GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS
 
85. ¿Qué son y de dónde proceden los residuos radiactivos?
 
  

86. ¿Cómo se clasifican los residuos radiactivos?
Para clasificar los residuos radiactivos se puede atender a su estado físico, tipo de radiación emitida (alfa, beta, gamma), contenido en radiactividad, período de semidesintegración de los radionucleidos que contiene, generación de calor, etc.

Por su estado físico los residuos pueden ser sólidos, líquidos o gaseosos.

Por su contenido radiactivo se clasifican en residuos de baja, media y alta radiactividad. Usando unidades tradicionales, como es el curio (Ci), para la medida de la radiactividad, hay una regla simplista que permite tener idea del orden de magnitud del contenido radiactivo que corresponde a cada una de estas tres categorías. Residuos de baja actividad son los que contienen hasta varios milicurios (mCi) por litro de residuo, residuos de media actividad los que contienen varios curios por litro y residuos de alta actividad, varios cientos o miles de curios por litro.

Atendiendo a su período de semidesintegración los radionucleidos pueden ser de vida muy corta, corta o larga. Los radionucleidos de vida muy corta decaen rápidamente, por lo que no hay que tenerlos en cuenta pava un almacenamiento a medio o largo plazo. Por consiguiente, la gestión de los residuos radiactivos sólo cuentan realmente los de vida corta y los de vida larga. Cuando un residuo contiene sólo productos de fisión es de vida corta, aunque estén presentes los de período de semidesintegración más largo entre los productos de fisión, como el estroncio-90 (período de semidesintegración: 28 años); y el cesio-137 (período de semidesintegración: 30 años). Lo mismo ocurre con los productos de la activación neutrónica, como el cobalto-60. En cambio, los elementos actínidos (plutonio, neptunio, americio, curio) ' tienen períodos de semidesintegración más largos, como el Pu-239 con sus 25.000 años,, por lo que los residuos que los contienen serán de vida larga.

Los residuos de baja y media radiactividad contienen sólo productos de fisión y de activación, por lo que lo normal es que su radiactividad decaiga a niveles de inocuidad en unos pocos decenios. Excepcionalmente, por un gran contenido en cesio-137 y estroncio90, este tiempo se puede alargar a 200-300 años.

Por el contrario, los residuos de alta radiactividad, que contienen el 99,5% de la actividad generada en la fisión y los transuránicos emisores alfa de vida larga, necesitan más tiempo para llegar a inocuidad, y son los que plantean los problemas más serios en la gestión de los residuos radiactivos, pues hay que aislarlos por períodos que pueden alcanzar entre 800 y 4.000 mil años.

Por razones operativas, existe también una división de los residuos radiactivos entre tecnológicos y de proceso. Los residuos tecnológicos son residuos de operación y mantenimiento y consisten en ropas de trabajo, materiales de limpieza y herramientas contaminados que es preferible no descontaminar y se consideran residuos radiactivos directamente. Los residuos de proceso consisten en materiales específicos del proceso usado, por ejemplo, los concentrados de un evaporador de aguas contaminadas.

Actualmente el interés está puesto en clasificaciones concretas para un determinado destino final de los residuos radiactivos. A este respecto, las comunidades científica, técnica y política internacionales consideran que el concepto de confinamiento de los residuos en el subsuelo terrestre (almacenamiento geológico) es un método asequible técnicamente y que proporciona el necesario aislamiento de los residuos y la necesaria protección al hombre. Así pues, la normativa básica internacional contempla esta ruta para los residuos, y para ella el OIEA ha hecho una clasificación genérica de los residuos en cinco categorías.

CATEGORIA DE RESIDUOS. OIEA. 1988:
a) Alta actividad, vida larga.   
b) Media actividad, vida larga.   
c) Baja actividad, vida larga.   
d) Media actividad, vida corta.   
e) Baja actividad, vida corta.
 

87. ¿Qué modificaciones experimenta el combustible en un reactor nuclear?
El combustible nuclear durante su estancia en el núcleo del reactor se encuentra sometido a una elevada irradiación neutrónica, transformándose su constitución a lo largo del tiempo.

Antes de introducir el combustible, se pueden caracterizar tres partes distintas:

a) El propio combustible (UO2).

b) La vaina.

c) Materiales estructurales (rejillas, tubos guía, etc.).

