Orientador : Carol H. Collins / Tese (doutorado) - Universidade Estadual de Campinas, Instituto de Quimica / Made available in DSpace on 2018-07-14T00:49:13Z (GMT). No. of bitstreams: 1 AlbarranSanchez_MariaGuadalupe_D.pdf: 9865976 bytes, checksum: 989dedc13999222f2307ae29655f26cb (MD5) Previous issue date: 1986 / Doutorado

Made available in DSpace on 2015-06-19T02:07:04Z (GMT). No. of bitstreams: 1 000470631-Texto+Parcial-0.pdf: 431429 bytes, checksum: b5055842a739822ab3818d061be0160a (MD5) Previous issue date: 2015 / Several companies wordwide produce kits with 99mTc labelling for diagnosing neuroendocrine tumors. Aiming at producing this kind of product in Brazil, a formulation was proposed, based on the methodology developed by Guggenberg et ul, using HYNIC-TOC, SnCl2, EDDA, tricine, mannitol and ascorbic acid. For labelling the cold kit, metastable radionuclide technetium (99mTc), produced by a 99Mo generator was used. The product was stored at temperatures of 0 to 8°C and at 25°C before labelling. After the product was labelled, it was kept at room temperature for up to 4 hours. The time of exposure was sufficient to observe the shelf life of the product for each storage method. Considering a radiochemical purity (RCP) of 80%, the product remained stable during the eight-month storage at 0 to 8°C before labelling and up to 4 hours after labelling. Therefore, the use of this product is possible in centers of nuclear medicine for a longer period during the day. / No mundo, diversas empresas produzem kits para diagnóstico de tumores neuroendócrinos para marcação com 99m Tc. Com a intenção de nacionalizar esse tipo de produto no Brasil, uma formulação foi proposta e baseada na metodologia desenvolvida por Guggemberg et al, utilizando HYNIC-TOC, SnCL2, EDDA, tricina, manitol e ácido ascórbico. Para marcação do cold kit, foi utilizado o radionuclídeo tecnécio metaestável(99m Tc), produzido por um gerador de 99Mo. O produto foi armazenado em temperaturasde 0 a 8°C e a 25°C antes da marcação. Após marcação do produto, esse foi mantido em temperatura ambiente por até quatro horas. O tempo de exposição foi suficiente para observar a vida do produto em cada método de armazenamento. Considerando-se em limite de PRQ (pureza radioquímica) de 80%, o produto se mostrou estável durante os oito meses, quando armazenado entre 0 a 8°C antes da marcação, e até quatro horas pós-marcação. Sendo assim, possível a utilização desse produto, em centro de medicina nuclear, por período mais longo durante o dia.

Orientador : Carol Hollingworth Collins / Dissertação (mestrado) - Universidade Estadual de Campinas, Instituto de Quimica / Made available in DSpace on 2018-07-14T18:32:51Z (GMT). No. of bitstreams: 1 Manfredi_JoseFelix_M.pdf: 4484467 bytes, checksum: 948b3fb6a924dbb7e15dcc2b901e9182 (MD5) Previous issue date: 1980 / Mestrado

Mimeografado / Dissertação (mestrado) - Universidade Estadual de Campinas, Instituto de Química / Bibliografia: f. 94-98 / Made available in DSpace on 2018-07-13T20:06:48Z (GMT). No. of bitstreams: 1 Souza_MariaCristinaAmbrosettide_M.pdf: 5855929 bytes, checksum: 416aed67e1036e9c830747c9d48ac2c4 (MD5) Previous issue date: 1983 / Resumo: O resumo poderá ser visualizado no texto completo da tese digital / Abstract: The abstract is available with the full electronic digital document / Mestrado / Quimica Analitica / Mestre em Química

Orientador : Kenneth Elmer Collins / Tese (doutorado) - Universidade Estadual de Campinas, Instituto de Quimica / Made available in DSpace on 2018-07-17T12:19:44Z (GMT). No. of bitstreams: 1 Murta_AntonioLemmiM_D.pdf: 12175256 bytes, checksum: 2568c64816d364f00eb56f6a95f2f4a5 (MD5) Previous issue date: 1982 / Resumo: Este trabalho trata do desenvolvimento de métodos analíticos para misturas de compostos com fórmula CxClyBrz(x=1 e 2), radioativos ou sem atividade. Para isto foram estabelecidos os métodos instrumentais, as condições experimentais, as quantidades mínimas detectáveis e as limitações de cada processo. Através da Cromatografia Gasosa (CG), obteve-se a separação e detecção dos compostos CCl4, CCl3Br, CCl2Br2, CClBr3, CBr4, C2Cl6, C2Cl4Br2, C2Br6, C2Cl4 e C2Br4. Todavia