Le mécanisme de radiolyse de l’eau est bien établi. Sous l’effet des rayonnements ionisants, les produits de la radiolyse de l’eau pure sont les radicaux et les produits moléculaires tels que les électrons solvatés, les atomes hydrogènes, les radicaux hydroxyles, le peroxyde d’hydrogène et les ions hydroniums. Lorsque les solutions concentrées sont irradiées, le résultat de la radiolyse change à cause de la fraction d’énergie absorbée par le soluté, cette fraction est négligeable dans le cas des solutions diluées. Les produits de la radiolyse du solvant peuvent réagir avec les molécules du solvant engendrant des changements dans leurs rendements radiolytiques ainsi qu’un changement dans le mécanisme de radiolyse du solvant. L’effet du rayonnement ionisant sur les solutions concentrées est appelé l’effet direct du rayonnement ionisant. La compréhension de cet effet est fondamentale dans plusieurs domaines tels que l’énergie nucléaire, la radiothérapie et la radiobiologie.L’objectif de ce travail est de comprendre le mécanisme de radiolyse des solutions concentrées ainsi que de quantifier l’effet direct du rayonnement ionisant en étudiant des solutions concentrées d’halogénures tels que les bromures de sodium et les chlorures de sodium, de même qu’une étude préliminaire sur les solutions concentrées d’acide nitrique.Tout d’abord, en effectuant la radiolyse stationnaire des solutions concentrées de bromures de sodium, nous avons quantifié le rendement radiolytique de formation de Br3- qui est l’unique produit stable de ces solutions sous rayonnements sous différentes conditions expérimentales.Ensuite, en effectuant la radiolyse pulsée picoseconde sur l’installation ELYSE des solutions aqueuses de NaCl, NaBr et HNO3, nous avons montré l’ionisation direct du soluté après le passage du faisceau d’electron. Selon les cinétiques obtenues, nous avons montré que la formation Br2•-, Cl2•-, NO3• prend place durant l’impulsion picoseconde d’électron d’électron. La radiolyse pulsée picoseconde nous a permis donc de conclure qu’il existe deux voies pour la formation de Br2•- et Cl2•-. La première voie résulte de l’ionisation directe du soluté. La deuxième résulte du changement dans le mécanisme de radiolyse de l’eau dû à la forte concentration des ions halogénures autour des molécules d’eau ionisées. Nos résultats montrent que la formation du radical hydroxyle HO• dans les solutions concentrées est marginale puisque la molécules d’eau ionisée, le trou H2O+ , réagit très rapidement avec les ions halogénures. / The mechanism of water radiolysis is well established. As a result of the action of ionizing radiation on pure water, radicals and molecular products such as solvated electrons, hydrogen atoms, hydroxyl radicals, hydrogen peroxide and hydronium ions are formed. When highly concentrated solutions are irradiated, the outcome of irradiation is changed due to the important fraction of energy being absorbed by the solute which in the case of diluted solutions is skipped. Products of solvent radiolysis may react with the molecules of the solute leading to the change in their yields and moreover, may cause changes in the mechanism of solvent radiolysis. The action of ionizing radiation on highly concentrated solutions is named direct action of radiation. The understanding of direct effect of ionizing radiation is very important in several aspects, for example in nuclear energy, or radiotherapy or radiobiology. The aim of this work was to understand the mechanism and quantify the direct action of ionizing radiation in model systems such as highly concentrated sodium bromide and sodium chloride solutions. Firstly, by performing gamma radiolysis of highly concentrated solution of sodium bromide we quantify the yield of direct ionization of bromide ions for different experimental conditions.Secondly, by carrying out picosecond pulse radiolysis of aqueous solutions of NaCl, NaBr, and HNO3, we showed the direct ionization of the solute after the passage of electron beam. On the base of recorded kinetics, we showed that the formation of Br2•-, Cl2•-, NO3• takes place during the electron pulse. Picosecond pulse radiolysis allowed us to conclude that two ways of formation of Br2•- and Cl2•- exist. The first results from the direct ionization of the solute. The second results from the change in the mechanism of water radiolysis due to the high concentration of halide ions around the molecules of ionized water. Our results show that the formation of HO• radical in highly concentrated solutions is marginal and only stem from the dissociation of excited water, since the molecules of ionized water react with halide ions instead of hydronium ions leading to the formation of HO• hydroxyl radical.

