Three models have been developed and applied in the performance assessment of a final repository. They are based on accepted theories and experimental results for known and possible mechanisms that may dominate in the oxidative dissolution of spent fuel and the release of nuclides from a canister. Assuming that the canister is breached at an early stage after disposal, the three models describe three sub-systems in the near field of the repository, in which the governing processes and mechanisms are quite different. In the model for the oxidative dissolution of the fuel matrix, a set of kinetic descriptions is provided that describes the oxidative dissolution of the fuel matrix and the release of the embedded nuclides. In particular, the effect of autocatalytic reduction of hexavalent uranium by dissolved H2, using UO2 (s) on the fuel pellets as a catalyst, is taken into account. The simulation results suggest that most of the radiolytic oxidants will be consumed by the oxidation of the fuel matrix, and that much less will be depleted by dissolved ferrous iron. Most of the radiolytically produced hexavalent uranium will be reduced by the autocatalytic reaction with H2 on the fuel surface. It will reprecipitate as UO2 (s) on the fuel surface, and thus very little net oxidation of the fuel will take place. In the reactive transport model, the interactions of multiple processes within a defective canister are described, in which numerous redox reactions take place as multiple species diffuse. The effect of corrosion of the cast iron insert of the canister and the reduction of dissolved hexavalent uranium by ferrous iron sorbed onto iron corrosion products and by dissolved H2 are particularly included. Scoping calculations suggest that corrosion of the iron insert will occur primarily under anaerobic conditions. The escaping oxidants from the fuel rods will migrate toward the iron insert. Much of these oxidants will, however, be consumed by ferrous iron that comes from the corrosion of iron. The nonscavenged hexavalent uranium will be reduced by ferrous iron sorbed onto the iron corrosion products and by dissolved hydrogen. In the transport resistance network model, the transport of reactive actinides in the near field is simulated. The model describes the transport resistance in terms of coupled resistors by a coarse compartmentalisation of the repository, based on the concept that various ligands first come into the canister and then diffuse out to the surroundings in the form of nuclide complexes. The simulation results suggest that carbonate accelerates the oxidative dissolution of the fuel matrix by stabilizing uranyl ions, and that phosphate and silicate tend to limit the dissolution by the formation of insoluble secondary phases. The three models provide powerful tools to evaluate "what if" situations and alternative scenarios involving various interpretations of the repository system. They can be used to predict the rate of release of actinides from the fuel, to test alternative hypotheses and to study the response of the system to various parameters and conditions imposed upon it. / QC 20100521

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:46:30Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:56:20Z (GMT). No. of bitstreams: 1 07980.pdf: 5791468 bytes, checksum: 2d077456e70a82616ef0f27e1d7f3b6b (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:52:15Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:01:10Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:43:41Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:09:56Z (GMT). No. of bitstreams: 1 06654.pdf: 9860874 bytes, checksum: a9212efd0462f2603abb2f237d62a703 (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:46:30Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:56:20Z (GMT). No. of bitstreams: 1 07980.pdf: 5791468 bytes, checksum: 2d077456e70a82616ef0f27e1d7f3b6b (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:52:15Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:01:10Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O descarte de embalagens vazias dos agrotóxicos sem fiscalização e controle pode gerar problemas ambientais, afetando a saúde do homem, dos animais e da vida silvestre. Entre os inseticidas comerciais, o clorpirifós tem uma importância significativa por ser amplamente utilizado e persistente no ambiente. O ataque do radical hidroxila, OH é o processo mais eficiente de oxidação química de compostos orgânicos. A degradação de clorpirifós induzida por radiação gama foi estudada em amostras de água e em embalagens de polietileno. Embalagens de polietileno de alta densidade coextrudada em camadas sobrepostas, COEX, contaminadas com clorpirifós foram irradiadas com radiação gama em fonte de Co-60 do tipo \"Gammacell\" e do tipo \"irradiador de grande porte\". As análises de clorpirifós e solventes, assim como dos subprodutos formados foram realizadas por cromatografia a gás associada à espectrometria de massa. A radiação ionizante se mostrou uma técnica eficiente na degradação do inseticida clorpirifós nestas embalagens. / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:43:41Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:09:56Z (GMT). No. of bitstreams: 1 06654.pdf: 9860874 bytes, checksum: a9212efd0462f2603abb2f237d62a703 (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

