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Plan de Investigación, desarrollo tecnológico y demostración para la gestión de residuos radiactivos 2004-2008 integrada y el equipo se ha reforzado con la puesta en funcionamiento de la instalación de CIEMAT IR-30. Desarrollo científico Las investigaciones realizadas han sido: 84 a, b,g Mejora de las tecnologías de caracterización de los combustibles irradiados, con especial énfasis en la distribución espacial y la influencia de la oxidación y en la caracterización de superficies activas del combustible. El efecto de la radiación y en la disolución se ha ensayado con el UO2. El efecto a largo plazo de la radiación en la disolución se ha abordado utilizando las pastillas de uranio dopado con plutonio, validándose los modelos. Los estudios directos con combustible gastado han permitido establecer los puntos de disolución de la matriz del combustible (Figura 4). Procesos de disolución en presencia de oxihidróxidos de hierro. Mejora del conocimiento de las fases secundarias generadas (solubilidad, cinética, movilidad, estabilidad, etc.) utilizando un conjunto muy sofisticado de técnicas analíticas. Mejora de los modelos. Los modelos desarrollados se basan en balances de masa, utilizan información termodinámica y analítica del sistema combustible-agua en función del tiempo. Estos modelos abordan primero la generaciónrecombinación de productos radiolíticos segui- HO 2 Generación de oxidantes (HO,O,…) 2 2 2 e - Oxidación de la matriz del combustible y otros RN Interacción con ligandos acuosos - (H2O, HCO 3) Separación U(VI)(aq) + RN “UO 3·2H2O(s)” + otros RN dos de una modelo de oxidación-disoluciónliberación-precipitación (Figura 5). Desarrollos tecnológicos En lo referente a desarrollos tecnológicos cabe citar en esta línea: Fabricación de pastillas UO 2 por el método sol-gel, con emisores , para estudio de radioanálisis . Microscopia de la fuerza atómica para medir velocidades de disolución/precipitación Desarrollo de reactores en continuo para trabajo en celdas calientes (Figura 6). Demostración No se han realizado hasta ahora actividades de demostración. Actividades futuras Radiolisis del agua Disolución de la matriz y liberación de los RN Precipitación fases secundarias Figura 3. Modelo de disolución-oxidación de la matriz del combustible gastado. La información y conocimientos obtenidos en este campo han sido fundamentales en los ejercicios de PA realizados. Sin embargo, la evaluación de la seguridad requiere conocimientos más precisos referentes a las condiciones físico-químicas que existirán en el entorno del combustible, con el transcurso del tiempo, estrechamente relacionadas con los modelos y mecanismos de liberación y a la movilidad de los radionucleidos liberados.
Material de partida Efecto de la radiación sobre la disolución del UO Características físico-químicas del combustible. Cálculo de la densidad de puntos de coordinación Material Lixiviado 1. Tecnología del residuo Figura 4. Efecto de la radiación en la disolución de la matriz del combustible. Puntos de disolución. 2 UO 2 UO 2+x Oxidación Precipitación de fases secundarias Generación de oxidantes Disolución de la matriz y liberación de RNs Estudio de la precipitación de fases secundarias en presencia de H O 2 2 Efecto del H2O2sobre la disolución del UO 2 Disolución del combustible gastado Figura 5. Modelos de oxidación-disolución del combustible. 85
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publicaciones técnicas Plan de inv
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ENRESA Dirección de Ciencia y Tecn
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Índice
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Plan de Investigación, desarrollo
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Abstract
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Presentación
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2 Helio 1 Hidrógeno He NUM ERO ATO
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DISEÑO DE UN REPOSITORIO EN GRANIT
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APROXIMACIÓN DETERMINISTA MÉTODOS
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Plan de investigación, desarrollo
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