Beiträge zur Chemie der schwersten Elemente in den Bereichen Elektrochemie und Chromatographie

Im Rahmen dieser Arbeit wurden Experimente auf verschiedenen Gebieten der chemischen Charakterisierung der schwersten Elemente durchgeführt. So wurden Vorarbeiten zur Elektrochemie der superschweren Elemente geleistet. Hier konnte gezeigt werden, dass sich Po aus verdünnten Säuren auf Metallelektroden spontan abscheiden lässt. Als wichtigste Reaktionsparameter wurden Temperatur, Konvektion und Viskosität des Elektrolyten identifiziert. Für die Elektrodeposition ist es von Bedeutung, reproduzierbar saubere Elektroden einzusetzen. Auch hierzu konnten Erkenntnisse gewonnen werden. Auf dem Gebiet der Charakterisierung von Nukliden wurde der Elektroneneinfang in Db-263 untersucht. Aus diesem Zerfall geht Rf-263 hervor, welches mit einer Halbwertszeit von 15min überwiegend durch Spontanspaltung zerfällt. Im Experiment wurde Rf-263 mittels Ionenaustauschchromatographie und nachfolgender Flüssig-Flüssig-Extraktion von Db und Aktiniden getrennt. Das erhaltene Präparat wurde auf Alpha-Zerfall und Spontanspaltung untersucht. Die Zahl der Rf-263 Zerfälle lässt auf einen Zerfallszweig durch Elektroneneinfang in Db-263 von 3% schließen. Ein Großteil der Arbeit beschäftigt sich mit der Bestimmung des Kd-Wertes von Sg am Anionenaustauscher Aminex A27 in 0.1M HNO3/5E-3M HF. Beim mit dem ALOHA-System durchgeführten Experiment wurde die Mehrsäulentechnik (MCT) erstmals für die wässrige Chemie von Sg genutzt. Aufgrund zahlreicher Probleme konnte letztlich kein Kd-Wert bestimmt werden. Stattdessen wurde das Experiment einer Fehleranalyse unterzogen. Hier zeigte sich eine Anfälligkeit der MCT auf natürliche Radionuklide. Weiterhin konnten Probleme bei ALOHA aufgedeckt werden, die eine Wiederholung des Experiments ausschlossen. In der Folge wurde ein alternativer Anionenaustauscher charakterisiert, sowie die Elektrolysebedingungen, als wichtiger Schritt der chemischen Aufarbeitung bei der MCT, genauer spezifiziert.

Spurenanalyse von Uran und Plutonium sowie Speziationsuntersuchungen an Plutonium mit massenspektrometrischen und kapillarelektrophoretischen Methoden