Todos estos materiales experimentan transformaciones, como se indica a continuación:

a) En el combustible (UO2) aparecen productos de fisión (P.F.), que en general son emisores a y b. Al desintegrarse dan lugar a familias de isótopos radiactivos, algunos de los cuales aparecen por primera vez, ya que no existen en estado natural. Por reacciones de captura neutrónica parte del U-235 pasa a U-236 y parte del U-238 se transforma en los elementos pesados, conocidos por transuránicos o actínidos (TRU), como plutonio, neptunio, americio y curio, caracterizados por ser emisores a. La radiactividad artificial que contiene el elemento combustible gastado cuando se saca del núcleo del reactor es 800 millones de veces la radiactividad natural que contenía cuando se introdujo.

b) A su vez, el plutonio generado (Pu-239) se fisiona en parte, pues es un elemento fisionable (1 g de Pu-239 equivale a 1 g de U-235) y contribuye a la generación de energía y al inventario de los productos de fisión. En la figura 110 se esquematizan las transformaciones que experimenta el combustible UO2 durante su estancia en el núcleo del reactor y cuya extensión depende del tiempo de permanencia y la irradiación, o sea, del grado de quemado.

c) El combustible nuclear se gasta. La aparición del U-236, los productos de fisión y los TRU limitan el grado de quemado, aunque aún queden U-235 y plutonio, porque interrumpen la reacción de fisión en cadena al captar neutrones (son venenos neutrónicos) y hay que sacar los elementos del núcleo del reactor y sustituirlos por nuevos en una operación que se llama descarga, que se hace una vez por año y en la que se renueva un tercio del número total de elementos que hay en el núcleo. Los elementos retirados se conocen por combustible irradiado, gastado o quemado.

d) En la vaina y en los materiales estructurales aparecen los denominados productos de activación, formados por reacciones de captura neutrónica por parte de algunos elementos constituyentes de los mismos, dando lugar a elementos radiactivos. El isótopo radiactivo más importante que se forma es el cobalto-60. También el níquel-68.

e) Se genera gran cantidad de energía. La figura 110 representa la transformación correspondiente a un quemado que ha dado lugar a la liberación de 790 millones de kilovatios hora de energía calorífica por tonelada de uranio, una tercera parte de la cual se convertirá en energía eléctrica.

Un reactor de 1000 MW de potencia produce entre 25 y 30 t de combustible irradiado por año. En el combustible irradiado está contenida más del 99,5% de la radiactividad artificial que se genera en la producción de energía eléctrica en las centrales nucleares. Supuesta la estanquidad de las vainas, todos los productos de fisión y los transuránicos quedarán en el combustible gastado, lo cual supone contener la más alta radiactividad específica (unos 2 millones de curios por t de uranio) de todo el ciclo del combustible nuclear.

 

88. ¿Qué se puede hacer con el combustible gastado?
A las dos estrategias existentes de gestión a largo plazo del combustible nuclear gastado se les denomina ciclo abierto y ciclo cerrado.

La estrategia del ciclo abierto consiste en considerar que el combustible gastado es un residuo radiactivo de alta actividad desde el momento de su descarga del reactor, teniendo que solucionar de alguna manera su aislamiento o confinamiento durante 4.000 años.

La estrategia del ciclo cerrado se basa en someter al combustible gastado a un proceso mecánico y químico que permite separar el uranio y el plutonio que aún contiene de los productos de fisión y los transuránicos. El uranio y el plutonio recuperados se emplean para fabricar nuevo combustible y los productos de fisión y los transuránicos constituyen el residuo de alta actividad, pero, como se ha separado el plutonio que está presente en cantidades apreciables y tiene una vida muy larga (25.000 años), disminuye el tiempo de confinamiento necesario a sólo 800 años. El proceso mecánico-químico se conoce como reelaboración o reproceso.

Si durante su quemado la radiactividad del combustible nuclear aumenta 800 millones de veces, habría que confinar estos residuos de alta actividad hasta que su radiactividad vuelva a ser la que tenían antes de ser quemados, o sea hasta que decaiga al valor equivalente a la radiactividad del uranio natural de que se partió para su fabricación. La figura 111 confirma el tiempo de confinamiento seguro necesario para las dos estrategias tomando como término de comparación los potenciales tóxicos.