foi constatada a indicação da decomposição do C2Cl4Br2 no sistema cromatográfico, o que impôs limitações a essa técnica. A Cromatografia Líquida de Alta Eficiência (CLAE) utilizando colunas com fase estacionária quimicamente ligada (fase reversa), além de separar parcialmente a maioria dos compostos com um átomo de carbono, apresentou boa separação dos compostos com dois carbonos, à temperatura ambiente e sem serem constatados quaisquer indícios de decomposição. As respostas relativas dos compostos per-halogenados estudados, em dois detectores de Cromatografia Gasosa (foto-ionização e ionização de chama), possibilitaram a análise qualitativa, pois os valores obtidos eram peculiares a cada composto. As respostas relativas em dois comprimentos de onda no ultravioleta para a Cromatografia Líquida de Alta Eficiência forneceram também importantes subsídios para a análise qualitativa. A espectrometria de massa deu espectros característicos e a abundância isotópica dos fragmentos muito ajudou na confirmação estrutural. A cromatografia preparativa possibilitou a coleta dos componentes radioativos separados, mesmo os com baixa atividade, e os decaimentos das espécies puderam ser observados. A Cromatografia Líquida de AIta Eficiência, por ter maior capacidade de amostragem do que a Cromatografia Gasosa, mostrou ser o método ideal para o estudo de misturas de compostos radioativos com baixa atividade e em baixas concentrações, como as produzidas nas irradiações com nêutrons térmicos. As aplicacões analíticas apresentadas neste trabalho abriram várias perspectivas de pesquisa na área da fotoquímica e da química das radiações de compostos per halogenados. / Abstract: This thesis deals with the development of analytical methods for compounds with formula Cx Cly Brz (x = 1 & 2), either radioactive or not. Instrumental methods were established, as well as experimental conditions, minimum detectable quantities and the limitations of each process. The separation and detection of CCl4, CCl3Br, CCl2Br2 CClBr3, CBr4, C2Cl6, C2Br6, C2Cl4Br2, C2Cl4 and C2Br4 was achieved through Gas Chromatography. However, there was suspicion of decomposition of C2Cl4Br2 into the chromatographic system and this imposes limitations to applications of this technique. High Perforrnance Liquid Chromatography (HPLC) using bonded phase columns (reversed phase), besides partially separating the C-1 compounds, presented excellent separations for the C-2 species at room temperature and without any suspection of sample decomposition. The different relative responses for the per-halogenated compounds studied in two GC detectors (foto-ionization and flame ionization) made possible the qualitative analysis, since the obtained data were peculiar to each compound. The relative response in two wavelengths in the ultraviolet, for HPLC, also furnished important information for qualitative analysis. Mass Spectrometry, which gave the characteristic spectra and isotopic abundance information about the fragrnents containing halogen atoms, helped in the structural confimations. Preparative scale chromatography made possible the collection of separated radioactive compounds, even those with low levels of activity, and the decay could be followed, so that quantitative measurements of the labelled species could be made. Analytical applications which were included in this project suggest several new research directions in the areas of photochemistry and radiation chemistry of per-halogenated compounds. / Doutorado

Reprodução eletrostatica / Orientador: Kenneth Elmer Collins / Dissertação (mestrado) - Universidade Estadual de Campinas, Instituto de Química / Made available in DSpace on 2018-07-13T20:07:13Z (GMT). No. of bitstreams: 1 Bonato_PierinaSueli_M.pdf: 7050074 bytes, checksum: 63f44a8be92aa065780bd1dd3d72de81 (MD5) Previous issue date: 1983 / Resumo: A captura de um nêutron pelo núcleo do átomo de bromo, na molécula de CBr4, tem como resultado a quebra de ligações C-Br, devido ao recuo do átomo alvo relacionado com a emissão de fótons gama, ou devldo a Explosão Coulômbica ocasionada pela forte repu!são eletrostática dos íons positivos formados no processo Auger. A