Die Elemente Uran und Plutonium besitzen seit Entdeckung der Kernspaltung und der technischen Nutzung der Kernenergie eine globale Bedeutung. So trägt Pu hauptsächlich zur Radiotoxizität von abgebrannten Brennelementen bei und erfordert im Falle einer Endlagerung in einer tiefen geologischen Formation einen sicheren Verschluss für bis zu einer Million Jahre. Das Wissen über die vorliegenden chemischen Spezies ist dabei entscheidend für das Verständnis der chemisch-physikalischen Wechselwirkungen im jeweiligen geochemischen System, insbesondere mit dem Wirtsgestein (hier Ton) und den allgegenwärtigen Huminstoffen (hier Fulvinsäure). Längerfristig sind so Vorhersagen über einen Transport des hochradioaktiven Abfalls nach Auslaugung und Austritt aus einem Endlager bis in die Biosphäre möglich. Gerade der Ultraspurenbereich, im Fernfeld eines Endlagers zu erwarten, ist dabei von besonderem Interesse. Darüber hinaus machen nuklearforensische Untersuchungen – in Hinblick auf illegal benutztes Nuklearmaterial, Schmuggel oder Nuklearterrorismus – zur Bestimmung der Herkunft, des Alters oder der Radiotoxizität isotopenselektive Nachweismethoden im Ultraspurenbereich notwendig. Im Rahmen dieser Arbeit wurden hierfür die Resonanzionisationsmassenspektrometrie (RIMS) zur isotopenselektiven Spuren- und Ultraspurenanalyse von U und Pu sowie die Kapillarelektrophorese (CE) gekoppelt an die induktiv gekoppelte Plasma (ICP)-Massenspektrometrie (CE-ICP-MS) zur Speziation von Pu eingesetzt. Für den isotopenselektiven Nachweis von Ultraspurenmengen von Uran mittels RIMS wurden vorbereitende Studien durchgeführt und mehrere zweifach resonante Anregungsleitern mit nicht-resonanter Ionisation untersucht. Eine Effizienz von ca. 10^-10 bei einer Nachweisgrenze von 10^12 Atomen U-238 konnte erzielt werden. In Zusammenarbeit mit dem Institut für Radiochemie, TU München, wurde mittels RIMS die Isotopenzusammensetzung von Plutonium, abgetrennt aus einem panzerbrechenden Urangeschoss aus dem Kosovokonflikt, bestimmt und dieses als Waffenplutonium mit einem Gehalt von 15 pg Pu-239/g Uran identifiziert. Rückschlüsse über Herkunft und Alter des Plutoniums konnten daraus gewonnen werden. Für Studien zur Umweltüberwachung von Plutonium in Rheinland-Pfalz wurden Grund-, Oberflächen- und Klärwasserproben mittels RIMS untersucht. Oberhalb der Nachweisgrenze von ca. 10^7 Atomen Pu-239/500 mL konnte kein signifikanter Gehalt bestimmt werden. Zusätzlich wurden Klärschlammproben untersucht, wobei in einer Probe 5,1*10^7 Atome Pu-239/g gemessen wurde, was auf eine Anreicherung von Pu im Klärschlamm aus großen Wasservolumina hindeuten könnte. Speziationsuntersuchungen von Plutonium in Kontakt mit Fulvinsäure und dem Tonmineral Kaolinit wurden in Hinblick auf die Wechselwirkungen im Umfeld eines nuklearen Endlagers durchgeführt. Die Redoxkinetik von Pu(VI) in Kontakt mit Gorleben-Fulvinsäure zeigt eine mit steigendem pH zunehmend schnellere und vollständige Reduktion und ein vergleichbares Verhalten zur Huminsäure. Für ein Plutoniumgemisch aus allen vier umweltrelevanten Oxidationsstufen in Kontakt mit Gorleben-Fulvinsäure konnte nach ca. 1 Monat Kontaktzeit eine fasst vollständige Reduktion zum tri- und tetravalenten Pu beobachtet werden. Sorptionsuntersuchungen der stabilsten Oxidationsstufe, Pu(IV), in Kontakt mit Kaolinit bei pH = 0 bis 13 im Konzentrationsbereich 10^-7 bis 10^-9 mol/L verdeutlichen das ausgeprägte Sorptionsverhalten von Pu(IV) (ca. 60% bis 90% Sorption) im umweltrelevanten pH-Bereich bei einem Einsetzen der Sorption bei pH = 0 bis 2. Im Rahmen des "Colloid and Radionuclide Retardation" (CRR) Experiments im Felslabor Grimsel, Schweizer Alpen, wurde in Zusammenarbeit mit dem Institut für Nukleare Entsorgung, Karlsruhe, die kolloidgetragene Migration von Pu(IV) in einem Grundwasserstrom durch Scherzonen im Granitgestein unter umweltrelevanten Bedingungen untersucht. Bei Zugabe von im Grundwasser stabilen Bentonitkolloiden – Bentonit wird als ein geeignetes Verschlussmaterial für nukleare Abfälle erforscht – konnte ein erhöhter Transport des Pu(IV) beobachtet werden, der durch Sorption des Pu an die mobilen Kolloide hervorgerufen wird. Zur Speziation von Plutonium im Ultraspurenbereich wurde im Rahmen dieser Arbeit an der Entwicklung der Kopplung der CE mit der sehr sensitiven RIMS gearbeitet. Das Prinzip der offline-Kopplung basiert auf dem Sammeln der zu unterschiedlichen Zeiten am Ende der Kapillare eluierten Oxidationsstufen in einzelnen Fraktionen. Aus jeder Fraktion wird ein eigenes Filament hergestellt und mit RIMS auf seinen Plutoniumgehalt untersucht. Eine erste Validierung der Methode konnte durch Bestimmung der Oxidationsstufenzusammensetzung eines bekannten Gemischs erfolgreich für einen Gehalt von ca. 6*10^9 Atome Pu-239 durchgeführt werden. Dies stellt einen möglichen Zugang zu dem erwarteten Konzentrationsbereich im Fernfeld eines Endlagers dar.