L’utilisation du procédé d’osmose inverse (OI) pour le traitement d’effluents nucléaires aqueux pose la problématique des effets de radiolyse et de vieillissement des membranes sous irradiation ɣ. Les performances des membranes (perméabilité, taux de rétention en strontium et césium) après irradiation ɣ ont été étudiées. L’irradiation par une source externe (60Co) a été réalisée dans différentes conditions représentatives de situations réelles (0,1 à 1 MGy, à 0,5 et 5 kGy.h-1, présence ou absence d’eau et d’oxygène). Une démarche analytique innovante et complémentaire (FTIR-ATR, XPS, production de gaz et d’espèces hydrosolubles) a été mise en œuvre afin d’obtenir des informations pertinentes sur les effets de l’irradiation sur les matériaux constitutifs. La chute des performances, débutant entre 0,2 MGy et 0,5 MGy, en présence d’oxygène et d’eau (débit de dose 0,5 kGy.h-1), est liée à des scissions de chaînes localisées sur la couche active de la membrane. Les dégradations se sont révélées plus faibles en absence d’oxygène et d’eau et à débit de dose à élevé. Les performances des membranes ont ensuite été évaluées sur trois matrices aqueuses différentes représentant respectivement des effluents radioactifs issus de situation post-accidentelle, accidentelle ou procédé. Les essais menés à l’échelle laboratoire et pilote montrent que dans chaque cas, l’utilisation de l’OI est possible en choisissant des membranes et des conditions opératoires adaptées. Pour finir, le temps pour atteindre une valeur seuil de dose intégrée reçue par les membranes a été estimé grâce au logiciel RABBI : une dizaine de jours pour l’effluent accidentel, plusieurs années pour les deux autres cas. / The treatment of nuclear liquid wastes by reverse osmosis (RO) involved issues of the water radiolysis and the membrane ageing due to ɣ irradiation effects. Membrane performances (permeability, strontium and cesium retention) were assessed after ɣ irradiation. Irradiation was carried out with an external 60Co source in different conditions that simulated real used of the process (dose from 0.1 to 1 MGy, dose rate of 0.5 and 5 kGy.h-1, with or without oxygen or water). Several analytical methods were performed to evaluate irradiation effects (ATR-FTIR, XPS, gas production, water soluble species released from the membrane). The methodology developed led to relevant information due to an innovative analytical protocol. Membrane performances started dropping between 0.2 and 0.5 MGy with oxygen and water (dose rate 0.5 kGy.h-1). This shift was linked to chains scissions inside the membrane active layer. The membrane degradation was weaker without oxygen or water or at high dose rate (5 kGy.h-1). Results showed that each analysis comforted each other. Membrane performances were also evaluated with three different types of liquid effluents, representing radioactive effluents from a post-disaster situation (groundwater type), disaster situation (seawater) or process water. Experiments were carried out at lab and pilote scales. Results indicated that the treatment of each effluent was possible by RO with an adequate choice of membrane and operating parameters. Finally, the time to reach an integrated dose threshold for the membrane in real conditions was estimated with the RABBI software : a dozen of days in the case of disaster situation to several years in the two other cases.

L'acide nitrique est largement utilisé dans le procédé de retraitement du combustible nucléaire usé, le procédé PUREX (Plutonium and Uranium Refining by EXtration). Ce procédé est fondé sur l'extraction liquide-liquide de l'uranium et du plutonium aux degrés d'oxydation (+VI) et (+IV) respectivement. Le plutonium est ensuite désextrait, et ainsi séparé de l'uranium par ajout d'uranium (+IV) stabilisé en milieu acide nitrique par des ions hydrazinium (N2H5+). Or, la radiolyse de l'acide nitrique, inhérente à la présence d'émetteurs α dans ces solutions, génère des espèces radicalaires et moléculaires susceptible de modifier, d'une part, le comportement redox des actinides et, d'autre part, de réagir avec les ions hydrazinium. Le but de ce travail est de mieux maîtriser les paramètres chimiques et physico-chimiques susceptibles de modifier les degrés d'oxydation de l'uranium et du plutonium dans les solutions d'acide nitrique. Parmi ces paramètres, le rôle de l'acide nitreux et du peroxyde d'hydrogène, générés par radiolyse de l'acide nitrique, est primordial. L'objectif est de repréciser les cinétiques de formation du peroxyde d'hydrogène et de l'acide nitreux par radiolyse alpha des milieux acide nitrique / nitrate de sodium en fonction des paramètres : acidité, concentration des ions nitrate et transfert d'énergie linéique du rayonnement ionisant.Il a été montré que la formation de peroxyde d'hydrogène diminue avec l'augmentation de la concentration des ions nitrate et augmente fortement avec l'acidité de la solution, jusqu'à