Ce projet s’inscrit dans le cadre d’une étude fondamentale liée à l'oxydation et la réduction de ces éléments sous irradiation γ et He²⁺. ⁺. Tout d'abord la technique d’électrochimie a été utilisée pour la réduction du Mn (VII) afin d'obtenir les meilleures conditions expérimentales. Car les expériences étant réalisées sous irradiation ainsi les radicaux carbonate qui sont produits par radiolyse jouent un rôle important dans les réactions. La cinétique de formation et la décroissance des radicaux carbonate dans les solutions de carbonate concentrées ont été étudiés par radiolyse pulsée β pico-seconde. Après la réduction du Mn (VII) et l'oxydation du Mn (II) dans une solution de carbonate ([CO₃²⁻] = 5 mol.l⁻¹) sont réalisées sous irradiation γ et He²⁺. Par des données obtenues pour H₂ produit, les spectres UV-Vis et structure finale, les mécanismes de la réaction sont discutés. Re (III) est oxydé facilement dans une solution de carbonate concentré sous irradiation (γ et He²⁺) mais Re (VII) ne peut être réduite à moins que l'addition de formiate afin d'empêcher la formation de radicaux carbonate. De la même façon, Tc (VII) ne peut être réduit dans les solutions concentrées de carbonate sous irradiation (γ et He²⁺) sans ajout de formiate. L'état d'oxydation du produit final de la réduction de Tc(VII) a été déterminée par spectroscopie XANES et est de + IV. En outre, la structure finale du produit final a été déterminée par spectroscopie EXAFS. Le mécanisme de la réaction, le rendement radiolytique de décroissance et la formation du Tc et l’effet de concentration du carbonate sur la produit final de la réduction du Tc(VII) sous irradiation sont discutés. / This project is one part of the fundamental study and deals with theoxidation/reduction reactions and speciation of technetium and its homologous manganese and rhenium in highly concentrated carbonate solutions under γ and He²⁺ irradiation. Firstly the electrochemistry experiment is carried out for the reduction of Mn(VII) in order to obtain the best experimental conditions. As the experiments are performed under irradiation, the carbonate radicals,which are produced by radiolysis, play an important role in the reactions. The formation and decay kinetics of the carbonate radicals in concentrated carbonate solutions were studied by electron picosecond pulse radiolysis. The reduction of Mn(VII) and the oxidation of Mn(II) experiments in carbonate solution ([CO₃²⁻] = 5 mol.l⁻¹) are carried out under γ and He²⁺ irradiation. By the obtained data from the produced H₂, UV-Vis spectra and the final structure determination, the mechanisms of the reaction are discussed. Re(III)is oxidized easily in concentrated carbonate solution under irradiation (γ and He²⁺) but Re(VII) cannot be reduced unless addition of formate in order to prevent carbonate radical formation. Also Tc(VII) cannot be reduced in concentrated carbonate solutions under irradiation (γ and He²⁺) without formate addition. The oxidation state of the final product of reduction of Tc(VII) was determined by XANES spectroscopy and is +IV. Moreover, the final structure of the product was determined by EXAFS spectroscopy. The mechanisms of reaction, decay and formation radiolytic yield of Tc and also the effect of concentration of carbonate on final product of reduction ofTc(VII) under irradiation are discussed.

No description available.

No description available.