Anwendung der CE-ICP-MS und RIMS sowie Entwicklung und Anwendung der CE-RIMS auf Umweltproben

Die vorliegende Arbeit wurde im Rahmen des Verbundprojektes „Wechselwirkung und Transport von Actiniden im natürlichen Tongestein unter Berücksichtigung von Huminstoffen und Tonorganika – Wechselwirkung von Neptunium und Plutonium mit natürlichem Tongestein“ durchgeführt. Diese Untersuchungen sollen die thermodynamische Datenbasis für Actiniden erweitern sowie Informationen zur Ableitung von Bewertungskriterien für die Endlagerung radioaktiver Abfälle in Ton als Wirtsgestein, insbesondere über das Rückhaltevermögen von Tongestein gegenüber Radionukliden, liefern. Dabei stand die Anwendung verschiedener Speziationstechniken wie CE-ICP-MS, UV/VIS und die apparative Entwicklung der CE-RIMS im Vordergrund. Es sollte das Verhalten von Plutonium in umweltrelevanten Medien und Konzentrationen, im Ultraspurenbereich, untersucht werden. Unabhängig davon sollten Uranproben aus dem 2. Weltkrieg und Umweltproben des Landesamts für Umwelt und Forsten Rheinland-Pfalz auf ihren Plutoniumgehalt analysiert werden. Dazu wurde zunächst ein neues ICP-MS-Gerät Agilent 7500ce in Betrieb genommen und auf die Verwendung in Kombination mit der Kapillarelektrophorese optimiert. Die erreichte Nachweisgrenze für die vier Oxidationsstufen des Pu beträgt 0,05 ppb des gesamten Plutoniums in Lösung. Mit Hilfe der CE-ICP-MS wurde die Redoxstabilität einer Mischung aus verschiedenen Oxidationszuständen des Plutoniums in Opalinus-Ton-Porenwasser und Vergleichsmedien unter aeroben und anaeroben Bedingungen mit der CE untersucht. Die Untersuchungen zeigen das Pu(III) bis zu 40 min im verwendeten Elektrolytsystem stabil ist und dann oxidiert wird. In Porenwasser wurde als vorherrschende Spezies Pu(V) bestimmt. Die Redoxstabilität von Pu(VI) wurde untersucht, dabei wurde festgestellt, dass sich Pu(VI) bereits durch einfaches Verdünnen reduzieren lässt. Weiterhin wurden die Kd-Werte für die Sorption von Plutonium an Opalinuston unter aeroben und anaeroben Bedingungen für Pu(III) und Pu(IV) im System Porenwasser/Opalinuston von Kd(aerob) Pu(III) ≈ 53 m3/kg, Kd(aerob) Pu(IV) ≈ 14 m3/kg, Kd(anaerob) Pu(III) ≈ 114 m3/kg, Kd(anaerob) Pu(IV) ≈ 178 m3/kg bestimmt. Ein weiterer Schwerpunkt der Arbeit war die Entwicklung, Optimierung und Anwendung der Kopplung CE-RIMS zur Speziation des Plutoniums im Ultraspurenbereich. Dies konnte erfolgreich in mehreren Schritten durchgeführt und an den Proben aus den Batchversuchen zur Kd-Wert Bestimmung angewandt werden. Der Memory-Effekt des an den Kapillarwänden sorbierenden Pu(IV) konnte mit der empfindlichen Kopplung CE-RIMS ebenfalls nachgewiesen werden.

