Nuovo metodo per il controllo delle barre di combustibile
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Nuovo metodo per il controllo delle barre di combustibile


I ricercatori dell’Istituto Paul Scherrer PSI hanno analizzato le guaine di protezione delle barre di combustibile dei reattori nucleari con un nuovo metodo di imaging 3D. In questo modo i ricercatori hanno potuto determinare con la massima precisione in che misura la qualità delle guaine cambi con il passare del tempo, a causa della corrosione e dell’esposizione alle radiazioni. A tal proposito, lo strato di ossido delle guaine si è dimostrato a tenuta stagna anche dopo anni di funzionamento. Il nuovo metodo consente di verificare questa evidenza scientifica in modo particolarmente dettagliato.

Le guaine di protezione delle barre di combustibile nei reattori nucleari devono rimanere a tenuta stagna; questo nonostante il rischio di corrosione causato dall’acqua di raffreddamento che le circonda e nonostante l’esposizione alle radiazioni. È quindi importante sapere quanto rapidamente si producono gli strati di corrosione e quanto siano porosi. Adesso, i ricercatori presso l’Istituto Paul Scherrer PSI sono riusciti per la prima volta, utilizzando un nuovo metodo, a rendere visibili in tre dimensioni questi cambiamenti nel materiale delle guaine di protezione, con una risoluzione nell’ordine dei nanometri. Un'ulteriore caratteristica distintiva: i ricercatori hanno esaminato campioni delle guaine di protezione che erano state effettivamente utilizzate nel reattore. A tal riguardo si è dimostrato che le guaine hanno resistito alle sollecitazioni: erano ancora a tenuta stagna. I ricercatori hanno ora pubblicato i risultati del loro studio sulla rivista specializzata Advanced Engineering Materials.

Campioni minuscoli consentono di gestire la radiazione

Le nuove ricerche sono nate dalla collaborazione tra tre centri di ricerca del PSI: il Centro per le tecnologie e le scienze nucleari, il Centro per la scienza dei fotoni e il Centro di ricerca sui neutroni e i muoni. Nel cosiddetto "Hotlabor" del PSI, un impianto unico nel suo genere per lo studio di materiali altamente radioattivi, i collaboratori del Centro per le tecnologie e le scienze nucleari hanno sezionato, all’interno di celle schermate e utilizzando speciali seghetti di precisione, campioni ultrasottili provenienti dalle guaine di protezione delle barre di combustibile esaurite. Successivamente, i ricercatori hanno modellato questi campioni, sagomandoli con un fascio ionico focalizzato in forma di campioni cilindrici.

I campioni provenivano dalla superficie delle guaine di protezione: a causa dell’ossidazione verificatasi durante il funzionamento, la superficie è costituita da uno strato di ossido di zirconio. "Alla fine, la nostra minuscola colonna di ossido di zirconio aveva un diametro di appena 20 micrometri, ovvero una misura quasi invisibile a occhio nudo. Un capello umano è da tre a quattro volte più spesso", spiega Okan Yetik, primo autore del nuovo studio. Yetik ha condotto questa ricerca nel quadro del suo dottorato di ricerca, che nel frattempo è stato completato, presso il Centro per le tecnologie e le scienze nucleari e il Centro di ricerca sui neutroni e i muoni del PSI.

"Con queste dimensioni minuscole, il campione emette solo una quantità ridottissima di radiazioni ionizzanti", aggiunge Liliana Duarte, ricercatrice presso il Centro per le tecnologie e le scienze nucleari del PSI e una delle relatrici del dottorato di Yetik. "Di conseguenza, siamo rimasti al di sotto del valore limite entro il quale è consentito eseguire tali analisi al di fuori di celle di laboratorio appositamente schermate."

È stato così possibile analizzare il campione presso la Sorgente di luce di sincrotrone svizzera SLS del PSI, utilizzando la tomografia pticografica a raggi X (PXCT), qui sviluppata. Con questa tecnica il campione viene scansionato punto per punto mediante un fascio di raggi X da diverse angolazioni, ottenendo in tal modo immagini tridimensionali ad altissima risoluzione della struttura interna del materiale. "In questo modo siamo riusciti a individuare persino dei pori di soli ottanta nanometri", afferma Andreas Menzel del Centro per la scienza dei fotoni del PSI, un altro coautore dello studio.