reformação de ligações pode dar origem a vários produtos marcados com radiobromo, como C*Br4, C2*Br4, C2*Br6 e *Br2. Na literatura, são usados vários métodos para a separação destas espécies marcadas e os resultados da distribuição de radiobromo nos produtos obtidos, são diferentes em cada um dos trabalhos. O uso de Cromatografia Líquida de Alta Eficiência tornou possível a separação destas espécies marcadas com radiobromo, para a determinação da distribuição de radioatividade em cada uma delas, bem como verificar a influência de certos fatores sobre estes vaIores . Os valores de rendimento de 95,0% para C*Br4, 3,2% para C2*Br6, 0,2% para C2* Br4 e 1,6% para com um tempo de irradiação de dez minutos, modificaram-se quando este tempo de irradiação ou o tamanho dos cristais irradiados foram alterados. Os resultados alcançados por Cromatografia Líquida de Alta Eficiência foram comparados com aqueles obtidos usando extração por solventes e evaporação do solvente bromo, como métodos de separação das espécies marcadas. Observou-se no primeiro caso, um aumento no rendimento inorgânico de acordo com o aumento das concentrações de sulfito na fase aquosa, e no segundo caso, uma perda de C*Br4 por volatilização. Estas observações, bem como aqueIas relacionadas com os efeitos da dose de irradiação e tamanho dos cristais irradiados, explicam as dlscrepâncias encontradas na literatura / Abstract: Neutron capture by the nucleus of a bromine atom in a CBr4 molecule results in the breaking af one or more C-Br bonds. This is due to the recoil of the target atom as a result of gamma-ray emission in the excitation of the activated bromine nucleus or to "Coulombic Explosion" caused by the multiple ionization which accompanies the Auger process. Bond reformation can rise to several radiobromine labelled compounds, such as C*Br4, C2*Br4, C2*Br6 and *Br2. The results described in the literature for the distribution of radiobromine among the product species have shown considerable disagreement for solid targets of CBr4. Use of High Performance Liquid Chromatography has made possible the separation of these radiobromine-labelled species and the subsequent determination of radioactivity distribution among these species and to investigate the influence of experimental parameters on these values. Yield values of 95,0% for C*Br4, 3,2% for C2*Br6, 0,2% for C2*Br4 and 1,6% for *Br2 with a irradiation time of ten minutes, are changed when this irradiation time or size of the irradiated crystals is alterated. The results obtained by High Performance Liquid Chromatography have been compared with those obtained by means of the solvent extraction and bromine solvent evaporation. In the first case, an increase is observed in the inorganic yield when the sulfite concentration in the water extraction phase is increased. In the second case, C*Br4 is lost by volatilization during the bromine evaporation. These observations, along with those on the effects of irradiation dose and crystal size, expIain discrepancies found in the liteterature / Mestrado / Quimica Analitica / Mestre em Química

Made available in DSpace on 2015-06-20T02:07:32Z (GMT). No. of bitstreams: 1 000470623-Texto+Parcial-0.pdf: 1446399 bytes, checksum: 3695d8ae78a5226ff8ef00bf63332a89 (MD5) Previous issue date: 2015 / The gallium-68 (68Ga), an extremely promising positron-emitting radionuclide, has major advantages when compared to other radionuclides used in Positron Emission Tomography (PET), like fluor-18 and carbon-11. Differently from these PET radionuclides, gallium-68 is available from a 68Ge/68Ga generator, which allows its distribution even in nuclear medicine centers located far from cyclotrons. In recent years, an increase in the use of 68Ga PET radiopharmacy was observed around the world. However, in Brazil there is still only four centers with this technology available, mainly due to the difficulty in the access. Radiopharmaceuticals used for diagnostics are scarcely accessible in our country. Among radiopharmaceuticals most used around the world are the DOTA-peptides, somatostatin analogs for the diagnosis of neuroendocrine tumors. Considering the present scenario, this study