L’élaboration de combustible nucléaire UO2-30%PuO2 pour les nouveaux réacteurs nucléaires de Génération IV repose sur l’utilisation de plutonium issu du recyclage des combustibles MOX (Mélange d’OXydes UO2-PuO2) des réacteurs actuels. Par rapport au Pu initial, ce plutonium présente une proportion d’isotopes fissiles beaucoup plus faible et une quantité plus importante (x30) en 238Pu dont l’activité spécifique alpha et la puissance thermique sont importantes. Le procédé d’élaboration du combustible qui consiste à mettre en forme les poudres d’oxydes par pressage met en jeu un lubrifiant organique, le stéarate de zinc. L’objectif de la thèse est d’étudier le comportement en température et sous irradiation de ce composé. Un effet de la montée en température et du vieillissement en température a été observé sur les propriétés cristallographiques du stéarate de zinc, avec une amorphisation partielle du matériau qui engendre une détérioration de ses propriétés de lubrification dès 110°C. La dégradation radiolytique du stéarate de zinc a été étudiée à travers l’analyse des gaz produits par irradiation alpha au contact de poudres de PuO2 ou par irradiation externe aux hélions, complétée par des analyses physico-chimiques du stéarate irradié. Les rendements de production de gaz sont calculés et permettent d’établir un mécanisme de radiolyse. Il a été montré que l’impact de la radiolyse sur les propriétés de lubrification est moindre que l’effet de la température. Le couplage des dégradations a un effet synergique, avec une détérioration des propriétés de lubrification observée à des températures plus faibles que sur le matériau non irradié. A partir de ces résultats, des recommandations d’utilisation du stéarate de zinc ont été proposées. / The manufacturing of nuclear fuels UO2-30%PuO2 for the Gen IV nuclear reactors is based on the use of plutonium coming from MOX (Mixed OXides) fuel recycling from actual reactor. This plutonium would contain a few quantities of fissionable isotopes and a significant amount (x30) of 238Pu compared to initial Pu. This isotope possesses a strong alpha activity and a great thermal power. The manufacturing process which consists in powders pressing will use zinc stearate, an additive used as lubricant. The aim of this PhD is to study the behaviour in temperature and under irradiation of this compound. An effect of temperature increasing and thermal ageing has been observed on crystallographic properties with a material amorphisation and a deterioration of lubricant properties from 110°C. Radiolytic degradation of zinc stearate has been studied through the analysis of gases produced by alpha radiation at the contact of PuO2 powders or by external radiation by helions, with the support of chemical analysis of irradiated solid. Gaz production yields are calculated and enable establishment of a radiolysis mechanism. It has been showed that impact of radiolysis on lubricant properties is less important than temperature effect. The coupling of degradations has a synergic effect, with a deterioration of lubricant properties observed at lower temperature compared to non-irradiated material. From these results, recommendations for use of zinc stearate have been proposed.

Certos ambientes subterrâneos da Terra possuem acumulados, naturalmente, compostos de radionuclídeos de longa vida, como 238U, 232Th 40K, próximo à presença de água líquida. O mesmo é esperado que aconteça em corpos planetários, no Sistema Solar, que possua quantidades apreciáveis de água. Nestes ambientes radioativos naturais, a radiólise da água produz espécies químicas e desequilíbrios químicos importantes para a vida. Apesar da proposta do decaimento radioativo como fonte alternativa de energia para sistemas vivos existir há mais de trinta anos, isto se mostrou realmente concreto após descoberta de um ecossistema peculiar cuja sobrevivência é dependente de espécies químicas produzidas por radiólise aquosa. Neste trabalho, avaliamos e quantificamos os desequilíbrios químicos gerados localmente pela radiólise aquosa e a possível contribuição destes para a emergência da vida, tendo como referência os estudos em ambientes de fontes hidrotermais alcalinas, consideradas promissores ambientes para esse evento. Também foram avaliados seus efeitos na habitabilidade de possíveis ambientes análogos na lua gelada Europa. Procuramos quantificar a diversidade química formada nessas condições e a associar aos desequilíbrios parâmetros termodinâmicos. As estimativas realizadas para ambientes radioativos na Terra primitiva apontaram para a similaridade entre o desequilíbrio causado por radiólise aquosa e o encontrado em fontes hidrotermais alcalinas. Confirmando e detalhando a análise preliminar que motivou o trabalho. Não obstante, considerando Europa, chegamos a valores de densidade de células do extremófilo Candidatus Desulforudis audaxviator que sobreviveriam em um conjunto de candidatos a análogos geológicos de possível ambiente