Un passo più vicini a chiudere il ciclo del combustibile nucleare, per una ridotta radiotossicità Dal momento che gli Attinidi minori (MA) contribuiscono notevolmente alla radiotossicità a lungo termine dei combustibili esauriti, il progetto PELGRIMM finanziato dall’UE ha partecipato agli sforzi per ridurre il loro contenuto di rifiuti liquidi ad alto livello (HLLW), offrendo la prospettiva di uno smaltimento ancora più sicuro. Cambiamento climatico e Ambiente © NRG Gli Attinidi minori (MA) sono gli elementi radioattivi a lungo termine come americio (Am), nettunio (Np) o curio (Cm) che sono presenti nei combustibili nucleari esauriti. Se questi radionuclidi MA vengono separati durante la fase di suddivisione del processo di riprocessamento degli HLLW e in seguito tramutati in radioelementi con emivite più brevi in una centrale nucleare, i rifiuti rimanenti contengono una radiotossicità a lungo termine notevolmente ridotta. Per ottenere questo, il progetto PELGRIMM, finanziato dall’UE, ha studiato dei combustibili nucleari dedicati, all’interno di due approcci: riciclo omogeneo degli MA, dove una piccola percentuale di MA è diluita in combustibili di tipo driver agli ossidi di uranio e plutonio (U,Pu)O2 e il riciclo eterogeneo degli MA dove gli MA sono concentrati in combustibili UO2, collocati nella copertura del nucleo radiale. PELGRIMM ha dovuto prima superare diverse sfide, come per esempio la preparazione e l’implementazione del nuovo test di irradiazione MARINE su combustibili (U,Am)O2 nel reattore ad alto flusso a Petten, nei Paesi Bassi. Esaminare combustibili per il riciclo omogeneo e quello eterogeneo In relazione al riciclo omogeneo degli MA, PELGRIMM ha studiato le prestazioni di (U,Pu,Am)O2 sotto irradiazione mediante un programma sperimentale sui combustibili irradiati, allo scopo di arricchire e ampliare la banca dati disponibile e, mediante sviluppi del modello, per aggiornare i codici. Per il riciclo eterogeneo, sono stati ottenuti dei risultati unici sui combustibili irradiati (Am,U)O2 e la nuova irradiazione MARINE è stata completata con successo; sono stati sviluppati anche nuovi modelli per descrivere il comportamento dell’irradiazione del combustibile. Quale coordinatrice del progetto, la dottoressa Fabienne Delage riconosce che, “Entrambi i tipi di ricerca sui combustibili contenenti MA sono iniziati abbastanza di recente. La conoscenza sperimentale rimane limitata al processo di fabbricazione su scala di laboratorio, a una piccola quantità di risultati di test fuori dalla pila atomica e a scarsi esperimenti di irradiazione.” Un altro aspetto del progetto era lo studio di combustibili sotto forma di piccole perle sferiche (spherepac), quale alternativa ai pellet standard. La tecnologia spherepac è allettante per combustibili contenenti MA dal momento che semplifica il processo di fabbricazione, grazie all’eliminazione di alcune fasi del processo quali macinatura, pressatura e molitura che comportano polveri di combustibile (e pulviscolo). In aggiunta, verrebbe incrementata la compattezza del processo di fabbricazione. Si ipotizza inoltre, ma questo non è stato ancore dimostrato, che le sfere potrebbero offrire migliori prestazioni del combustibile sotto irradiazione, per via di un migliore adattamento del rigonfiamento solido e di una migliore gestione dell’elio generato durante l’irradiazione. Secondo la dottoressa Delage, “Un contributo significativo che PELGRIMM ha dato a entrambi gli scenari del riciclo degli MA è stato quello di sviluppare ulteriormente i lunghi studi multistadio sul potenziale delle prestazioni del combustibile e sulle valutazioni del limite. Questi sono solitamente più lunghi della durata dei progetti, che è tipicamente di tre o quattro anni.” Accrescere il precedente successo Il progetto PELGRIMM ha infatti sfruttato al meglio gli sforzi di precedenti progetti finanziati dall’UE, quali FAIRFUELS e ACSEPT, per chiudere efficientemente il ciclo del combustibile nucleare, per ridurre in sostanza il volume e il contenuto radioattivo delle scorie nucleari a vita lunga, da smaltire in depositi geologici. Per quanto riguarda i prossimi passi, la dottoressa Delage sottolinea alcuni ulteriori sforzi necessari nel campo della Ricerca e Sviluppo. Come fa notare, “Vi è la necessità di incrementare la serie di risultati relativi all’irradiazione innanzitutto effettuando e completando esami post irradiazione sui combustibili irradiati già disponibili. Secondariamente, testando combustibili in condizioni operative e non normali del reattore.” Ulteriori aree su cui concentrare l’attenzione citate dalla dottoressa Delage includono l’ampliamento della banca dati sulle proprietà del combustibile, una continua creazione di codici predittivi per le prestazioni del combustibile, progressi nelle tecniche di fabbricazione dalla scala di laboratorio a quella pilota, e le accresciute analisi di fisica, progettazione e prestazioni di sicurezza del nucleo del reattore, in aggiunta alla gestione dei flussi secondari di rifiuti. Parole chiave Radiotossicità, nucleare, Attinidi minori, combustibili esauriti, irradiazione, ciclo combustibile nucleare, scorie nucleari, depositi geologici, combustibili tipo driver