aimed to develop a diagnostic kit of DOTA-TOC for labeling with 68Ga, with high radiolabeling yield and high radiochemical purity, thus stimulating the use of this innovative radionuclide in Brazil. / O Gálio-68 (68Ga), um radionuclídeo emissor de pósitrons extremamente promissor, apresenta grandes vantagens quando comparado a outros radionuclídeos para uso em Tomografia por Emissão de Pósitrons (PET), como o flúor-18 e carbono-11. Diferentemente destes radionuclídeos, que são produzidos em cíclotrons, o 68Ga é produzido em gerador a partir de um radionuclídeo de longa vida útil, o Germânio-68 (68Ge), o que permite sua distribuição mesmo em centros de Medicina Nuclear que se localizem muito distantes de cíclotrons. Apesar de a radiofarmácia com 68Ga ter se desenvolvido muito nos últimos anos em todo o mundo, o Brasil ainda tem somente quatro centros que possuem essa tecnologia disponível. Isto se deve especialmente à dificuldade de utilização, já que os peptídeos necessários para a marcação dos radiofármacos são importados. Dentre os radiofármacos que estão sendo mais utilizados no mundo, destacam-se os DOTA-peptídeos, análogos da somatostatina utilizados no diagnóstico de tumores de origem neuroendócrina. Diante do cenário atual, este trabalho teve por objetivo o desenvolvimento de um kit diagnóstico de DOTA-TOC para marcação com 68Ga, com altos rendimento de marcação e pureza radioquímica, e, assim, estimular a utilização desse radionuclídeo inovador no Brasil.

Considera utilizar el modelamiento matemático para evaluar el crecimiento de la levadura Saccharomyces cerevisiae respecto a la adición de cantidades de selenito de sodio al medio de cultivo durante la fase de crecimiento exponencial; la selección del tratamiento para la obtención de biomasa de selenio-levadura; la obtención y recuperación de esa biomasa; la aplicación de etapas de mineralización, hidrólisis y extracción, según se requiera, para la cuantificación intracelular de selenio total, selenometionina y metilselenocisteína. Los logros de la presente investigación han sido cuantificar los contenidos intracelulares de 745 ± 38 mg de selenio total, 1141 ± 42 mg de selenometionina y 630 ± 150 mg de metilselenocisteína por kg de biomasa de selenio-levadura en base seca, mediante técnicas accesibles, para muchos laboratorios de investigación, como el método espectrofotométrico almidón-yoduro a 590 nm y el método HPLC-DAD (combinado con hidrólisis alcalina, extracción ácida y derivatización con OPA). Asimismo, se han conseguido las condiciones experimentales adecuadas para la obtención de selenio-levadura con mayor biomasa y viabilidad superior a 90%, en condiciones aeróbicas, lo que ocurre con la adición de selenito de sodio en una concentración de 8 mg Se(IV)/L al medio líquido YEPD, después de 5 horas de la inoculación, en un cultivo de 48 horas a 30 °C y 200 rpm. Finalmente, se encontró que el efecto matriz de la selenio-levadura, después de la mineralización, interfiere grandemente la detección y cuantificación del selenio intracelular por voltametría cíclica a concentraciones menores a 10 mg Se(IV)/L. / Tesis

Due to the nuclear testing, reentry and disintegration of nuclear powered satellites, nuclear reactor accidents, uranium nuclear fuel cycle and nuclear weapons production, actinides have been introduced into the environment. Proposed disposal of high-level radioactive waste in mined repositories in geologic formation as well as the storage and disposal of uranium and plutonium from weapons dismantlement are further possible sources for actinide releases to the environment. The mobilization of radionuclides in the environment has been studied for many years with the prime objective of tracing the routes by which they accumulate in the food chain and become available for human consumption. Therefore, it is necessary to have available accurate, reliable and precise analytical methods to determine actinides and fission products in environmental samples as well as their isotopic ratio. These procedures should also be as fast as possible in order to give results in radiological emergency cases to take decision for radiation protection of the