radioativo na lua gelada. A partir deste estudo pudemos analisar o potencial para a emergência da vida e de protometabolismos nestes ambientes radioativos naturais na Terra primitiva, bem como levantar parâmetros mensuráveis para futuras missões espaciais que buscam vida ou habitabilidade em Europa. / Certain subterranean environments of the Earth has naturally accumulated compounds of longlived radionuclides, such as 238U, 232Th 40K, near the presence of liquid water. The same is estimated in wet planetary bodies in the Solar System. In these natural radioactive environments, water radiolysis produces chemical species and chemical disequilibria, which are important for life. Although the proposal of radioactive decay as an alternative source of energy for deep biospheres has existed for more than thirty years, this proved to be really feasible after the discovery of a peculiar ecosystem whose survivor is dependent on chemical species produced by water radiolysis. In this work, we evaluate and quantify the chemical disequilibria generated locally by water radiolysis and the possible contribution of these to the emergence of life, having as reference the studies alkaline hydrothermal vents, which is considered highly promising environment for this event. It is also evaluated their effects on the habitability of possible analogous environments on the Jupiter icy moon Europa. It was aimed to quantify the chemical diversity formed under these conditions and to calculate disequilibria using thermodynamic parameters. The estimates made for natural radioactive environments in early Earth pointed to the similarity between the disequilibrium caused by water radiolysis and those found in alkaline hydrothermal vents. What confirms and details the preliminary analysis that motivated this work. In addition, it was calculated values for cell density of the Candidatus Desulforudis audaxviator extremophile, that would survive in Europa comparable to the in situ analysis of some terrestrial radioactive environments, using a set of possible scenarios for possible local natural radioactive environments. From this study, we were able to analyze the potential for the emergence of life and protometabolisms in these natural radioactive environments in early Earth, as well as to provide measurable parameters for future space missions that seek for life or habitability in Europa.

Ce travail de thèse s’intéresse à l’altération des verres nucléaires, et plus précisément à la durabilité du verre de référence SON68, dans un système complexe simulant les conditions du stockage géologique profond. L’approche repose sur une complexification progressive du système afin de mieux comprendre les mécanismes régissant l’altération du verre irradiant au contact de l’eau du site (eau du Callovo-Oxfordien) et en présence de fer simulant le surconteneur. Dans un premier temps, l’étude se focalise sur l’effet de l’eau souterraine sur l’altération du verre de référence non radioactif dans le régime de vitesse résiduelle à 70°C. Les résultats montrent que le magnésium présent dans l’eau contribue, au-dessus d’un pH seuil, à former des phyllosilicates magnésiens au détriment du gel passivant, ce qui induit une augmentation de l’altération du verre. Cette étude confirme des travaux antérieurs et apportent de nouvelles données à 70°C. Par la suite, une source de fer est introduite dans le système (verre non radioactif – eau du COx) afin de simuler la présence du surconteneur. Les expériences sont menées en milieu anoxique sur des monolithes de verre et de fer, mis en regard et séparés d’environ 80 µm, puis immergés dans l’eau du COx à 70 et 90 °C. Dans ces conditions, il est observé que la température n’induit qu’un faible impact sur les cinétiques et les réactions qui contrôlent l’altération du verre. La corrosion du fer conduit principalement à la précipitation de sidérite (carbonate de fer au degré d’oxydation II) et d’aragonite (carbonate de calcium). Par ailleurs, une altération du verre plus importante en présence de fer est observée. La cause la plus probable est la précipitation de silicates de fer, qui, comme les silicates magnésiens, se forment au détriment du gel passivant. Ces phases ont été identifiées principalement au degré d’oxydation III, indiquant ainsi une oxydation du fer proche du verre. Dans ce cas, la précipitation de silicates magnésiens est inhibée et seuls des silicates de fer précipitent. Enfin, l’influence de l’irradiation sur le comportement du verre a été étudiée. La radiolyse de l’eau devant produire des espèces oxydantes comme H2O2 à l’interface verre/eau, une première étude s’est focalisée sur l’altération du verre dans l’eau du COx en présence de H2O2 dans le régime de vitesse résiduelle. Les résultats montrent que la décomposition de cette espèce à la surface des grains de verre semble avoir un impact local en favorisant la précipitation de silicates magnésiens et, par conséquent, en augmentant l’altération du