BOLETÍN OFICIAL DEL ESTADO
Lunes 29 de mayo de 2023

Sec. III. Pág. 74111

se encuentran en vías de desarrollo mediante estudios cada vez más concretos y
dirigidos, los cuales buscan dar respuesta a aspectos de viabilidad, eficiencia y
seguridad. Este avance conjunto hacia la resolución de problemas o lagunas de
conocimiento implica un esfuerzo continuo de adaptación a los nuevos retos, mediante la
mejora de las metodologías de estudio y capacidades técnicas disponibles en los
diferentes grupos de investigación involucrados. Con este propósito, la URRAA ha
desarrollado por ejemplo metodologías de estudio que permiten ir más allá en la
evaluación de la eficiencia a largo plazo de los procesos, como es el sistema dinámico
de irradiación gamma que permite simular, de una forma sencilla y modulable,
condiciones experimentales relevantes a las que son sometidos los sistemas de
extracción durante su operación en una planta industrial.
En la línea mencionada anteriormente, es necesario también mejorar y simplificar los
métodos de análisis de la eficiencia de separación de Pu y AM, mediante espectrometría
alfa, gamma o ICP-MS, incluyendo en el estudio aquellos otros radionucleidos que
pueden interferir negativamente; o bien, diseñar estrategias de separación y análisis de
PF de interés, que sean compatibles con los procesos bajo estudio o que simulen
situaciones de desmantelamiento o accidente.
Por otro lado, todos los estudios realizados hasta la fecha de resistencia a la
radiación, transferencia de fases y de posibles casos de mala operación han demostrado
que el análisis de la composición de los sistemas de extracción es fundamental para
entender su comportamiento y límites de seguridad. Es por tanto fundamental, seguir
avanzando en la capacidad de medir de forma sencilla, o incluso en línea, la
composición de las fases orgánicas o acuosas, tanto desde el punto de vista de los
compuestos orgánicos presentes como de los posibles complejos metálicos formados.
La mayoría de los estudios realizados en el pasado se han centrado en la
caracterización de la composición de las fases reciclables, es decir, las fases orgánicas,
eludiendo la relevancia de la composición de las fases que no iban a ser recicladas, las
fases acuosas.
A su vez, es importante hacer un esfuerzo de integración de estudios en lo referente
a los ensayos en contracorriente, ya sea para la validación de los estudios en
condiciones estáticas o para poner a punto estrategias de reacondicionamiento o lavado
de las fases orgánicas.
Por otro lado, el desarrollo de procesos avanzados de separación en la gestión del
combustible nuclear, no será satisfactorio si no se abordan aspectos de integración y
compatibilidad con los consecuentes procesos de conversión y fabricación de nuevas
matrices. Solo considerando esta última etapa podremos garantizar un ciclo
completamente cerrado del combustible nuclear. Los actuales retos en cuanto a la
composición y morfología de estas nuevas matrices conllevan un importante esfuerzo de
desarrollo y viabilidad en la implantación a nivel industrial. La fabricación de pastillas de
combustible simulado mediante la tecnología de polvos ha sido abordada en las
instalaciones de la URRAA con la puesta a punto de dos procedimientos: 1) mediante el
conformado en seco, tradicionalmente utilizado en la industria para la fabricación de
combustible nuclear; 2) conformado de suspensiones concentradas, a través de la cual
se obtienen pastillas de elevada homogeneidad y con pocos defectos. En esta línea, el
objetivo tecnológico de la URRAA es la implementación de metodologías susceptibles de
automatización y operación remota, que en paralelo permitan minimizar la manipulación
de polvo, evitando así los riesgos inherentes al manejo de material radiotóxico
pulverulento. Este tipo de tecnologías por vía húmeda serían idóneas para fabricar
combustibles altamente radiotóxicos con contenido en Cm, Am, Pu, o 233U. Las
metodologías en este sentido incluyen la desnitrificación, la precipitación con oxalato y/o
los métodos de gelificación como rutas económicas y atractivas para la fabricación
remota y automatizada de combustible nuclear.

cve: BOE-A-2023-12652
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Núm. 127