environment and human beings.In this Ph.D. thesis, different kinds of phases for liquid chromatography have been tested to achieve the separation of the interfering elements and isotopes before the mass spectrometry and -spectrometry measurements. UTEVA and TEVA extraction resin (Eichrom Industries, USA) have been packed in chromatographic column as stationary phases and used for the separation of tri, tetra and hexavalent actinides and for the separation of trivalent lanthanides (La-Eu) and actinides, respectively. IonPac CS5A and CS10 (Dionex, Sunnyvale, USA) ion chromatography column were used for the simultaneous separation of actinide and lanthanides elements and for the actinides separation. The columns were coupled on-line to an Inductively Coupled Plasma Mass Spectrometer (ICP-MS) to solve isobaric interferences between actinide and lanthanide elements and off-line to a -spectrometer to solve the energy interferences between the analytes. Moreover, an investigation on the use of the UTEVA resin and IonPac Trace Cation Concentrator II column (TCC-II from Dionex, Sunnyvale, USA) as preconcentrator columns for actinide and lanthanide elements has been carried-out.The analytical measurements have been made by mass spectrometric as well as by radiometric techniques. ICP-MS has been used for the characterization of spent nuclear fuels in terms of actinides and lanthanides content and burn-up calculation as well as for the determination of the long-lived actinides and lanthanides in environmental samples. - and -spectrometry have been used for 241Am determination in sediments and soils samples. -spectrometry and Liquid Scintillation Counting (LSC) have been used to analyze the eluted fractions from on-batch experiments. The results obtained with the analytical procedures developed, for spent nuclear fuel solutions as well as for environmental samples, were always compared to those obtained by other independent techniques and good agreements have been always achieved.

La gestió dels residus radioactius d'alta activitat suposen un dels majors reptes tecnològics de la societat actual, considerant-se la disposició en un Magatzem Geològic Profund (MGP) com la única alternativa viable per a la gestió definitiva d'aquests residus.Per avaluar la seguretat del repositori s'estudia, entre altres fets, com serà l'alliberació i el transport dels RN continguts en la matriu del combustible gastat (CG) tant dins de cada una de les barreres que formen el MGP com el transport entre elles.El Model de l'Alteració de la Matriu (MAM), com el seu nom indica, és el que estudia l'alteració de la matriu del CG formada principalment por UO2, que constitueix la barrera més interna del repositori.En el cas del repositori espanyol, el MAM considerat està basat en un modelo alfa-radiolític, on la radiòlisi de l'aigua subterrània, provocada per la radiació alfa emesa pel mateix CG, genera condicions oxidants en la capa d'aigua més propera a la superfície del mateix que provoquen un augment de la velocitat de dissolució de la matriu del CG i, en conseqüència, l'augment de l'alliberació dels actínids i productes de fissió que conté.Les principals deficiències del MAM fan referència a les incerteses en dades o processos fonamentals com són la densitat de punts de coordinació del CG, les cinètiques de precipitació de fases secundaries, la determinació per separat de la cinètica del procés d'oxidació del de dissolució per l'oxigen així com l'alteració oxidativa del CG pel peròxid de hidrogen.Per intentar donar resposta a aquestes limitacions, en la present tesi s'han desenvolupat una sèrie de treballs, utilitzant UO2 no irradiat com anàleg químic de la matriu del CG.Així, en el capítol 4 s'ha determinat la densitat de punts de coordinació del UO2 y del U3O8 mitjançant valoracions potenciomètriques àcid-base.En el capítol 5 s'ha estudiat l'alteració del UO2 per efecte de l'oxigen mitjançant assaigs estàtics en medi carbonat amb un reactor específicament dissenyat per aquests experiments, que permet evitar la presencia de fase gas en el seu interior, determinant la velocitat del procés d'oxidació i del de dissolució per separat. La principal conclusió