verre. Cet effet est immédiat et ne se produit que très localement sur les grains en surface du réacteur. Mais, globalement, les données montrent que cette espèce n’a pas un impact significatif sur l’altération du verre dans le régime cinétique résiduel et pour la géométrie considérée. Ce travail s’achève par la réalisation de deux expériences d’altération d’un verre radioactif, dopé en 238Pu, et altéré dans l’eau du COx à 70°C en présence de fer, en suivant une géométrie similaire à celle conduite sur le verre non radioactif. Les caractéristiques du verre permettent de s’intéresser à l’effet du débit de dose α. Par rapport aux témoins non radioactifs, une plus forte oxydation du fer est mise en évidence, avec principalement des précipités de goethite et de ferrihydrite, oxydes de fer au degré d’oxydation III. Cette précipitation de phases oxydées peut s’expliquer par la réaction entre H2O2 et Fe qui favoriserait l’oxydation du Fe2+ en Fe3+. Sur la base des analyses de solution et des premières observations par MEB, il semble que les épaisseurs de verre altéré soient globalement similaires en présence d’un champ d’irradiation  et dans le milieu non radioactif témoin. Néanmoins, des caractérisations complémentaires du solide devront être réalisées afin de mieux comprendre les processus limitants. / This work intends to provide a better understanding of the alteration of R7T7-type nuclear waste glass in a complex environment such as the deep geological repository. This approach aims to progressively complexify the glass leaching environment in order to better understand the mechanisms involved on the alteration of a radioactive glass in contact with the Callovo-Oxfordian groundwater (COx groundwater) and an iron source, simulating the glass carbon steel overpack. First, the study focusses on the impact of groundwater on the glass alteration under the residual rate regime at 70°C. Results show that magnesium present in the Callovo-Oxfordian groundwater contributes, over a pH threshold, to the precipitation of magnesium phyllosilicates consuming the passivating gel and thus increasing the glass alteration. This work confirms previous studies and brings new data at 70 °C. Thereafter, an iron source was introduced in the leaching environment (glass – COx groundwater) in order to simulate the carbon steel overpack. The experiments were performed in an anoxic environment with a glass monolith and an iron foil, facing each other with an 80 µm gap, and then immerged in the COx groundwater at 70 and 90 °C. On these conditions, a weak impact of the temperature was perceived on the kinetics and the reactions controlling glass alteration. The iron corrosion led mainly to the precipitation of siderite (an Fe2+-carbonate) and aragonite (a calcium carbonate). Furthermore, an increase of glass alteration was observed while using an iron foil. The main cause explaining this phenomenon is the formation of iron silicates, as seen with magnesium silicates, precipitating at the expense of the passivating gel. These phases were identified mainly at the oxidation state III, indicating an iron oxidation near the glass. It should be noted that in this case, magnesium precipitation is suppressed and only iron silicates precipitate. Finally, the influence of irradiation on glass alteration was studied. Water radiolysis induces the production of oxidizing species such as H2O2 at the glass/water interface. Therefore, a first study focused on glass alteration in the COx groundwater in the presence of H2O2 under the residual rate regime. Results showed that this specie decomposition was higher at the surface of the glass grains and seemed to have a very local impact, favouring the magnesium silicate precipitation and the enhancement of glass alteration. This prompt effect was only observed locally on grains at the surface of the reactor. However, globally, the data showed that H2O2 does not have a significant impact on glass alteration in this residual rate regime and this geometry. At last, this work came to experiments using a radioactive glass, doped with 238Pu, altered in the COx groundwater at 70 °C in the presence of an iron source, and using the same geometry than the one conducted with the non-radioactive glass. The glass characteristics allowed us to focus only on the α-dose rate effect. Comparing with the non-radioactive reference, a higher iron oxidation was noticed, with the precipitation of iron oxides at the oxidation state III, such as goethite and ferrihydrite. This can be explained by the reaction between H2O2 and iron, favouring the oxidation of Fe2+ to Fe3+. From solution analysis and the first SEM observations, it seems that globally, the glass alteration thickness is the same regardless the α-irradiation field. Nevertheless, supplementary data on solid characterisations must be performed in order to understand and be conclusive about the mechanisms involved on the glass alteration mechanisms under these conditions.

