Change search
CiteExportLink to record
Permanent link

Direct link
Cite
Citation style
  • apa
  • harvard1
  • ieee
  • modern-language-association-8th-edition
  • vancouver
  • Other style
More styles
Language
  • de-DE
  • en-GB
  • en-US
  • fi-FI
  • nn-NO
  • nn-NB
  • sv-SE
  • Other locale
More languages
Output format
  • html
  • text
  • asciidoc
  • rtf
Dissolution of UO2 by one- and two-electron oxidants
KTH, Superseded Departments, Chemistry. (Nuclear chemistry)ORCID iD: 0000-0003-0663-0751
KTH, Superseded Departments, Chemistry.
KTH, Superseded Departments, Chemistry.
2004 (English)In: Materials Research Society Symposium Proceedings, ISSN 0272-9172, Vol. 807, 77-82 p.Article in journal (Refereed) Published
Abstract [en]

In this work, the efficiency of one- and two-electron oxidants in oxidative dissolution Of UO2 has been investigated. This was accomplished by measuring the U(VI)-concentration in solution after exposing UO2-powder to controlled amounts of oxidants in aqueous solution. The oxidants used in this study are H2O2, IrCl62-, CO3.- and OH..H2O2 acts as a two-electron oxidant while the remaining three oxidants are one-electron oxidants. CO3.- and OH. were generated using gamma-radiolysis. The results clearly show that the dissolution yields for one-electron oxidants (per electron pair) are lower than the yields for two-electron oxidants. Furthermore, the yields for one-electron oxidants increase with increasing amount of oxidant (especially at low amounts of oxidant). The rationale for this is that U(VI) is the main soluble species which is formed directly upon two-electron oxidation. For one-electron oxidants the primary oxidation product is U(V) which can form U(VI) upon reaction with a second oxidant. The probability for a second oxidation is however low at low concentrations of oxidant.

Place, publisher, year, edition, pages
2004. Vol. 807, 77-82 p.
Keyword [en]
Carbonates, Concentration (process), Dissolution, Negative ions, Nuclear fuels, Probability, Radiolysis, Reaction kinetics, Solutions, Uranium dioxide, Carbonate radical anion, Magnetic stirrer, Oxidants, Oxidation products
National Category
Inorganic Chemistry
Identifiers
URN: urn:nbn:se:kth:diva-9087ISI: 000225038400013Scopus ID: 2-s2.0-12844256411OAI: oai:DiVA.org:kth-9087DiVA: diva2:14648
Note
QC 20100907Available from: 2006-02-10 Created: 2006-02-10 Last updated: 2011-10-31Bibliographically approved
In thesis
1. Physical and Chemical Aspects of Radiation Induced Oxidative Dissolution of UO2
Open this publication in new window or tab >>Physical and Chemical Aspects of Radiation Induced Oxidative Dissolution of UO2
2006 (English)Licentiate thesis, comprehensive summary (Other scientific)
Abstract [sv]

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.

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.

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.

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.

Abstract [en]

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 UO2 is studied. The oxidative dissolution yield of UO2 was 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.

Furthermore, the relative impact of radical and molecular radiolysis products on oxidative dissolution of UO2 is 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 UO2 dissolution 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.

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 UO2 and 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.

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 UO2 particles 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.

Place, publisher, year, edition, pages
Stockholm: KTH, 2006. 29 p.
Series
Trita-KKE, ISSN 0349-6465 ; 0601
Keyword
UO2, spent nuclear fuel, dissolution, oxidation, radiolysis, irradiation, particle size, modeling
National Category
Chemical Sciences
Identifiers
urn:nbn:se:kth:diva-622 (URN)91-7178-248-6 (ISBN)
Presentation
2006-02-10, E3, Osquarsbacke 14, Stockholm, 14:00
Supervisors
Note
QC 20101123Available from: 2006-02-10 Created: 2006-02-10 Last updated: 2010-11-23Bibliographically approved
2. Redox Chemistry in Radiation Induced Dissolution of Spent Nuclear Fuel: from Elementary Reactions to Predictive Modeling
Open this publication in new window or tab >>Redox Chemistry in Radiation Induced Dissolution of Spent Nuclear Fuel: from Elementary Reactions to Predictive Modeling
2008 (English)Doctoral thesis, comprehensive summary (Other scientific)
Abstract [en]