Studium hochkomplexer atomarer Spektren mittels Methoden der Laserresonanzionisation

In dieser Arbeit wurden umfangreiche laserspektroskopische Studien mit dem Zielrneines verbesserten Verständnisses höchst komplexer Spektren der Lanthanide und Aktinide durchgeführt. Einen Schwerpunkt bildete die Bestimmung bisher nicht oder mit unbefriedigender Genauigkeit bekannter erster Ionisationspotentiale für diese Elemente.rnHierzu wurden drei unterschiedliche experimentelle Methoden eingesetzt. Die Bestimmung des Ionisationspotentiales aus Rydbergserien wurde an den Beispielen Eisen, Mangan und Kobalt mit gemessenen Werten von IPFe = 63737, 6 ± 0, 2stat ± 0, 1syst cm−1, IPMn = 59959, 6 ± 0, 4 cm−1 beziehungsweise IPCo = 63564, 77 ± 0, 12 cm−1 zunächst erfolgreich erprobt. Die bestehenden Literaturwerte konnten in diesen Fällen bestätigt werden und bei Eisen und Kobalt die Genauigkeit etwa um einen Faktor drei bzw. acht verbessert werden. Im Falle der Lanthaniden und Aktiniden jedoch ist die Komplexität der Spektren derart hoch, dass Rydbergserien in einer Vielzahl weiterer Zustände beliebiger Konfiguration nicht oder kaum identifiziert werden können.rnUm dennoch das Ionisationspotential bestimmen zu können, wurde die verzögerte, gepulste Feldionisation wie auch das Verfahren der Isolated Core Excitation am Beispiel des Dysprosiums erprobt. Aus den so identifizierten Rydbergserien konnten Werte von IPFeld = 47899 ± 3 cm−1 beziehungsweise IPICE = 47900, 4 ± 1, 4 cm−1 bestimmt werden. Als komplementärer Ansatz, der auf ein möglichst reichhaltiges Spektrum in der Nähe des Ionisationspotentiales angewiesen ist, wurde zusätzlich die Sattelpunktsmethode erfolgreich eingesetzt. Das Ionisationspotential des Dysprosium wurde damit zu IPDy = 47901, 8±0, 3 cm−1 bestimmt, wobei am Samarium, dessen Ionisationspotential aus der Literatur mit höchster Genauigkeit bekannt ist, bestätigt werden konnte, dassrnauftretende systematische Fehler kleiner als 1 cm−1 sind. Das bisher sehr ungenau bekannte Ionisationspotential des Praseodyms wurde schließlich zu IPPr = 44120, 0 ± 0, 6 cm−1 gemessen. Hiermit wird der bisherige Literaturwert bei einer Verbesserung der Genauigkeit um zwei Größenordnungen um etwa 50 cm−1 nach oben korrigiert. Aus der Systematik der Ionisationspotentiale der Lanthaniden konnte schließlich das Ionisationspotential des radioaktiven Promethiums mit IPPm = 44985 ± 140 cm−1 vorhergesagt werden. Abschließend wurde die Laserresonanzionisation des Elements Protactinium demonstriertrnund das Ionisationspotential erstmals experimentell bestimmt. Ein Wert vonrn49000±110 cm−1 konnte aus dem charakteristischen Verhalten verschiedener Anregungsschemata gefolgert werden. Dieser Wert liegt etwa 1500 cm−1 höher als der bisherige Literaturwert, theoretische Vorhersagen weichen ebenfalls stark ab. Beide Abweichungen können über eine Betrachtung der Systematik der Ionisationspotentiale in der Aktinidenreihe hervorragend verstanden werden.