Plutonium Uranium Reduction EXtraction (PUREX) technology is a solvent extraction process used to recover plutonium and uranium from spent nuclear fuel. The solvent system is composed of an aqueous nitric acid phase in contact with an organic phase made up of tributyl phosphate in an organic diluent. During the separation process, the PUREX solvent system is subject to an intense multi-component radiation field (gamma rays, alpha particles, beta particles, neutrons, and fission fragments) rendering it susceptible to radiolytic degradation, which reduces its performance. Despite the PUREX process being used for over sixty years, a complete quantitative mechanistic understanding of the radiolytic degradation processes is not available. Nitrous acid is the most significant radiolytic degradation product of nitric acid, especially as its chemical and physical properties alter the formulation of the PUREX solvent system. Furthermore, nitrous acid exhibits complex redox relationships with a number of actinides, with plutonium being of greatest concern to the performance of the PUREX process. A combination of experimental and computational (stochastic and deterministic) techniques have been used to investigate the radiolysis of the PUREX solvent system's aqueous phase, specifically the radiolytic formation of nitrous acid, and its conjugate base nitrite, as a function of solvent system formulation, absorbed dose (up to 1.7 kGy), and radiation quality (cobalt-60 gamma rays and alpha particles from plutonium and americium alpha decay). The research presented in this thesis focuses on: (i) the experimental radiation chemistry of solutions of nitric acid and sodium nitrate over the range of concentrations 1 × 10-3 to 6 mol dm-3, and (ii) the development of a multi-scale modelling approach for evaluating the radiolysis of aqueous systems in terms of reaction mechanisms. The experimental and modelling studies provide insight into the radiation chemistry of the PUREX solvent system's aqueous phase, mechanistically demonstrating how the radiation chemical yield of nitrous acid and nitrite is dependent upon the interplay between non-homogeneous radiation track chemistry and secondary bulk homogeneous chemistry. This interplay is influenced by low pH, the presence of chemical scavengers and redox active metal ions, and radiation quality. These findings will act as a benchmark for the development of advanced reprocessing schemes, which must seriously consider how modifications in solvent system formulation and fuel composition may affect this dynamic interplay, and ultimately the generation of secondary highly active liquid waste.

