Study of near field processes involved in the oxidative dissolution of the spent nuclear fuel and radionuclides release
Authors:   , Espriu Gascon Alexandra 
Published: July 2023

Nowadays nuclear power plants (NPP) and dedicated facilities are storing the spent nuclear fuel (SNF). In the case of Spain, the NPP have enough space in their pools to keep storing the SNF produced from their activity; therefore, it is necessary to provide a final solution for the SNF management. It has been internationally accepted that the safest and most economically viable option to finally dispose the SNF is the Deep Geological Repository (DGR) which is based on the protection and confinement of the SNF by using a multibarrier system. This system considers the SNF as the first barrier where all the radionuclides (RN) are contained due to the physical and chemical properties of the fuel waste.
With the goal of assessing the safety of the DGR and determining the SNF behavior under relevant conditions for the repository, in this work, four different scenarios have been selected that might alter the nuclear waste. These scenarios were studied by using non irradiated analogues of the SNF.
During the alteration of the barriers of the DGR, the anoxic corrosion of the metallic container will produce high partial pressures of hydrogen that might get in contact with the SNF. At the same time, it is possible that vapor will be produced due to the water entry and the temperature of the SNF. In this work, the effect of water vapor and hydrogen in contact with UO2 has been studied. It was observed that uranium is oxidized in contact with water vapor in anoxic and reducing environment and as a function of the temperature. On the other hand, when palladium nanoparticles were used as analogues of the epsilon and metallic particles of the SNF, no oxidation was observed under H2 atmosphere.
At the time when the water gets in contact with the SNF, the RN that are segregated and are more volatile and soluble than UO2 will be released to the water faster than the SNF matrix and will contribute to the Instant Release Fraction (IRF). With the aim of predicting the RN release, a mathematical model and a specific algorithm were designed, in order to identify and quantify the segregation of the RN that contributes to the IRF. Real leaching data was used to discuss the model and the algorithm by using the results obtained that allowed to classify the RN depending on their release source (grain boundary, oxidized phases and matrix). The dissolution rates obtained from the model agree with reported values in the bibliography.
Since the alteration mechanisms of the SNF and the UO2 matrix depend on the ground water composition, and given the presence of concrete components in the DGR, this work studied the SNF corrosion in contact with cement waters. A SIMFUEL electrode was used to obtain cyclic voltammograms, potentiostatic and corrosion potential measurements under hyper alkaline conditions in presence of calcium and silicate as a analogue of cementitious water. The results obtained showed that the oxidation of the SIMFUEL was partially avoided in the presence of calcium and silicate. This might be caused by the precipitation of solid phases on the electrode surface or by the stabilization of reduced phases.
Finally, saturation conditions might occur in the SNF near field and secondary solid phases might precipitate in the SNF vicinity. In this context, this work studied the influence of two uranyl silicate solid phases (soddyite and uranophane) on the Cs and Sr mobility. It was determined that both solid phases can retain the two RN on their surface and the sorption process proceeds through sorption on active sites. For the sorption of Cs, soddyite has more sorption capacity while in the case of Sr, uranophane has more sorption capacity. Therefore, the formation of these secondary phases might decrease the concentration of Cs and Sr released to the geosphere.
Actualmente en España, las centrales nucleares están acumulando el combustible nuclear gastado (CNG) y apenas disponen de espacio suficiente para seguir almacenando el residuo generado por la actividad de la central. En consecuencia, es necesario adoptar una solución definitiva a la gestión de los residuos nucleares. La opción aceptada internacionalmente para almacenar definitivamente el CNG como la más segura y viable es el Almacenamiento Geológico Profundo (AGP) basado en el confinamiento y la protección del residuo mediante un sistema de multibarrera. Dicho sistema considera el CNG como primera barrera donde están contenidos los radionúclidos (RN) debido a las propiedades físicas y químicas del propio combustible. Con el objetivo de evaluar la seguridad del AGP y determinar el comportamiento del CNG en condiciones relevantes para su almacenamiento definitivo, en el presente trabajo se han planteado cuatro posibles escenarios que podrían provocar la alteración del combustible. Dichos escenarios se han estudiado mediante análogos no irradiados del CNG. En el proceso de alteración de las barreras que componen el AGP, la corrosión anaeróbica de la capsula metálica produce una elevada presión de hidrógeno que podría entrar en contacto con el CNG. A su vez, la entrada de agua en el repositorio y la temperatura a la que se encuentra el CNG podrían hacer aumentar la humedad en las proximidades del residuo. Por lo tanto, en este trabajo se ha estudiado el efecto del vapor de agua en contacto con el UO2 en atmósfera de H2. Los resultados obtenidos muestran que se produce la oxidación del uranio tanto en condiciones anaeróbicas como en condiciones reductoras en función de la temperatura usada. Por otro lado, en presencia de nanopartículas de paladio, análogas a las partículas épsilon del CNG, no se observó oxidación alguna del UO2 en presencia de H2. En el momento en que el agua entre en contacto con el CNG, los RN segregados de la matriz más volátiles y solubles serán lixiviados de forma prácticamente instantánea (IRF) provocando un aumento significativo de radiación en las aguas subterráneas. Con el objetivo de predecir la liberación de dichos RN se ha diseñado un modelo y un algoritmo matemático que ha permitido predecir la liberación de los RN disueltos en la matriz e identificar y cuantificar los RN que forman parte de la IRF de un combustible real. Los resultados obtenidos de la aplicación del modelo concuerdan con resultados experimentales publicados anteriormente. Por lo tanto, se puede concluir que el modelo y el algoritmo cumplen con los objetivos marcados de identificación, predicción y cuantificación de la distribución de los RN en el CNG. Debido a que los mecanismos de alteración del UO2 podrían variar dependiendo de la composición del agua subterránea, se ha estudiado la corrosión del CNG en contacto con aguas de cemento. Para ello se ha usado un electrodo de SIMFUEL con el que se han realizado ciclovoltamogramas, experimentos potenciostáticos y mediciones del potencial de corrosión en condiciones hiperalcalinas y en presencia de calcio y silicato como símil de aguas de cemento. Los resultados muestran una disminución de la corrosión en presencia de calcio y silicato que podría ser provocada por la precipitación de fases sólidas en la superficie del SIMFUEL o por la estabilización de las fases reducidas. Por último, la precipitación de fases sólidas podría ayudar a reducir la concentración de los RN liberados por el CNG. En este contexto, se han estudiado y determinado las capacidades de retención de dos fases sólidas de uranio; la soddiita y la uranofana, en contacto con Cs y Sr en disolución. Se ha determinado que ambos sólidos son capaces de adsorber ambos iones en su superficie, siendo la soddiita el sólido con mayor capacidad de retener Cs y la uranofana la fase sólida con mayor capacidad de retención de Sr. Por tanto, la formación de estas fases podría disminuir la concentración de estos RN liberados a la geosfera.