Spurenanalyse von Aktiniden in der Umwelt mittels Resonanzionisations-Massenspektrometrie

In dieser Arbeit wurde die Methode der resonanten Ionisation von neutralen Atomen mittels Laserstrahlung auf die leichten Aktinide Thorium, Uran, Neptunium und Plutonium angewendet und für die Ultraspurenanalyse optimiert. Der empfindliche Nachweis dieser Aktinide stellt eine Herausforderung für die Beobachtung und Bestimmung von radioaktiven Verunreinigungen aus kerntechnischen Anlagen in der Umwelt dar. In einem für diese Untersuchungen entwickelten Quadrupolmassenspektrometer konnte durch Resonanzionisationsspektroskopie jeweils eine Reihe unbekannter Energiezustände in der Elektronenhülle des neutralen Atoms der oben genannten Aktinide identifiziert, sowie effiziente Anregungsschemata für die resonante Ionisation entwickelt und charakterisiert werden. Durch die verwendete in-source-Ionisation, die aufgrund der guten Überlagerung von Laserstrahlung und Atomstrahl eine hohe Nachweiseffizienz gewährleistet, konnten diese Untersuchungen bereits mit einem, für Radionuklide notwendigen, geringen Probeneintrag erfolgen. Die resonante Ionisation erlaubt durch die selektiven resonanten Prozesse eine Unterdrückung unerwünschter Kontaminationen und wurde auf den analytischen Nachweis von Ultraspurengehalten in Umweltproben, sowie die Bestimmung der entsprechenden Isotopenzusammensetzung optimiert. Durch die effiziente in-source-Ionisation mit leistungsstarker gepulster Laserstrahlung, konnten Nachweiseffizienzen im Bereich von bis zu 1% erreicht werden. Dabei wurden für Plutonium in synthetischen Proben, aber auch in ersten Umweltproben, Nachweisgrenzen von 10^4-10^5 Atomen erzielt. Die Verwendung spektral schmalbandiger Dauerstrichlaser und eine Ionisation transversal zum frei propagierenden Atomstrahl ermöglicht durch Auflösung der Isotopieverschiebung eine hohe Selektivität gegenüber dominanten Nachbarisotopen, wohingegen die Ionisationseffizienz deutlich abnimmt. Hiermit konnte für das Ultraspurenisotop U-236 eine Nachweisgrenze bis hinab zu 10^-9 für das Isotopenverhältnis N(U-236)/N(U-238) bestimmt werden.

Massenspektrometrische Untersuchungen des Komplexierungsverhaltens von Actinid-Ionen in Lösung

Da die Langzeit-Radiotoxizität von abgebrannten Kernbrennstoffen von Plutonium und den minoren Actiniden dominiert wird, sind diese Elemente im Fokus der Untersuchungen bezüglich der Entsorgung der radioaktiven Abfälle.rnUm ein besseres Verständnis der Selektivität der Partitioning-Liganden BTP und BTBP bezüglich der Extraktion von trivalenten Actiniden zu erlangen, wurden die Komplexe, die diese mit Lanthaniden in octanolischer Lösung bilden charakterisiert. Das unterschiedliche Extraktionsverhalten der Lanthaniden untereinander konnte dabei auf unterschiedliche Präferenz zur Bildung von Ln(BTP)3-Komplexen abhängig vom Ionenradius der Lanthaniden zurückgeführt werden. Darüber hinaus konnte gezeigt werden, dass abhängig vom sterischen Anspruch der BTBP-Liganden in Eu(BTBP)2-Komplexen Nitratliganden in der ersten Koordinationssphäre gebunden werden. rnDa das Verhalten von Plutonium unter geochemischen Bedingungen von besonderem Interesse für die Risikoabschätzung von nuklearen Endlagern ist, widmet sich der zweite Teil der Arbeit dem Hydrolyse- und Kolloidbildungsverhalten von wässrigen Plutoniumlösungen in den Oxidationsstufen IV bis VI. Daher wurden die Lösungsspezies von sowohl Zirconium(IV) als Analogon für Plutonium(IV), als auch die von Uran(VI) und Plutonium(VI) direkt mittels massenspektrometrischer Methoden charakterisiert und quantifiziert. Darüber hinaus wurde die kinetische Hemmung der Reduktion von Pu(V) zu Pu(IV) und nachfolgender Kolloidbildung untersucht, welche sich durch oberflächeninduzierte Reduktion an kolloidalen Kristallisationskeimen deutlich beschleunigen lässt.rn