L'interaction de l'eau avec les surfaces d'oxyde d'actinides demeure relativement peu étudiée. L'adsorption d'eau à la surface de PuO2 et (U,Pu)O2 conduit à la génération de H2 par radiolyse mais également à l'évolution de l'état de surface. L'étude de l'interaction de l'eau avec les surfaces d'oxydes mixtes (U,Pu)O2 requiert de mettre en œuvre des techniques d'analyses peu intrusives. L'étude de l'hydratation de la surface de CeO2 permet d'étudier la pertinence de différentes techniques d'analyses. Les résultats montrent que l'adsorption d'eau à la surface de CeO2 conduit à une évolution de l'état de surface et la formation d'une couche superficielle de type hydroxyde. La réactivité de l'eau à la surface de CeO2 dépend de la température de calcination du précurseur de l'oxyde. Le traitement thermique des surfaces hydratées permet de régénérer l'état de surface. Cette étude sur CeO2 souligne l'intérêt des techniques d'analyse mises en œuvre quant à l'étude de l'hydratation des surfaces. La génération de dihydrogène par radiolyse de l'eau adsorbée est étudiée par une méthode expérimentale fondée sur le renouvellement d'eau à la surface du matériau. L'accumulation de H2 est linéaire durant les premières heures puis tend vers un état stationnaire. Un mécanisme de consommation de H2 est proposé pour expliquer cet équilibre et également l'évolution des surfaces d'oxyde mixtes (U,Pu)O2 témoignée par l'évolution des cinétiques d'accumulation de H2. La cinétique d'accumulation dépend du débit de dose, de la surface spécifique de l'oxyde, de l'humidité relative de l'atmosphère en équilibre ainsi que du taux de plutonium et de l'état de surface. / The interaction of water with actinides oxide surfaces remains poorly understood. The adsorption of water on PuO2 surface and (U,Pu)O2 surface leads to hydrogen generation through radiolysis but also surface evolution.The study of water interaction with mixed oxide (U,Pu)O2 and PuO2 surfaces requires the implementation of non intrusive techniques. The study of the hydration of CeO2 surface is used to study the effectiveness of different techniques. The results show that the water adsorption leads to the surface evolution through the formation of a hydroxide superficial layer. The reactivity of water on the surface depends on the calcination temperature of the oxide precursor. The thermal treatment of hydrated surfaces can regenerate the surface. The study on CeO2 hydration emphasizes the relevancies of these techniques in studying the hydration of surfaces.The hydrogen generation through water radiolysis is studied with an experimental methodology based on constant relative humidity in the radiolysis cell. The hydrogen accumulation is linear for the first hours and then tends to a steady state content. A mechanism of hydrogen consumption is proposed to explain the existence of the steady state of hydrogen content. This mechanism enables to explain also the evolution of the oxide surface during hydrogen generation experiments as shown by the evolution of hydrogen accumulation kinetics. The accumulation kinetics depends on the dose rate, specific surface area and the relative humidity but also on the oxide aging. The plutonium percentage appears to be a crucial parameter in hydrogen accumulation kinetics.

<p>Denna licensiatavhandling behandlar oxidativ upplösning av UO2. Upplösning av UO2 studeras huvudsakligen då UO2-matrisen hos använt kärnbränsle förväntas fungera som en barriär mot frigörande av radionuklider i ett framtida djupförvar. Lösligheten av U(IV) är mycket låg under i djupförvaret rådande förhållanden emedan U(VI) har betydligt högre löslighet. Oxidation av UO2-matrisen kommer därför att påverka dess löslighet och därmed dess funktion som barriär. I denna avhandling studeras den relativa effektiviteten av en- och två-elektronoxidanter för upplösning av UO2. Vid låga oxidantkoncentrationer är utbytet för upplösningen för en-elektronoxidanter signifikant lägre än för två-elektronoxidanter. För en-elektronoxidanter ökar dock utbytet med ökande oxidanthalt, vilket kan förklaras av den ökade sannolikheten för två konsekutiva en-elektronoxidationer av samma reaktionssite och den ökade möjligheten till disproportionering.</p><p>Radikaler och molekylära radiolysprodukters relativa inverkan på oxidativ upplösning av UO2 studeras också i denna avhandling genom mätning av mängden upplöst U(VI) i γ-bestrålade system som dominerades av olika oxidanter. Dessa studier visade att upplösningshastigheten av UO2 kan uppskattas från oxidantkoncentrationer framtagna genom simuleringar av radiolys i motsvarande homogena system och hastighetskonstanterna för ytreaktionerna. Simuleringarna visar att de molekylära oxidanterna kommer vara de viktigaste oxidanterna i alla system i denna studie vid långa bestrålningstider (>10 timmar). Vid liknande simuleringar av α-bestrålade system fanns att vid förhållanden relevanta för ett djupförvar för använt kärnbränsle, är det endast de molekylära oxidanterna (i huvudsak H2O2) som är av betydelse för upplösningen av bränslematrisen.