Sobre esta base, países como Francia, Inglaterra, Japón y Alemania se han decantado por el ciclo cerrado. Estados Unidos, Suecia, Suiza, Bélgica, Holanda, Finlandia y España se han pronunciado por el ciclo abierto.

Por último, no se puede acabar sin decir que la reducción del tiempo previsto de aislamiento de los residuos de alta radiactividad de 4.000 años a 800 años no justifica la adhesión al ciclo cerrado por razones ambientales, pues se trata de períodos de tiempo comparables en el contexto de la evolución y las edades geológicas.

 

89. ¿En qué consiste la gestión del combustible irradiado considerado como residuo?
Cuando se opta por la estrategia del ciclo abierto el combustible irradiado debe gestionarse como un residuo sólido de alta actividad.

En esta estrategia el combustible irradiado pasa por tres etapas antes de su almacenamiento definitivo:

  • Almacenamiento en las piscinas del reactor.
  • Almacenamiento intermedio.
  • Encapsulado para su almacenamiento definitivo.
  • Una vez extraído el combustible irradiado del reactor pasa a las piscinas de la propia central, donde permanece temporalmente mientras decaen los isótopos de vida corta. Como la capacidad de estas piscinas es limitada, es necesario que al cabo de cierto tiempo el combustible sea trasladado a unos almacenes intermedios, en espera de que su radiactividad y consecuentemente su calor residual decaigan a niveles aceptables para el almacenamiento definitivo.

    Existen dos técnicas utilizadas para el almacenamiento intermedio del combustible irradiado- el almacenamiento en piscinas y el almacenamiento en seco (contenedores metálicos o de hormigón, cámaras modulares, etc.), En el almacenamiento en piscinas hay que contar con los residuos radiactivos secundarios originados para mantener la calidad del agua. En el almacenamiento en seco los residuos secundarios se reducen.

    Hasta el momento no se ha llevado a la práctica la tercera etapa de esta estrategia aunque está plenamente definida y experimentada.

    Cuando se realice, consistirá en un encapsulado del combustible. Para ello se separarán las varillas herméticas conteniendo las pastillas del resto de rejillas y cabezales que componen el elemento. Las varillas se agruparán y se introducirán en una cápsula de cobre, y los huecos entre ellas se rellenarán con cobre fundido, cerrando la cápsula con una tapa de cobre formando un bloque. Esta cápsula será el paquete de residuos radiactivos de alta radiactividad. A partir de aquí su gestión es prácticamente igual que en el caso de los residuos de alta actividad procedentes de seguir la estrategia del ciclo cerrado (reproceso), es decir, se almacenarán de forma definitiva en una formación geológica profunda que cumpla los requisitos exigidos, entre ellos, garantizar su aislamiento por el tiempo estipulado, que para el ciclo abierto es 4.000 años.

     

    90. ¿Qué residuos se producen en el desmantelamiento de las centrales nucleares?
    En el caso de la parada definitiva de una central nuclear se procede en el plazo más breve posible a la retirada de la central de todo el combustible irradiado que hay en ella, tanto en el núcleo del reactor como almacenado en sus piscinas, que son residuos de alta actividad.

    En el caso de los reactores de agua, se procede a continuación a tratar el agua de refrigeración y otros líquidos contaminados, concentrándolos y solidificándolos con cemento en bidones metálicos, obteniendo residuos sólidos de baja actividad o de media, que se retiran de la central.

    Por último también se retiran todos los residuos sólidos de baja y media actividad que hubiera almacenados en la central en espera de su envío al almacenamiento definitivo.

    A continuación tendrán lugar dos procesos diferentes, pero relacionados entre sí, que son la descontaminación y el desmantelamiento.

    La descontaminación engloba todas las operaciones de limpieza para remover los pequeños depósitos de residuos radiactivos que pueden estar fijos en las superficies de la vasija, de los tubos, en bombas, circuitos, equipos, suelos, etc.

    El desmantelamiento es el desmontaje y demolición de estructuras, tuberías y componentes, de hormigón o metálicos, que están contaminados internamente, y el tratamiento como residuos radiactivos de los restos. El 85% del total de una central nuclear nunca llega a ser radiactivo ni se contamina y son residuos y escombros convencionales.