Elementspeziation von Neptunium im Ultraspurenbereich

In der vorliegenden Arbeit wurde der Nachweis des Isotops Np-237 mit Resonanzionisations-Massenspektrometrie (RIMS) entwickelt und optimiert. Bei RIMS werden Probenatome mehrstufig-resonant mit Laserstrahlung angeregt, ionisiert und anschließend massenspektrometrisch nachgewiesen. Die Bestimmung geeigneter Energiezustände für die Anregung und Ionisation von Np-237 erfolgte durch Resonanzionisationsspektroskopie (RIS), wobei über 300 bisher unbekannte Energieniveaus und autoionisierende Zustände von Np-237 identifiziert wurden. Mit in-source-RIMS wird für das Isotop eine Nachweisgrenze von 9E+5 Atome erreicht. rnrnDie Mobilität von Np in der Umwelt hängt stark von seiner Elementspeziation ab. Für Sicherheitsanalysen potentieller Endlagerstandorte werden daher Methoden benötigt, die Aussagen über die unter verschiedenen Bedingungen vorliegenden Neptuniumspezies ermöglichen. Hierzu wurde eine online-Kopplung aus Kapillarelektrophorese (CE) und ICP-MS (inductively coupled plasma mass spectrometry) genutzt, mit der die Np-Redoxspezies Np(IV) und Np(V) noch bei einer Konzentrationen von 1E-9 mol/L selektiv nachgewiesen werden können. Das Verfahren wurde eingesetzt, um die Wechselwirkung des Elements mit Opalinuston unter verschiedenen Bedingungen zu untersuchen. Dabei konnte gezeigt werden, dass bei Gegenwart von Fe(II) Np(V) zu Np(IV) reduziert wird und dieses am Tongestein sorbiert. Dies führt insgesamt zu einer deutlich erhöhten Sorption des Np am Ton.

Speziation von Plutonium bei der Sorption und Diffusion in Opalinuston

Die vorliegende Arbeit wurde im Rahmen des BMWi-Verbundprojektes Wechselwirkung und Transport von Aktiniden im natürlichen Tongestein unter Berücksichtigung von Huminstoffen und Tonorganika – Wechselwirkung von Neptunium und Plutonium mit natürlichem Tongestein“ durchgeführt. Um die langfristige Sicherheit der nuklearen Endlager beurteilen zu können, muss eine mögliche Migration der radiotoxischen Abfälle in die Umwelt betrachtet werden. Wegen seiner langen Halbwertszeit (24000 a) leistet Pu-239 einen wesentlichen Beitrag zur Radiotoxizität abgebrannter Kernbrennstoffe in einem Endlager. Das redox-sensitive Pu tritt in Lösung unter umweltrelevanten Bedingungen in den Oxidationsstufen +III bis +VI auf und kann nebeneinander in bis zu vier Oxidationsstufen vorliegen. Tonsteinformationen werden als mögliches Wirtsgestein für Endlager hoch-radioaktiver Abfälle betrachtet. Deshalb sind ausführliche Informationen zur Mobilisierung und Immobilisierung des Pu durch/in das Grundwasser aus einem Endlager von besonderer Bedeutung. In dieser Arbeit wurden neue Erkenntnisse über die Wechselwirkung zwischen Pu und dem natürlichen Tongestein Opalinuston (OPA, Mont Terri, Schweiz) mit Hinblick auf die Endlagerung wärmeentwickelnder radioaktiver Abfälle in einem geologischen Tiefenlager gewonnen.rnDer Fokus der Arbeit lag dabei auf der Bestimmung der Speziation von Pu an der Mineraloberfläche nach Sorptions- und Diffusionsprozessen mittels verschiedener synchrotronbasierter Methoden (µ-XRF, µ-XANES/EXAFS, µ-XRD, XANES/EXAFS). rnDie Wechselwirkung zwischen Pu und OPA wurde zunächst in Batch- und Diffusionsexperimenten in Abhängigkeit verschiedener experimenteller Parameter (u.a. pH, Pu-Oxidationsstufe) untersucht. In Sorptionsexperimenten konnte gezeigt werden, dass einige Parameter (z.B. Temperatur, Huminsäure) einen deutlichen Einfluss auf die Sorption von Pu haben.rnDie Speziationsuntersuchungen wurden zum einen an Pulverproben aus Batchexperimenten und zum anderen an OPA-Dünnschliffen bzw. Diffusionsproben in Abhängigkeit verschiedener experimenteller Parameter durchgeführt. Die EXAFS-Messungen an der Pu LIII-Kante der Pulverproben ergaben, dass eine innersphäriche Sorption von Pu(IV) an Tongestein unabhängig von dem Ausgangsoxidationszustand des Plutoniums in Lösung stattgefunden hat. Durch die Kombination der ortsaufgelösten Methoden wurde erstmalig mittels μ-XRF die Verteilung von Pu und anderen in OPA enthaltenen Elementen bestimmt. µ-XANES-Spektren an Pu-Anreicherungen auf OPA-Dünnschliffen und in Diffusionsproben bestätigen, dass das weniger mobile Pu(IV) die dominierende Spezies nach den Sorptions- und Diffusionsprozessen ist. Darüber hinaus wurde zum ersten Mal ein Diffusionsprofil von Pu in OPA mittels µ-XRF gemessen. Die Speziationsuntersuchungen mittels μ-XANES zeigten, dass das eingesetzte Pu(V) entlang seines Diffusionspfades zunehmend zu Pu(IV) reduziert wird. Mit µ-XRD wurde Illit als dominierende Umgebung, in der Pu angereichert wurde, identifiziert und Siderit als eine redoxaktive Phase auftreten kann. Die Ergebnisse dieser Arbeit zeigen, dass die Sicherheit von OPA als Wirtsgestein eines Endlagers hoch-radioaktiver Abfälle positiv zu bewerten ist. rn

