DENSIDAD DE SITIOS SUPERFICIALES Y CAPACIDAD DE SORCIÓN DE LA MATRIZ DE COMBUSTIBLE IRRADIADO, UO2

Abstract

Este documento forma parte de una serie de estudios previamente publicados (DFN/RA-04/SP-10) dirigidos hacia el estudio de la reactividad superficial de óxidos de lantánidos y actínidos, a través de la determinación de los sitios o puntos “activos” de la superficie que deberían estar implicados en los procesos de disolución. El objetivo general de esta investigación es la puesta a punto de una metodología experimental que permita estimar la reactividad de los combustibles nucleares irradiados en las condiciones de un almacén temporal o definitivo. Por este motivo, continuando con los estudios anteriormente mencionados en los que se caracterizaron tanto el óxido de cerio como el óxido de torio, en este trabajo se plantea la posibilidad de realizar un estudio exhaustivo de la matriz de combustible gastado (óxido de uranio, UO2). El uso de valoraciones potenciométricas “rápidas” fue el procedimiento experimental aplicado para caracterizar la reactividad superficial de éste material y determinar de la densidad de sitios de coordinación en función del pH y la fuerza iónica. Dicho parámetro está directamente relacionado con la velocidad de los procesos de alteración del material y permite ajustar los modelos de comportamiento del combustible nuclear gastado a largo plazo. Enmarcado en este estudio, se ha realizado un estudio de la solubilidad del UO2 en función del pH en condiciones anóxicas de Ar y a fuerza iónica I =0.1M. Otra cuestión de relevancia que ha sido analizada es la capacidad de sorción del cesio en UO2 (pH ≈ 6.3, I = 0.1 M).