atteindre une valeur stationnaire pour une acidité proche de 0,2 mol L-1. Pour sa part, la formation de l'acide nitreux est favorisée par l'augmentation de la concentration des ions nitrate. Il a été observé que G(HNO2) évolue selon deux tendance distincte, la première dans les solutions diluées d'ions nitrate et la seconde dans les solutions concentrées d‘ions nitrate. Ces deux variations traduisent des phénomènes radiolytiques directs et indirects modifiant les mécanismes de formation de HNO2. L'étude de l'acidité des solutions irradié a montré que la formation de H2O2 et de HNO2 est favorisé avec l'augmentation de la concentration des ions hydronium, jusqu'à atteindre une valeur stationnaire pour une acidité proche de 0,2 - 0,5 mol L-1.Par ailleurs, les effets induits par la nature du rayonnement ionisants (,,,…), sur les rendements de formation de H2O2 et HNO2, ont été étudiés. Il a été montré que le transfert d'énergie linéique (TEL), compris entre 0,2 keV µm-1 (caractéristique d'un rayonnement gamma) et 130 keV µm-1 (caractéristique d'un rayonnement alpha émis par la décroissance radioactive d'un actinide), a une influence significative sur les rendements de formation de H2O2 et de HNO2. Il a été observé que l'impact des ions nitrate sur le rendement de formation de H2O2 devient plus marqué, lorsque le TEL augmente. A contrario, l'impact des ions nitrate favorisant le rendement de formation de HNO2, diminue lorsque le TEL augmente. Sur la base des résultats acquis durant cette étude et des données présentes dans la littérature, deux équations paramétriques ont été développées. L'intérêt de cette paramétrisation des effets est de prédire les rendements radiolytiques de formation de H2O2 et de HNO2 selon les conditions chimique du milieu ([NO3-] ≤ 4 mol L-1 et 10-5 mol L-1 ≤ [H+] ≤ 4 mol L-1) et selon la nature du faisceau (TEL compris entre 0,2 – 130 keV µm-1).La finalité de cette étude serait de prédire les quantités de H2O2 et de HNO2 formés par radiolyse de HNO3/NaNO3 dans les étapes du procédé de retraitement des combustibles nucléaires. / Nitric acid is widely used in spent nuclear fuel reprocessing, especially in PUREX process (Plutonium and Uranium Refining by Extraction). This process is based on liquid-liquid extraction of Uranium (+VI) and Plutonium (+IV). Plutonium is separated from Uranium by addition of Uranium (+IV) in nitric acid, stabilized by hydrazinium ion (N2H5+). However, the radiolysis of nitric acid, result of the presence of alpha emitting radionuclides, generates in solutions free radicals and molecular species. These species are capable of modifying the redox state of actinides and reacting with hydrazinium ions.The aim of this work is to reveal the chemical and physical-chemical parameters that may modify the oxidation states of Uranium and Plutonium in nitric acid solutions. Among these parameters, the role of nitrous acid and hydrogen peroxide, generated by radiolysis of the nitric acid, is very important. The objective is to redefine the kinetics of formation of hydrogen peroxide and nitrous acid during alpha radiolysis of nitric acid / sodium nitrate, as a function of three parameters: acidity, nitrate concentration and the linear energy transfer of ionizing radiation.It was shown that the formation of hydrogen peroxide decreases with increasing nitrate ions concentration and increases greatly with the acidity of the solution (until it reaches a stationary value for an acidity of 0.2 mol L-1). The formation of nitrous acid is promoted by the increase the nitrate ions concentration. It was observed that G(HNO2) varies according to two trends. The first one in dilute nitrate solutions and the second in concentrated nitrate solutions. These two trends reflect the direct and indirect radiolytic phenomena, modifying the mechanisms of formation of HNO2. The study of acidity has showed that the formation of H2O2 and HNO2 is promoted by increasing the concentration of hydronium ions, until it reaches a steady state value for an acidity close to 0.2-0.5 mol L-1.Furthermore, the effects induced by ionizing radiation (,,,…) on formation yields of H2O2 and HNO2 were studied. It has been shown that the linear energy transfer (LET), between 0.2 keV µm-1 (characteristic of a gamma radiation) and 130 keV µm-1 (characteristic of the alpha radiation emitted by radioactive decay of actinides), has a significant influence on formation yield of H2O2 and HNO2. It was observed that the impact of nitrate ions on the formation yield of H2O2 becomes more pronounced when the LET increases. Conversely, the impact of nitrate ions which promote the formation of HNO2, decreases when the LET increases.Based on these results, two parametric equations were developed. The advantage of this parameterization is to predict the radiolytic yields formation of H2O2 and HNO2 according to chemical conditions ([NO3-] ≤ 4 mol L-1 and 10-5 mol L-1 ≤ [H+] ≤ 4 mol L-1) and the nature of the beam (LET between 0.2 to 130 keV µm-1).The purpose of this study is to predict the quantity of H2O2 and HNO2 formed by radiolysis of HNO3/NaNO3, during the different steps of the nuclear fuel reprocessing.