The focus of this doctoral thesis is the redox chemistry involved in radiation induced oxidative dissolution of spent nuclear fuel and UO2 (as a model substance for spent nuclear fuel). It is shown that two electron oxidants are more efficient than one electron oxidants in oxidative dissolution of UO2 at low oxidant concentrations. Furthermore, it is shown that H2O2 is the only oxidant that has to be taken into account in radiation induced dissolution of UO2 under deep repository conditions (granite groundwater dominated by α-radiolysis). Previously determined rate constants for oxidation of UO2 by H2O2 and O2, and rate constants for dissolution of U(VI) from the surface are successfully used to reproduce numerous UO2 dissolution rates reported in the literature. The impact of reactive solutes (Fe(II)(aq), 2-propanol and chloride) and Pd-inclusions (as a model for ε-particles) in combination with H2, on radiation induced oxidative dissolution of UO2 is investigated. It is shown that both the studied reactive solutes (under oxygen free conditions) and the combination of Pd inclusions and H2 inhibit the dissolution. Calculations (based on the fuel inventory) show that 1 µM Fe(II)(aq) decreases the dissolution rate by a factor of ~50 and that 1 ppm surface coverage of ε-particles is sufficient to completely stop the dissolution of 100 year old fuel (assuming 40 bar H2).The dissolution behavior of NpO2 and PuO2 in H2O2 containing aqueous solution without complexing agent is studied and compared to UO2. Based on the measured dissolution rates, we would not expect the dissolution of the actinides to be congruent. Instead, in a system without complexing agent, the rates Np and Pu are expected to be lower than the U release rate. The effect of ionizing irradiation on the UO2 reactivity is studied in order to elucidate the effect of self-irradiation on the reactivity of the spent fuel matrix. It is shown that a threshold dose must be achieved before any effect of irradiation can be seen. Beyond the threshold the reactivity seems to increase with increasing dose. Furthermore, the effect appears to be permanent. The effect of particle size on the reactivity of UO2 powder is studied in view of proposed theories suggesting a particle size dependence of both the pre-exponential factor and the activation energy for redox reactions. The rate constant and activation energy for oxidation of UO2 by MnO4- seems to agree with the proposed equations. The radiation chemical synthesis of UO2 nanoparticles is studied. It is shown that U(VI) released by dissolution of spent nuclear fuel could be reduced to UO2 nanoparticles.These particles could, due to their high reactivity towards H2O2, act as oxidant scavenger in a future deep repository for spent nuclear fuel.

Abstract [sv]

Denna doktorsavhandling behandlar redoxprocesser involverade i strålnings­inducerad oxidativ upplösning av använt kärnbränsle och UO2 (som modellsubstans för använt kärn­bränsle).Detta arbete visar att två-elektron oxidanter är mer effektiva än en-elektron oxidanter i oxidativ upplösning av UO2 vid låga oxidantkoncentrationer. Dessutom visas, på kinetiska grunder,att H2O2 är den enda oxidant som måste tas hänsyn till vid stålningsinducerad oxidativ upplösning av UO2 under djupförvarsförhållanden (granitiskt grundvatten dominerat av α-radiolys). Tidigare bestämda hastighets­konstanter för oxidation av UO2 med H2O2 och O2, samt hastighets­konstanter för upplösning av U(VI) från ytan har framgångrikt använts för att återskapa UO2 upplösningshastigheter rapporterade i litteraturen. Inverkan av reaktiva ämnen i vattenfas (Fe(II)(aq), 2-propanol och klorid) samt av Pd-inneslutningar (som modell av ε-partiklar) i UO2 matrisen i kombination med H2, på strålningsinducerad upplösning av UO2 har studerats. Studien visar att både de reaktiva ämnena i vattenfasen (under syrefria förhållanden) och Pd- inneslutningar i kombination med H2 hämmar upplösningen. Beräkningar (baserade på ett bränsle­inventarie) visar att 1 µM Fe(II)(aq) minskar upplösningshastigheten med en faktor ~50 samt att 1 ppm ytbeläggning av ε-partiklar är tillräckligt för att effektivt stoppa uppslöningen av 100 år gammalt bränsle (vid 40 bar H2).Upplösning av NpO2 och PuO2, i jämförelse med UO2,har studerats i vatten­lösning innehållande H2O2 utan komplexbildare. Baserat på de uppmätta upp­lösnings­hastigheterna förväntas upplösningen av dessa aktinider från UO2-bränsle vara inkongruent. I ett system utan komplexbildare kan NpO2 odh PuO2 upplösningshastighetern förvantas vara lägre än UO2 upplösningshastigheten. Effekten av joniserande strålning på reaktiviteten hos UO2 har studerats för att klargöra effekten av egen-bestrålning. Studien visar att dosen måste nå ett visst tröskelvärde innan någon effekt på reaktiviteten kan observeras. Vid doser över tröskelvärdet ökar reaktiviteten med ökande dos. Effekten verkar vara permanent. Partikelstorlekens inverkan på reaktiviteten hos UO2 pulver har studerats med utgångspunkt i föreslagna samband mellan partikelstorlek och pre-exponentiell faktor och mellan partikelstorlek och aktiveringsenergi. Studien visar att hastighets­konstanten och aktiveringsenergin för reaktionen mellan UO2 och MnO4- överenstämmer med de föreslagna sambanden. Stålningskemisk syntes av UO2 nanopartiklar har studerats. Studien visar att U(VI) frigjort genom upplösning av använt kärnbränsle i ett djupförvar kan reduceras till UO2 nanopartiklar. Dessa partiklar kan, på grund av sin höga reaktivitet med H2O2, fungera som infångare av oxidanter i ett framtida djupförvar för använt kärnbränsle.