Diffusion-driven transport in clayrock formations

Clay mineral-rich sedimentary formations are currently under investigation to evaluate their potential use as host formations for installation of deep underground disposal facilities for radioactive waste (e.g. Boom Clay (BE), Opalinus Clay (CH), Callovo-Oxfordian argillite (FR)). The ultimate safety of the corresponding repository concepts depends largely on the capacity of the host formation to limit the flux towards the biosphere of radionuclides (RN) contained in the waste to acceptably low levels. Data for diffusion-driven transfer in these formations shows extreme differences in the measured or modelled behaviour for various radionuclides, e. g. between halogen RN (Cl-36, I-129) and actinides (U-238,U-235, Np-237, Th-232, etc.), which result from major differences between RN of the effects on transport of two phenomena: diffusion and sorption. This paper describes recent research aimed at improving understanding of these two phenomena, focusing on the results of studies carried out during the EC Funmig IP on clayrocks from the above three formations and from the Boda formation (HU). Project results regarding phenomena governing water, cation and anion distribution and mobility in the pore volumes influenced by the negatively-charged surfaces of clay minerals show a convergence of the modelling results for behaviour at the molecular scale and descriptions based on electrical double layer models. Transport models exist which couple ion distribution relative to the clay-solution interface and differentiated diffusive characteristics. These codes are able to reproduce the main trends in behaviour observed experimentally, e.g. D-e(anion) < D-e(HTO) < D-e(cation) and D-e(anion) variations as a function of ionic strength and material density. These trends are also well-explained by models of transport through ideal porous matrices made up of a charged surface material. Experimental validation of these models is good as regards monovalent alkaline cations, in progress for divalent electrostatically-interacting cations (e.g. Sr2+) and still relatively poor for 'strongly sorbing', high K-d cations. Funmig results have clarified understanding of how clayrock mineral composition, and the corresponding organisation of mineral grain assemblages and their associated porosity, can affect mobile solute (anions, HTO) diffusion at different scales (mm to geological formation). In particular, advances made in the capacity to map clayrock mineral grain-porosity organisation at high resolution provide additional elements for understanding diffusion anisotropy and for relating diffusion characteristics measured at different scales. On the other hand, the results of studies focusing on evaluating the potential effects of heterogeneity on mobile species diffusion at the formation scale tend to show that there is a minimal effect when compared to a homogeneous property model. Finally, the results of a natural tracer-based study carried out on the Opalinus Clay formation increase confidence in the use of diffusion parameters measured on laboratory scale samples for predicting diffusion over geological time-space scales. Much effort was placed on improving understanding of coupled sorption-diffusion phenomena for sorbing cations in clayrocks. Results regarding sorption equilibrium in dispersed and compacted materials for weakly to moderately sorbing cations (Sr2+, Cs+, Co2+) tend to show that the same sorption model probably holds in both systems. It was not possible to demonstrate this for highly sorbing elements such as Eu(III) because of the extremely long times needed to reach equilibrium conditions, but there does not seem to be any clear reason why such elements should not have similar behaviour. Diffusion experiments carried out with Sr2+, Cs+ and Eu(III) on all of the clayrocks gave mixed results and tend to show that coupled diffusion-sorption migration is much more complex than expected, leading generally to greater mobility than that predicted by coupling a batch-determined K-d and Ficks law based on the diffusion behaviour of HTO. If the K-d measured on equivalent dispersed systems holds as was shown to be the case for Sr, Cs (and probably Co) for Opalinus Clay, these results indicate that these cations have a D-e value higher than HTO (up to a factor of 10 for Cs+). Results are as yet very limited for very moderate to strongly sorbing species (e.g. Co(II), Eu(III), Cu(II)) because of their very slow transfer characteristics. (C) 2011 Elsevier Ltd. All rights reserved.