    El volumen de residuos radiactivos de baja y media actividad que se producen en los dos procesos, descontaminación y desmantelamiento, se estima que es equivalente al producido en el funcionamiento de la central durante 25 años.

     

    91. ¿Qué estrategia se utiliza para aislar los residuos?
    El principio que sigue el almacenamiento en vertederos de cualquier tipo de residuos es aislarlos del entorno humano interponiendo entre ellos y nosotros un sistema de barreras que impida su retorno para siempre, o que minimice los riesgos a un valor prácticamente nulo en el caso de retorno, aunque este sea altamente improbable. Esto se llama confinamiento.

    En el caso de los residuos radiactivos el sistema de barreras debe mantener su eficacia hasta que la radiactividad haya disminuido por decaimiento radiactivo a los niveles fijados por las autoridades competentes. En el caso de residuos radiactivos, se elimina, pues, el concepto de perennidad que llevan consigo muchos residuos convencionales.

    Actualmente está admitida y tipificada internacionalmente la estrategia a seguir para el almacenamiento final o a largo plazo de los residuos radiactivos, o sea para su confinamiento definitivo.

    El peligro a evitar sería que el agua de lluvia o el agua subterránea se pusiera eventualmente en contacto con los residuos radiactivos, disolviera a alguno de los radionucleidos presentes y los transportara al entorno humano.

    Para disipar este peligro, la estrategia se basa en: a) hacer con los residuos paquetes insolubles y estables, capaces de resistir la agresión del agua por largo tiempo, b) diseñar un recinto especialmente preparado para impedir que el agua pueda tener acceso a su interior, donde se colocarán definitivamente los paquetes, c) emplazar y construir el recinto en una formación geológica superficial o profunda de nuestra corteza terrestre, que pueda garantizar su integridad durante el tiempo que se requiera (esta formación se conoce como 99 roca receptora", y d) elegir la roca receptora dentro de un medio geológico general (roca encajante) formado por materiales absorbentes que impidan o retarden el retorno a la biota en el caso de un fallo altamente imprevisible de todo el sistema de barreras.

    La propia naturaleza se ha encargado de demostrar lo acertado de la estrategia internacional de la gestión de los residuos radiactivos, proporcionando una prueba evidente del buen funcionamiento de las barreras geológicas. Hace 30 años, buscando uranio en el Gabón, se descubrió que en una zona llamada Oklo, se habían producido fisiones en cadena hace 2.000 millones de años, debido a la circulación de agua subterránea en un yacimiento excepcionalmente rico en uranio, funcionando el conjunto como un reactor nuclear natural durante unos 500.000 años. El resultado fue la producción de unas 10 toneladas de productos de fisión y 1,5 toneladas de plutonio hasta el momento en que cesaron las fisiones en cadena. Se ha podido comprobar que los elementos artificiales generados o sus descendientes han permanecido retenidos en un radio de cinco kilómetros alrededor del punto donde se originaron.

    Así tenemos este experimento que la naturaleza nos ha brindado y que ocurrió en un sitio que no estaba elegido para ser almacenamiento de residuos sino donde la naturaleza había puesto el uranio. Cabe añadir que el hombre dispone de tecnología geológica para seleccionar y caracterizar exhaustivamente sitios mejores que el de Oklo, y dispone de técnicas químicas y de ingeniería para hacer paquetes y recintos de mucha más alta calidad de los que pueda haber ofrecido ocasionalmente la naturaleza.

     

    92. ¿Cómo se prevé el almacenamiento de los residuos de alta actividad?
    En el caso del ciclo cerrado (reelaboración o reproceso) el paquete de residuos de alta radiactividad es una cápsula de acero inoxidable y titanio en cuyo interior se ha introducido el producto vitrificado insoluble obtenido en la planta de reproceso después de recuperar uranio y plutonio según se ha explicado en la pregunta 144. El tiempo de aislamiento geológico para este paquete donde no existe el plutonio de vida larga, es sólo de 800 años.

    En el ciclo abierto, el paquete es un contenedor de cobre donde se han metido las varillas del elemento combustible gastado, rellenando con plomo fundido los huecos entre varillas. El tiempo de aislamiento geológico que requiere este paquete es de 4.000 años.