</p><p>Då använt kärnbränsle innehåller en mängd radionuklider som utsätter UO2-matrisen för kontinuerlig bestrålning, är det av vikt att undersöka hur bestrålning påverkar reaktiviteten av UO2. Bestrålningseffekten på reaktionen mellan UO2 och MnO4- studerades. Dessa försök visade att bestrålning av UO2 vid doser >40 kGy leder till att reaktiviteten ökar upp till 1.3 gånger reaktiviteten av obestrålad UO2. Den ökade reaktiviteten kvarstår efter bestrålningen och effekten kan därför möjligen tillskrivas permanenta förändringar i materialet. Vid uppskattning av reaktiviteten hos använt kärnbränsle måste hänsyn tas till denna effekt då bränslet redan efter ett par dagar i reaktor blivit utsatt för doser >40 kGy.</p><p>Det har tidigare föreslagits att hastigheten för en heterogen västka/fast-fas reaktion är beroende av partikelstorleken hos det fasta materialet, vilket har studerats för UO2-partiklar i denna avhandling. Experimentellt bestämda kinetiska parametrar jämförs med de föreslagna ekvationerna för fyra storleksfraktioner av UO2-pulver och en UO2-pellet. Studien visade partikelstorleksberoendet av andra ordningens hastighetskonstant och aktiveringsenergin för oxidation av UO2 med MnO4- beskrivs relativt väl av de föreslagna ekvationerna.</p> / <p>The general subject of this thesis is oxidative dissolution of UO₂. The dissolution of UO₂ is mainly investigated because of the importance of the UO₂ matrix of spent nuclear fuel as a barrier against radionuclide release in a future deep repository. U(IV) is extremely insoluble under the reducing conditions prevalent in a deep repository, whereas U(VI) is more soluble. Hence, oxidation of the UO₂-matrix will affect its solubility and thereby its function as a barrier. In this thesis the relative efficiency of one- and two electron oxidants in dissolving UO₂is studied. The oxidative dissolution yield of UO₂was found to differ between one- and two-electron oxidants. At low oxidant concentrations the dissolution yields for one-electron oxidants are significantly lower than for two-electron oxidants. However, the dissolution yield for one-electron oxidants increases with increasing oxidant concentration, which could be rationalized by the increased probability for two consecutive one-electron oxidations at the same site and the increased possibility for disproportionation.</p><p>Furthermore, the relative impact of radical and molecular radiolysis products on oxidative dissolution of UO₂is investigated. Experiments were performed where the amount of dissolved U(VI) was measured in γ-irradiated systems dominated by different oxidants. We have found that the UO₂dissolution rate in systems exposed to γ-irradiation can be estimated from oxidant concentrations derived from simulations of radiolysis in the corresponding homogeneous systems and rate constants for the surface reactions. These simulations show that for all systems studied in this work, the molecular oxidants will be the most important oxidants for long irradiation times (>10 hours). Similar simulations of α-irradiated systems show that in systems relevant for a deep repository for spent nuclear fuel, only the molecular oxidants (mainly H₂O₂) are of importance for the dissolution of the fuel matrix.</p><p>The effect on UO₂ reactivity by irradiation of the material is of importance when predicting the spent fuel dissolution rate since the fuel, due to its content of radionuclides, is exposed to continuous self-irradiation. The effect of irradiation on the reaction between solid UO₂and MnO₄^- in aqueous solutions was studied. It was found that irradiation of UO2 at doses >40 kGy increases the reactivity of the material up to ~1.3 times the reactivity of unirradiated UO₂. The increased reactivity remains after the irradiation and can possibly be attributed to permanent changes in the material. This issue must be taken into account when predicting the reactivity of spent nuclear fuel since the fuel is exposed to doses >40 kGy after only a few days in the reactor.</p><p>It has earlier been suggested that the rate of a heterogeneous liquid-solid reaction depends on the size of the solid particles. This was investigated for UO₂particles in this thesis. Experimental kinetic parameters are compared to the previously proposed equations for UO₂ powder of four size fractions and a UO₂ pellet. We have found that the particle size dependence of the second order rate constant and activation energy for oxidation of UO₂ by MnO₄^- is described quite well by the proposed equations.</p>