Cada vez más cerca de cerrar el ciclo del combustible nuclear y reducir así la radiotoxicidad
Los actínidos menores (AM) son elementos radiactivos de larga duración como el americio (Am), el neptunio (NP) o el curio (Cm), que están presentes en el combustible nuclear gastado. Si se separan estos radionucleidos AM durante el paso de partición del proceso de reprocesamiento de los HLLW y se transmutan en radioelementos con periodos de semidesintegración más cortos en una central nuclear, los residuos restantes contendrán una radiotoxicidad a largo plazo enormemente reducida. Para lograrlo, el equipo del proyecto financiado con fondos de la Unión Europea PELGRIMM investigó combustibles nucleares especializados, siguiendo dos enfoques: Reciclaje homogéneo de AM, en el que un porcentaje reducido de AM se diluyen en combustibles iniciadores de óxido de uranio-plutonio (U,Pu)O2 y el reciclaje heterogéneo, en el que se concentran los AM en combustibles de UO2, ubicados en el material fértil radial del núcleo. Primero, PELGRIMM tuvo que superar una serie de retos, tales como la preparación y aplicación de la nueva prueba de irradiación MARINE en los combustibles de (U,Am)O2 en el reactor de alto flujo de Petten (Países Bajos). Exploración de combustibles para el reciclaje homogéneo y heterogéneo Con relación al reciclaje homogéneo de AM, el equipo de PELGRIMM investigó el rendimiento del (U,Pu,Am)O2 bajo irradiación, a través de un programa experimental sobre combustibles irradiados, con el objetivo de enriquecer y ampliar la base de datos disponible y a través del desarrollo de modelos, a fin de actualizar los códigos. Para el reciclaje heterogéneo, se obtuvieron resultados únicos con combustibles irradiados de (Am,U)O2 y se llevó a cabo la nueva prueba de irradiación MARINE con éxito. También se desarrollaron nuevos modelos para describir el comportamiento de la irradiación del combustible. Como coordinadora del proyecto, la doctora Fabienne Delage reconoció que «Ambos tipos de investigaciones sobre los combustibles compuestos por AM se iniciaron recientemente. Los conocimientos experimentales se limitan al proceso de fabricación a escala de laboratorio, a una pequeña cantidad de resultados de pruebas en frío y a unos pocos experimentos de irradiación». Otro aspecto del proyecto consistió en el estudio de combustibles compuestos por perlas esféricas (empaquetamiento de esferas), como alternativa a las pastillas estándar. La tecnología de empaquetamiento de esferas es atractiva para los combustibles compuestos por AM porque simplifica el proceso de fabricación, al eliminar algunos pasos del proceso como la molienda, el prensado y la trituración, que suponen la presencia de polvos de combustible. Además, el proceso de fabricación sería más compacto. También se baraja la hipótesis, todavía no demostrada, de que las esferas podrían ofrecer un mejor rendimiento del combustible bajo irradiación, gracias a una mejor adaptación al hinchamiento sólido y a una mejor gestión del helio generado durante la irradiación. Según la Dra. Delage, «Una aportación importante del proyecto PELGRIMM a ambos escenarios de reciclaje de AM es el desarrollo de las dilatadas investigaciones de varias etapas sobre las evaluaciones de potencial de rendimiento y limitaciones del combustible. Normalmente, estas investigaciones duran más que un proyecto de tres o cuatro años». Sobre la base de éxitos anteriores De hecho, el proyecto PELGRIMM aprovechó los esfuerzos de anteriores proyectos financiados por la Unión Europea, como FAIRFUELS y ACSEPT, encaminados a cerrar el ciclo del combustible nuclear de manera eficiente y, en última instancia, a reducir el volumen y el contenido radiactivo de los residuos nucleares de larga duración, que se eliminarán mediante el almacenamiento geológico. En cuanto a los próximos pasos, la Dra. Delage resaltó unos cuantos esfuerzos de investigación y desarrollo adicionales que son necesarios. Tal y como explicó ella misma, «Existe la necesidad de aumentar el conjunto de resultados de irradiación, en primer lugar, mediante la realización de exámenes post-irradiación sobre combustibles irradiados ya disponibles. En segundo lugar, mediante la realización de pruebas de combustibles en condiciones de operación normal y anómala de los reactores». Otras áreas de interés que citó la Dra. Delage incluyen la ampliación de la base de datos de propiedades del combustible, el establecimiento continuado de códigos de rendimiento del combustible predictivos, el progreso en las técnicas de fabricación desde la escala de laboratorio a la piloto y el aumento en las consideraciones de la física, el diseño y el rendimiento de seguridad del núcleo del reactor, así como la gestión de los flujos de residuos secundarios.
Palabras clave
Radiotoxicidad, nuclear, actínidos menores, combustible gastado, irradiación, ciclo del combustible nuclear, residuos nucleares, almacenamiento geológico, combustibles iniciadores