    En ambos casos, el paquete de residuos de alta radiactividad se colocará en un almacén construido en una formación geológica entre 300 y 1.000 metros de profundidad. Como roca receptora se eligen, cuando es factible, las formaciones salinas (la presencia de sal garantiza la ausencia de agua) y, en su defecto, el granito o la arcilla, y como roca encajante siempre la arcilla.

    La construcción de los almacenamientos de residuos de alta radiactividad es, con ciertas variantes, una labor típica de la minería clásica, como puede apreciarse en la figura 121 donde se muestra un esquema de uno de dichos almacenamientos. Los contenedores se colocan en pozos verticales practicados en el suelo de las galerías y, a continuación, se rellena el hueco con bloques de material muy absorbente como cierto tipo de arcillas, entre ellas la bentonita. Cuando todos los pozos de la galería han sido ocupados, ésta se rellena también de bentonita. Finalmente, cuando todo el almacenamiento haya recibido el total de contenedores previstos se rellenarán también todos los pozos de acceso y quedará aislado del exterior, acción que se ha llamado cerrado y sellado del almacenamiento.

    Sólo se prevé un período relativamente corto de control radiológico, después no se considera necesario ningún tipo de vigilancia ambiental ni técnica, pues el sistema tiene que ser pasivo, o sea, capaz de funcionar en adelante y para siempre con la tecnología introducida y los mecanismos previstos.

     

    93. ¿Cómo se prevé el almacenamiento de los residuos de baja y media actividad?
    En el caso de los residuos de baja y media actividad el paquete es un bidón metálico que contiene los residuos inmovilizados en cemento.

    Estos residuos sólo es necesario confinarlos como máximo 250-300 años, siendo la tendencia general construir los almacenamientos en formaciones geológicas superficiales o a poca profundidad.

    La tecnología francesa ha desarrollado un sistema de almacenamiento definitivo de residuos de baja y media radiactividad en formaciones superficiales, como es el caso del "Centro de la Mancha", cerca de Cherburgo, donde Francia ha almacenado 500.000 m3 desde el comienzo de su funcionamiento en 1969 .

    Cuando los módulos están llenos se recubren con arcilla, luego con tierra vegetal y se plantan arbustos formando una duna artificial que queda integrada en el paisaje de dunas de la zona. Este almacenamiento ha sido cerrado a fines de 1991 y desde entonces ha entrado en funcionamiento el de Aube a 205 km. al nordeste de París, donde se prevé almacenar 1.000.000 de m3 a lo largo de los próximos 30 años. El sistema en Aube es también en superficie pero los módulos responden a un diseño operacional más sencillo.

    En España está en funcionamiento el almacenamiento de El Cabril, en Hornachuelos, Córdoba, para residuos de baja y media actividad. Hasta 1989 sólo se habían llevado a El Cabril residuos de los pequeños productores, que se albergaban en tres módulos superficiales de reciente construcción. En 1989, tras las autorizaciones pertinentes, se han comenzado a almacenar también residuos de las centrales nucleares y se está construyendo un sistema de almacenamiento con tecnología del tipo proyectado para Aube en Francia, que permitirá almacenar de forma permanente 58.000 m3 hasta el año 2000. En el caso de El Cabril la roca receptora es una pizarra arcillosa y la roca encajante arcilla.

    El confinamiento que se produce con estas barreras es suficiente para que el impacto radiológico sea prácticamente nulo. En el caso improbable de una situación accidental no prevista, en que haya degradación de estas barreras, el objetivo de seguridad es que el impacto radiológico sea en cualquier caso inferior al fondo natural. A este respecto, conviene recordar que en el caso de los residuos de baja actividad, un 70% alcanza la inocuidad en unos decenios.

     

    94. ¿Es seguro a largo plazo el almacenamiento de residuos radiactivos?
    Para valorar la seguridad del mecanismo de las barreras se han planteado numerosos escenarios, Introduciendo las incertidumbres que lógicamente tiene que haber en un futuro tan lejano. Se utilizan modelos matemáticos en los que se introducen todos los datos de los residuos radiactivos y de las barreras y todos los procesos y sucesos posibles a largo plazo. Con ello se calcula la probabilidad de los efectos radiológicos susceptibles de producirse en el futuro como resultado del almacenamiento definitivo de los residuos. Los cálculos son muy complejos y sólo pueden ser realizados por ordenador.

