito; los silos de grafito todavía contienen el grafito.

Se prevé el desmantelamiento del reactor en el ninguno de 25 años desde su parada, hasta un total de 50 años. Quiero decir que prácticamente no han hecho nada, o muy poca cosa, por el vaciado del reactor.

Un caso paradigmático es el de la central nuclear americana de Fort St. Vrain, que era una central también de este tipo, a pesar de que era más pequeña, casi la mitad —algo más de 330 megavatios eléctricos—. Se paró definitivamente por motivos de costes en 1989, puesto que no era rentable, y se libró el emplazamiento totalmente. Todo el combustible se almacenó en un depósito el 1997.

Esto quiere decir que toda aquella estructura interna que hemos visto en el caso de Vandellós, que es complicada de desmantelar, con el caso de Fort St. Vrain, situada en el estado de Colorado, se desmontó totalmente con unos trabajos espectaculares. Trocearon la estructura de hormigón del cajón en nueve segmentos y la evacuaron. También todos los elementos interiores metálicos, como los circuladores de helio (allá no había hídrico carbónico, sino que hacían circular helio) y los generadores de vapor, se trocearon, manipular bajo agua y evacuar. Finalmente, se cortó toda la parte inferior del núcleo del reactor y se desmontó toda la parte de hormigón pretensado, liberando completamente el emplazamiento.

Hubo un par de años de vigilancia radiológica y descontaminación total, pero en 1997 se consiguió que todo el emplazamiento quedara libre. Actualmente, hay una o dos centrales de gas funcionando en el mismo emplazamiento, con el mismo propietario que la central original.

Epílogo

Para acabar la presentación, justamente hace unos 15 días hubo un reconocimiento público a los trabajadores de la central de Vandellós, y el pasado 5 de febrero se los concedió la medalla al mérito de la protección civil por su actuación durante la noche del incendio. Esta condecoración lo otorga el gobierno central.

 asistieron representantes de Protección Civil, de la Guardia Civil, militares y bomberos, y entremedias había tres personas que aquella noche estuvieron a la central nuclear. Hay que destacar que tuvieron que pasar 36 años para reconocer la actuación meritoria de estas personas, que se jugaron la vida aquella noche.

Una última reflexión: desde el año 1966, cuando se constituyó Francia, y el 1972, cuando se empezó a operar la central, hasta hoy han pasado 60 años, y quizás todavía faltan 40 años más porque el emplazamiento de Vandellós Y se libere de cualquier residuo radiactivo, sin contar el combustible gastado, que continuará en algún lugar, sea al emplazamiento mismo o en otro depósito.

El combustible reprocesado tiene periodos mucho más largos de almacenamiento. Por lo tanto, la reflexión que hay que hacer es: ¿es este un modelo sostenible y éticamente válido como fuente de producción de energía eléctrica para futuras generaciones? Dejo aquí la pregunta.

Coloquio

¿Qué propiedad químicas y físicas tienen el magnesio para mezclarlo con el aluminio y llenar los cartuchos?
Los elementos combustibles a las centrales tradicionales de agua son unas vainas de componente metálico. En cambio, a las centrales de grafito gas era una aleación de magnesio que era la que se encontró en aquel momento más adecuada. Hoy en día es una tecnología ya en desuso.

¿Qué protección llevaban los operarios que llevaron a cabo toda esta manipulación de este material tan contaminante?
La protección radiológica se producía por la distancia y con unos manipuladores, con un tipo de pértigas que manipulaban a distancia el grafito. El grafito no tenía una actividad muy elevada; el problema eran los dos elementos combustibles que había allá dentro, y estos sí que picaban.

¿Cómo es que el desmantelamiento de la central americana fue mucho más rápida que la de Vandellós 1?
Aquí ENRESA es la empresa nacional que se hace cargo del desmantelamiento. En los Estados Unidos son los explotadores los que tienen que velar para desmantelar sus instalaciones, y en el caso de esta, si liberan el emplazamiento pueden ubicar otro tipo de central. Por lo tanto, había un incentivo por parte del explotador para hacerlo rápido. Sin embargo, era una central muy pequeña y los grosores de hormigón que tuvieron que cortar no eran tan grandes, a pesar de que muchos eran macross. También tuvieron que proteger los operadores con distancia y blindaje, como el agua inundando partes del reactor.