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Los resultados experimentales son altamente interesantes,
pues ponen de manifiesto la diferente evolución
de los procesos de sorción en granitos con la
presencia o no de bentonita. Las superficies del granito
donde se produce la retención están asociadas
específicamente a zonas donde se ha producido retención
en matriz. En presencia de bentonita, la absorción
es aleatoria y se concentra en defectos cristalinos,
micro-fisuras y bordes de grano. También,
se está avanzando en la obtención de los coeficientes
de distribución efectivo y aparente en la bentonita
de referencia para las barreras de ingeniería y su
utilización en el PA.
Actividades Futuras
Dentro del Plan 2004-2008 se mantendrá esta línea
de investigación dada su clara conexión con el
PA y la necesidad de realizar, cada vez, ejercicios
con menos incertidumbres a partir de un mejor conocimiento
del comportamiento básico de los radionucleidos.
Los desarrollos científicos en este área incluirán la
participación en el desarrollo de datos termodinámicos
y sobre todo la obtención de los datos de sorción
a través de la continuación del programa experimental,
focalizado en la obtención de coeficientes
de selectividad y constantes de complejación para
los radionucleidos relevantes considerando la estructura
de la porosidad de la fase sólida tanto en granitos
como en arcillas así como el efecto del cambio
de escala. Otro aspecto fundamental será considerar
la reversibilidad e irreversibilidad de los mecanismos
de retención contrastados con los experimentos.
Como desarrollo tecnológico debe acometerse la
mejora de los modelos de complejación superficial
que hoy sólo se aplican en determinados experimentos.
Extender a un rango amplio de experimentos y
verficarlos, mediante predicciones de funcionamiento
en sistemas naturales es un objetivo prioritario.
1.2. Caracterización
y comportamiento
del combustile irradiado
Experiencia e Infraestructura alcanzada
Esta línea es clásica dentro de la I+D de ENRESA,
dado su carácter estratégico. Mientras haya que
gestionar combustibles irradiados será necesario
contar con un apoyo científico-tecnológico que per-
1. Tecnología del residuo
mita su caracterización y análisis de comportamiento.
A tal efecto se ha creado un grupo que viene
funcionando con buenos resultados desde hace
más de 10 años y que está constituido por: CIEMAT,
UPC-DIQ y ENVIROS SPAIN. En relación con las
instalaciones para realizar la experimentación con
combustible irradiado, todavía son muy deficitarias
en España pues, su elevado coste no se justifica por
su uso preferente y/o exclusivo en gestión de residuos
radiactivos. La alternativa ha sido la mejora
de algunos de los laboratorios de CIEMAT, para
poder trabajar bajo condiciones de irradiación y el
mantenimiento de la colaboración con Joint Research
Center, de Karksruhe (Instituto de Transuránidos-ITU)
que cuenta con las instalaciones necesarias
y a las que, en base a un acuerdo de colaboración
ENRESA-CIEMAT-UPC-DIQ, se envía personal
investigador a realizar experimentación. Las instalaciones
de STUDSVIK (Suecia) son alternativas y en
ellas se está colaborando en actividades de análisis
de comportamiento de combustibles de alto grado
de quemado en colaboración con ENUSA y el CSN.
El progreso en la línea de caracterización del combustible
ha ido permitiendo a los grupos de I+D,
identificar el estado químico de los radionucleidos
en el mismo (gases de fisión y productos volátiles;
precipitados metálicos, óxidos metálicos y actínidos
y productos de fisión disueltos en la matriz del combustible),
establecer los mecanismos de liberación
en la lixiviación del combustible (instantánea, límite
grano, disolución matriz) y en base a todo ello establecer
un mecanismo realista de alteración- disolución
de la matriz del combustible. A esto han contribuido
los resultados obtenidos en el análisis del
efecto de la radiación y en la liberación de radionucleidos,
debido a la generación radiolítica de
oxidantes (Figura 3).
Para el estudio del efecto de la radiación se han utilizado
pastillas de UO2 dopadas con 238 Pu y para analizar
el efecto de la radiación , la experimentación se
ha realizado en la instalación NAYADE de CIEMAT
con una fuente externa de radiación (de cobalto).
La continuación de los experimentos se ha focalizado
en el análisis del efecto de la presencia de oxihidróxidos
de hierro, procedentes de la alteración de la
cápsula, en la disolución/lixiviación del combustible.
La movilidad/precipitación de los radionucleidos liberados
ha sido otra de las líneas de investigación.
El programa actual se ha venido desarrollando en
estrecha colaboración con el ITU y participando en
el proyecto del 5PM, “SFS”. El equipo CIEMAT,
UPC-DIQ y Enviros Spain, han trabajado de forma
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