Place, publisher, year, edition, pages
Stockholm: KTH, 2008. 73 p.
Series
Trita-CHE-Report, ISSN 1654-1081 ; 2008:60
National Category
Inorganic Chemistry
Identifiers
urn:nbn:se:kth:diva-4901 (URN)978-91-7415-100-8 (ISBN)
Public defence
2008-09-19, F3, KTH, Lindstedtsvägen 26, Stockholm, 13:00 (English)
Opponent
Supervisors
Note
QC 20100908Available from: 2008-09-18 Created: 2008-09-18 Last updated: 2010-09-08Bibliographically approved
3. Radiation Induced Oxidative Dissolution of UO2
Open this publication in new window or tab >>Radiation Induced Oxidative Dissolution of UO2
2006 (English)Doctoral thesis, comprehensive summary (Other scientific)
Abstract [sv]

Sammanfattning

Denna doktorsavhandling berör oxidativ upplösning av UO2 (som modellsubstans för utbränt kärnbränsle) orsakad av radiolys av vatten samt effekten av H2 på denna denna process.

Hastighetskonstanter för oxidation av UO2-pulver med olika oxidanter såsom H2O2 har bestämts experimentellt. Logaritmen för andra ordningens hastighetskonstant, ln k, för oxidation av UO2 uppvisar ett linjärt beroende av oxidantens en-elektronreduktionspotential, E0. Detta indikerar att det hastighetsbestämmande steget för oxidation av UO2 är en en-elektronöverföring. Oxidationshastigheten för reaktionen mellan UO2 och OH• samt CO3•- är diffusionskontrollerad, k = 10-3 m/min.

Effekten av karbonat på oxidationskinetiken har studerats där H2O2 har adderats till suspensioner innehållande UO2-pulver. Andra ordningens hastighetskonstant för den rena oxidationsreaktionen mellan UO2 och H2O2 har bestämts till 4.4 x 10 -6 m/min. Den karbonatberoende upplösningshastigheten har visat sig vara diffusionskontrollerad. Hastighetskonstanten för upplösning av UO22+ i vatten fritt från karbonat är (7 +- 1) x 10-8 mol m-2 s-1.

Den relativa effektiviteten (per elektron) för en- respektive två-elektronoxidanter som orsakar upplösning av UO2 har studerats. Utbytena för upplösning med en-elektronoxidanter har ett starkt koncentrationsberoende m.a.p. oxidanten (särskilt vid låga konc.).

Reduktion av UO22+ i karbonatlösningar med H2 (p = 40 bar) vid olika temperaturer har studerats som en funktion av reaktionstiden. Hastighetskonstanten och aktiveringsenergin har bestämts, k298 = 3.6 x 10-9 M-1 s-1 och Ea = 130 +- 24 kJ/mol. Reduktionen av UO22+ till UO2 sker i frånvaro av en katalysator.