és que les velocitats de dissolució obtingudes a baixes concentracions de bicarbonat no són representatives de l'estat real d'alteració del UO2.En el capítol 6 s'ha estudiat l'efecte del peròxid de hidrogen en l'alteració del UO2 en funció de diferents paràmetres com son la concentració de peròxid de hidrogen, tant en presencia com en absència de bicarbonats, la concentració de bicarbonats, el pH, la temperatura i la pressió, determinant-se les respectives equacions empíriques de velocitat de dissolució.En base als resultats obtinguts en les cinètiques de dissolució anteriors, i juntament amb els resultats d'una sèrie d'experiments desenvolupats per estudiar la implicació del radical hidroxil en l'oxidació del UO2 pel peròxid de hidrogen, s'ha proposat un model conceptual, basat en la reacció de Fenton, per a l'alteració oxidativa del UO2 pel peròxid de hidrogen que permet explicar tant els canvis de comportament observats en les diferents series de la present tesi com les observacions publicades en la bibliografia.Als capítols 5 y 6 s'ha estudiat el procés d'alteració del UO2 a escala nanomètrica mitjançant la microscopía de força (SFM), amb la què s'ha pogut determinar la cinètica de precipitació de la studtita, un peròxid d'urani.Finalment, en el capítol 7 s'han realitzat els primers estudis publicats a la literatura on s'ha estudiat l'efecte de la radiació BETA en l'alteració oxidativa del UO2 mitjançant una font d'irradiació de Sr-Y externa. Aquests estudis son necessaris tant per a poder entendre els experiments realitzats amb CG fresc com per justificar la no inclusió d'aquesta radiació dins del MAM. En aquests experiments s'ha posat de manifest que el peròxid d'hidrogen generat és la principal espècie responsable de l'alteració del UO2 per efecte de la radiació BETA. / La gestión de los residuos radioactivos de alta actividad supone uno de los mayores desafíos tecnológicos de la sociedad actual, considerándose la disposición en un Almacén Geológico Profundo (AGP) como la única alternativa viable para la gestión definitiva de estos residuos.Para evaluar la seguridad del repositorio se estudia, entre otros, cómo será la liberación y transporte de los RN contenidos en la matriz del combustible gastado (CG) tanto dentro de cada una de las barreras que forman el AGP como entre las mismas.El Modelo de la Alteración de la Matriz (MAM), como su nombre indica, es el encargado de estudiar la alteración de la matriz del CG compuesta principalmente por UO2, que constituye la barrera más interna del repositorio.En el caso del repositorio español, el MAM considerado se basa en un modelo alfa-radiolítico, donde la radiólisis del agua subterránea provocada por la radiación alfa emitida por el CG genera condiciones oxidantes en la capa de agua que rodea la superficie del mismo que provocan un aumento de la velocidad de disolución de la matriz del CG, y en consecuencia, el aumento de la liberación de los actínidos y productos de fisión que contiene.Las principales deficiencias del MAM hacen referencia a las incertidumbres en los datos o procesos fundamentales como son: la densidad de puntos de coordinación del CG, las cinéticas de precipitación de fases secundarias, la determinación del proceso de oxidación por el oxígeno, y la alteración del CG por el peróxido de hidrógeno.Para intentar dar respuesta a estas limitaciones, en la presente tesis se han desarrollado una serie de trabajos, utilizando UO2 no irradiado como análogo químico de la matriz CG.Así, en el capítulo 4 se ha determinado la densidad de puntos de coordinación del UO2 y del U3O8 mediante valoraciones potenciométricas ácido-base.En el capítulo 5 se ha estudiado la alteración del UO2 por efecto del oxígeno mediante ensayos estáticos en medio carbonato en un reactor específicamente diseñado para evitar la presencia de fase gas, determinando la velocidad de oxidación y de disolución por separado. La principal conclusión es que las velocidades de disolución obtenidas a bajas concentraciones de bicarbonato no son representativas del estado real de alteración del UO2.En el capítulo 6 se ha estudiado el efecto del peróxido de hidrógeno en la alteración del UO2 en