Des mesures de radiolyse impulsionnelle avec des paquets d’électron de 7 picosecondes ont été effectuées dans des systèmes D₂O et D₂SO₄ / D₂O purs afin d'étudier l'effet isotopique sur la réactivité de l'électron solvaté (es⁻), du radical hydroxyle (OH•) et de son radical cation cationique (H₂O•⁺). Dans le système D₂O, le spectre d'absorption molaire de l’électron solvaté dans D₂O a été déterminé entre 250 et 1500 nm en utilisant la méthode du point isosbestique. Sur la base de ce coefficient d'extinction, le rendement radiolytique de es⁻ dans D₂O juste après l'impulsion d'électrons de 7 ps a été déterminé à (4,4 ± 0,2) × 10⁻⁷ mol J⁻¹, ce qui coïncide avec celui dans H₂O. Le rendement du radical OD• juste après l'impulsion d'électrons s'est révélée être (5,0 ± 0,2) × 10⁻⁷ mol J⁻¹. Dans le cas de l’électron solvaté la vitesse de déclin dans D₂O est plus lent que dans H₂O, tandis que la vitesse de déclin de OD• est similaire à celui de OH•. Dans le système D₂SO₄ /D₂O, la réactivité de D₂O•⁺ a été sondée dans des solutions d'acide sulfurique deutérées de diverses concentrations et comparée à celle de H₂O•⁺. Le soluté oxydé, le radical sulfate a été observé à 7 ps et des rendements plus élevés ont été trouvés dans les solutions deutérées. Les effets isotopiques révèlent la compétition entre deux réactions ultra-rapides : le transfert de protons vers H₂O (D₂O) et le transfert d'électrons de H₂O•⁺ (D₂O•⁺). Les simulations par la théorie de la densité fonctionnelle décryptent le mécanisme du transfert d’électrons : elles se font par migration de charge sub-femtoseconde et ne sont pas affectées par la substitution isotopique. / Picosecond pulse radiolysis measurements were performed in neat D₂O and D₂SO₄/D₂O system in order to study the isotopic effect on the reactivity of the solvated electron(es⁻), the hydroxyl radical (OH•) and its precursor—water cation radical (H₂O•⁺). In D₂O system, the molar absorption coefficient spectra of spectrum in D₂O was determined between 250 to 1500 nm using the isosbestic point method. Based on this extinction coefficient, the radiolytic yield of es⁻ in D₂O just after the 7 ps electron pulse was determined to be (4.4 ± 0.2) × 10⁻⁷ mol J⁻¹, which coincides with the one for in H₂O. The yield of the radical OD• just after the 7 ps electron pulse was found to be (5.0 ± 0.2) × 10⁻⁷ mol J⁻¹. In the spurs of ionization, the decay rate of es⁻ is slower in D₂O than that in H₂O, whereas the decay rate of OD• is similar to the one of OH•. In D₂SO₄/D₂O system, the reactivity of and D₂O•⁺ was probed in deuterated sulfuric acid solutions of various concentrations and compared with that of H2O•⁺. The oxidized solute sulfate radical was observed at 7 ps and remarkably higher yields are found in deuterated solutions. The isotopic effects reveal the competition between two ultrafast reactions: proton transfer toward H₂O (D₂O) and electron transfer from H₂SO4⁻ to H₂O•⁺ (D₂O•⁺). Density functional theory simulations decipher the electron transfer mechanism: it proceeds via sub-femtosecond charge migration and is not affected by isotopic substitution.