"Le misurazioni effettuate presso la SLS ci hanno dimostrato che gli strati protettivi di ossido delle guaine di protezione rimangono a tenuta stagna e svolgono la loro funzione anche dopo anni di impiego", afferma Liliana Duarte.

Involucro protettivo per il combustibile nucleare

Le guaine di protezione nelle centrali nucleari sono costituite da leghe metalliche speciali, particolarmente resistenti alla corrosione: di norma contengono oltre il 98% di zirconio. A seconda della lega e del tipo di reattore, vengono aggiunte piccole quantità di altri elementi chimici, come il cromo, il ferro, lo stagno, il niobio o il nichel. Le guaine avvolgono il combustibile nucleare: uranio fissile, solitamente sotto forma di ossido di uranio UO2. Questo viene compresso in pastiglie e impilato nelle guaine di protezione. Una guaina di protezione è lunga tipicamente quattro metri, ha un diametro esterno di circa un centimetro e uno spessore della parete di circa 0,7 millimetri. A seconda del tipo di reattore, da 50 a 300 barre di combustibile vengono raggruppate a formare un elemento combustibile. Un nocciolo di un reattore nucleare contiene complessivamente diverse decine di migliaia di barre di combustibile.

È possibile un confronto con test standard

A titolo di paragone, i ricercatori hanno inoltre esaminato campioni di guaine di protezione non esposte a radiazioni, come quelle finora utilizzate per i controlli di qualità: in una cosiddetta autoclave, ovvero un recipiente che funziona in modo simile a una pentola a pressione, i campioni vengono sottoposti in modo mirato a pressione, temperatura e acqua.

A tal riguardo è emerso quanto segue: la densità delle guaine di protezione effettivamente utilizzate e quella dei campioni di guaine di protezione trattate in autoclave erano praticamente identiche. Da ciò si può dedurre che i consueti test sui materiali effettuati con campioni non radioattivi prelevati dall’autoclave forniscono risultati decisamente convincenti.

Buone notizie per la sicurezza

Si tratta di ottime notizie per la sicurezza delle guaine di protezione e, di conseguenza, delle centrali nucleari. E sono buone notizie anche per le future analisi a cui si sottopongono le guaine di protezione: non sarà sempre necessario analizzare guaine di protezione realmente dismesse.

La ricerca del PSI può pertanto fornire un ausilio ai gestori delle centrali nucleari allo scopo di ottimizzare ulteriormente la chimica del ciclo dell’acqua e la gestione dell'esercizio dei loro reattori. I produttori di elementi combustibili possono adattare in modo più mirato le leghe e i trattamenti termici alle rispettive esigenze. Non da ultimo, il nuovo metodo di analisi apre la possibilità, in futuro, di analizzare con un grado di dettaglio simile e di ottimizzare per il loro impiego anche i componenti dei reattori di nuova generazione, i cosiddetti Small Modular Reactors, nonché i componenti dei reattori nucleari a fusione.

Density Measurement of Irradiated and Non-Irradiated Zirconium Oxide by Ptychographic X-Ray ComputedTomography (PXCT)
Okan Yetik, Liliana I. Duarte, M.G. Makowska, Roland Brütsch, Andrej Bullemer, Ana Diaz, Mirko Holler, Andreas Menzel, Johannes Bertsch, PavelTrtik
Advanced Engineering Materials, 11.10.2026 (online)
DOI: 10.1002/adem.202503145
Attached files
  • Andreas Menzel, del Centro per la scienza dei fotoni, e Liliana Duarte, del Centro per le tecnologie e le scienze nucleari, sono due dei ricercatori del PSI che hanno analizzato con altissima precisione le guaine di protezione delle barre di combustibile. Sulla base di tale analisi è emerso che il materiale rimane a tenuta stagna anche dopo che sono trascorsi anni di funzionamento. © Istituto Paul Scherrer PSI/Markus Fischer
Regions: Europe, Switzerland
Keywords: Science, Physics, Applied science, Engineering

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