función de distintos parámetros como son la concentración de peróxido de hidrógeno, tanto en presencia como en ausencia de bicarbonatos, la concentración de bicarbonatos, el pH, la temperatura y la presión, determinándose las respectivas ecuaciones empíricas de velocidad de disolución.En base a los resultados obtenidos en las cinéticas de disolución anteriores, junto a una serie de experimentos desarrollados para estudiar la implicación del radical hidroxilo en la oxidación del UO2 por el peróxido de hidrógeno, se ha propuesto un modelo conceptual, basado en la reacción de Fenton, para la alteración oxidativa del UO2 por el peróxido de hidrógeno que permite explicar tanto los cambios de comportamiento observados en las distintas series de la presente tesis como las observaciones publicadas en la bibliografía.Dentro de los capítulos 5 y 6 se ha estudiado el proceso de alteración del UO2 a escala nanométrica mediante la microscopía de fuerza (SFM), técnica con la que se ha podido determinar la cinética de precipitación de la studtita.Finalmente, en el capítulo 7, se han realizado los primeros estudios publicados en la literatura científica, en los que se ha estudiado el efecto de la radiación BETA en la alteración oxidativa del UO2. Estos estudios son necesarios tanto para poder entender los experimentos realizados con CG fresco, como para justificar la no inclusión de esta radiación dentro del MAM. En estos experimentos se ha puesto de manifiesto que el peróxido de hidrógeno generado es la principal especie responsable de la alteración del UO2 por efecto de la radiación BETA. / The management of the high level radioactive waste supposes one of the greatest technological challenges for our society, considering the disposal in a Deep Geological Repository as the only viable alternative for the definitive management of these wastes.During the repository performance assessment one studies, among others, how it will be the release and the transport of the RN contained in the spent fuel matrix inside and between each one of the barriers that form the repository.The Matrix Alteration Model (MAM), as its name indicates, is the one in charge to mainly study the alteration of the spent fuel matrix mainly UO2, that constitutes the most internal barrier of the repository.In the case of Spanish repository, the considered MAM is based on an alfa-radiolytic model, where the radiolysis of the groundwater caused by the alpha radiation emitted from the spent fuel (SF) itself generates oxidizing conditions in the layers of water more closed to SF surface that cause an increase in the rate of spent fuel matrix dissolution, and the consequent increase in the release of actinides and fission products that are embedded in it.The main deficiencies in the MAM are related to the uncertainties in data or in fundamental processes such as the SF surface site densities, the kinetic constants rates for secondary phases precipitation, to separate the uranium dioxide oxidation from the dissolution process in oxygen media and the SF alteration by hydrogen peroxide.In order to decrease some of these limitations in the MAM, in the present thesis, using non-irradiated UO2 as a chemical analogue of the spent fuel matrix, a series of experimental work has been undertaken.Thus, in chapter 4 the surface site densities of UO2 and U3O8 has been determined by means of a potentiometric acid-base titrations of solid suspensions.In chapter 5, the UO2 oxidation and dissolution kinetics rates have been determined in oxygen and bicarbonate media by means of batch tests, in a specifically designed reactor to prevent the presence of any gas phase. The main conclusion is that the dissolution rates obtained at low bicarbonate concentrations are not representative for the real alteration of the UO2.In chapter 6, the effect of the hydrogen peroxide in the oxidative alteration of the UO2 has been studied in function of different parameters as the hydrogen peroxide concentration, with and without bicarbonate media, the concentration of bicarbonate, the pH, the temperature and the pressure, determining the respective empirical equations for UO2 dissolution kinetics rates.