Den relativa inverkan av radiolysprodukter på oxidativ upplösning av UO2 har klargjorts. Mängden upplöst UO22+ mättes som en funktion av tiden i gasmättade gamma-bestrålade karbonatlösningar innehållande en UO2-kuts. Den simulerade upplösningshastigheten beräknades utifrån ytarea, oxidantkoncentrationer och hastighetskonstanter erhållna från det linjära sambandet (se ovan). De simulerade hastigheterna jämfördes med de experimentellt bestämda upplösningshastigeherna och korrelation är förhållandevis bra. Därmed kan inverkan av varje enskild oxidant i det undersökta systemet uppskattas. Endast de molekylära oxidanterna är av vikt i system som är relevanta för säkerhetsanalyser av ett djupförvar.

Abstract [en]

This doctoral thesis is focused on oxidative dissolution of UO2 (as a model for spent nuclear fuel) induced by radiolysis of water and the effect of H2 on this process.

Rate constants for oxidation of UO2 powder by different oxidants such as H2O2 in aqueous suspensions have been experimentally determined. The logarithm of the second order rate constant, ln k, for UO2 oxidation appears to be linearly dependent on the one-electron reduction potential, E0, of the oxidant. This indicates that the rate limiting step in oxidation of UO2 is one-electron transfer. The rate of UO2 oxidation by OH and CO3•- is estimated to be diffusion controlled, k = 10-3 m/min.

The effect of carbonate on the oxidation kinetics using H2O2 in UO2 powder suspensions has been studied. The second order rate constant for the pure oxidation reaction between UO2 and H2O2 was determined to 4.4 x 10-6 m/min. The carbonate facilitated dissolution rate is found to be limited by diffusion and the rate constant for non-carbonate mediated UO22+ dissolution was determined to (7 ± 1) x 10-8 mol m-2 s-1.

Furthermore, the relative efficiency (per electron) of one- and two-electron oxidants in causing dissolution of UO2 has been studied. The dissolution yields of one-electron oxidants are strongly dependent on the amount of oxidant (especially at low amounts).

The reduction of UO22+ in carbonate solutions by H2 (p = 40 bar) at different temperatures has been studied as a function of time. The rate constant and the activation energy were determined, k298 =3.6 x 10 -9 M-1 s-1 and Ea = 130 ± 24 kJ/mol, respectively. The reduction of UO22+ to UO2 occurs in the absence of a catalyst.

The relative impact of radiolysis products on oxidative dissolution of UO2 has been elucidated. The amount of dissolved UO22+ was measured as a function of time in γ -irradiated aqueous carbonate solutions saturated with various gases containing a UO2-pellet. The simulated dissolution rates were calculated from the surface area, oxidant concentrations and rate constants obtained from the linear relationship mentioned above. The simulated dissolution rates were compared with the experimental dissolution rates and the correlation was fairly good. Thus, the impact of each oxidant in the system studied can be estimated from the simulations. Only the molecular oxidants are of importance in systems of relevance for safety analysis of a deep repository.

Place, publisher, year, edition, pages
Stockholm: KTH, 2006. v, 66 p.
Series
Trita-KKE, ISSN 0349-6465 ; 0349-6465
Keyword
radiation, radiolysis, UO2, spent nuclear fuel, radicals, oxidants, reductants, rate constants, dissolution, H2O2, H2
National Category
Inorganic Chemistry
Identifiers
urn:nbn:se:kth:diva-3891 (URN)91-7178-298-2 (ISBN)
Public defence
2006-04-07, Sydvästra Galleriet, KTHB, Osquars Backe 31, Stockholm, 10:00
Opponent
Supervisors
Note
QC 20110121Available from: 2006-03-21 Created: 2006-03-21 Last updated: 2012-04-02Bibliographically approved

Open Access in DiVA

No full text

Scopus

Authority records BETA

Jonsson, Mats

Search in DiVA

By author/editor
Jonsson, MatsEkeroth, EllaRoth, Olivia
By organisation
Chemistry
In the same journal
Materials Research Society Symposium Proceedings
Inorganic Chemistry

Search outside of DiVA

GoogleGoogle Scholar

urn-nbn

Altmetric score

urn-nbn
Total: 132 hits
CiteExportLink to record
Permanent link

Direct link
Cite
Citation style
  • apa
  • harvard1
  • ieee
  • modern-language-association-8th-edition
  • vancouver
  • Other style
More styles
Language
  • de-DE
  • en-GB
  • en-US
  • fi-FI
  • nn-NO
  • nn-NB
  • sv-SE
  • Other locale
More languages
Output format
  • html
  • text
  • asciidoc
  • rtf