    Los análisis se basan siempre en la estimación del riesgo que supone que los radionucleidos contenidos en los residuos depositados en un almacén centralizado puedan ser lixiviados por el agua subterránea debido a los fallos en el sistema de barreras y transportados a las aguas superficiales, al agua de bebida y a los alimentos, o arrastrados por el viento, llegando al hombre y al medio ambiente.

    En los modelos se tienen en cuenta numerosos factores como se relaciona a continuación.

    1. Radionucleidos presentes.
    2. Propiedades de la matriz de solidificación del paquete de residuos.
    3. Corrosión de los materiales del contenedor.
    4. Propiedades de la barrera de ingeniería.
    5. Lixiviación de los radionucleidos.
    6. Paso de los radionucleidos a las aguas subterráneas.
    6.1. Permeabilidad de la roca receptora.
    6.2. Circulación del agua por las fisuras.
    6.3. Absorción de los radionucleidos lixiviados en superficies de fisuras.
    6.4. Efecto de las capas geológicas diversas en el itinerario del agua a la biosfera.
    6.5. Interacción de todos los efectos citados.
    6.6. Dilución del agua subterránea al llegar a la superficie.
    6.7. Distribución de la contaminación en los seres vivos (biota).
    7. Dosis de radiación al hombre por intermedio de: agua de bebida, alimentos, inhalación, inmersión, otras vías.
    Además de los factores citados es necesario tener en cuenta hipótesis de fenómenos naturales como los seismos, las glaciaciones, las 'inundaciones y el vulcanismo. Estos eventos, aunque anormales, también tienen que ser introducidos en los escenarios que se modelan, aunque no hay que olvidar que los emplazamientos se elegirán en zonas donde sean muy improbables estos fenómenos.

    Los resultados obtenidos internacionalmente con los análisis hechos con estos modelos indican que en el caso más desfavorable la dosis máxima al individuo más expuesto está dentro de los límites permitidos por las autoridades competentes.

    El resultado de estos estudios, unido a la evidencia de Oklo, ha permitido concluir que el mecanismo de barreras ofrece la seguridad requerida, y el método es hoy aceptado internacionalmente, incluyendo a España, a nivel científico, técnico, político y ético.

     

    95. ¿Qué es ENRESA?
    Los Estados o Gobiernos con programas nucleares significativos han creado entes públicos específicos para la gestión de los residuos radiactivos, o han responsabilizado de su creación al consorcio de empresas productoras de energía nucleoeléctrica, reservándose de alguna manera el seguimiento y control técnico y financiero.

    En España, la Junta de Energía Nuclear llevó a cabo los estudios y gestiones necesarios para la creación de ENRESA, que tuvo lugar por Real Decreto 1522/1984. Es una sociedad pública, participado en un 80% por el CIEMAT (antes Junta de Energía Nuclear) y en un 20% por el Instituto Nacional de Industria.

    ENRESA tiene como misión gestionar adecuadamente los residuos radiactivos producidos en nuestro país y a este respecto se le atribuyen los diversos cometidos necesarios, pero sin duda el de mayor alcance técnico y social es el de resolver el almacenamiento seguro ya largo plazo de todos los residuos radiactivos generados.

    Tal como se establece en el Real Decreto de constitución de ENRESA, los costes de las actividades derivadas de la gestión de los residuos radiactivos deben ser financiados por los generadores de dichos residuos, y tienen que cubrir los gastos que se derivan de todas las etapas de la gestión, aunque éstas se realicen después de haber terminado la vida útil de las centrales nucleares o de cualquier otra instalación generadora.

    En el sector nucleoeléctrico esta financiación se hace a través de una cuota porcentual sobre la recaudación por venta de toda la energía eléctrica que se consume en el país, y que se hace recaer después sobre el coste de los kilovatios hora nucleares. Esta cuota ha sido del 1,2% en 1991.

    En el caso de los pequeños productores, se establece una tarifa por la prestación del servicio que debe ser abonada en el momento de la recogida de los residuos.

    El importe actualizado de las cantidades recaudadas, incluyendo los intereses generados, garantiza el pago de los gastos de la gestión, que alcanzarán su máximo cuando haya que construir el almacén geológico definitivo para los residuos de alta radiactividad, entre el año 2015 y el 2025.

    El coste total de la gestión de los residuos radiactivos en España se fija en un billón de pesetas (deflactadas a 1990).