Analysis of a Spanish energy scenario with Generation IV nuclear reactors

The advantages of fast-spectrum reactors consist not only of an efficient use of fuel through the breeding of fissile material and the use of natural or depleted uranium, but also of the potential reduction of the amount of actinides such as americium and neptunium contained in the irradiated fuel. The first aspect means a guaranteed future nuclear fuel supply. The second fact is key for high-level radioactive waste management, because these elements are the main responsible for the radioactivity of the irradiated fuel in the long term. The present study aims to analyze the hypothetical deployment of a Gen-IV Sodium Fast Reactor (SFR) fleet in Spain. A nuclear fleet of fast reactors would enable a fuel cycle strategy different than the open cycle, currently adopted by most of the countries with nuclear power. A transition from the current Gen-II to Gen-IV fleet is envisaged through an intermediate deployment of Gen-III reactors. Fuel reprocessing from the Gen-II and Gen-III Light Water Reactors (LWR) has been considered. In the so-called advanced fuel cycle, the reprocessed fuel used to produce energy will breed new fissile fuel and transmute minor actinides at the same time. A reference case scenario has been postulated and further sensitivity studies have been performed to analyze the impact of the different parameters on the required reactor fleet. The potential capability of Spain to supply the required fleet for the reference scenario using national resources has been verified. Finally, some consequences on irradiated final fuel inventory are assessed. Calculations are performed with the Monte Carlo transport-coupled depletion code SERPENT together with post-processing tools.

Core physics and safety analysis of Generation-IV Sodium Fast Reactors using existing and newly developed computational tools

El futuro de la energía nuclear de fisión dependerá, entre otros factores, de la capacidad que las nuevas tecnologías demuestren para solventar los principales retos a largo plazo que se plantean. Los principales retos se pueden resumir en los siguientes aspectos: la capacidad de proporcionar una solución final, segura y fiable a los residuos radiactivos; así como dar solución a la limitación de recursos naturales necesarios para alimentar los reactores nucleares; y por último, una mejora robusta en la seguridad de las centrales que en definitiva evite cualquier daño potencial tanto en la población como en el medio ambiente como consecuencia de cualquier escenario imaginable o más allá de lo imaginable. Siguiendo estas motivaciones, la Generación IV de reactores nucleares surge con el compromiso de proporcionar electricidad de forma sostenible, segura, económica y evitando la proliferación de material fisible. Entre los sistemas conceptuales que se consideran para la Gen IV, los reactores rápidos destacan por su capacidad potencial de transmutar actínidos a la vez que permiten una utilización óptima de los recursos naturales. Entre los refrigerantes que se plantean, el sodio parece una de las soluciones más prometedoras. Como consecuencia, esta tesis surgió dentro del marco del proyecto europeo CP-ESFR con el principal objetivo de evaluar la física de núcleo y seguridad de los reactores rápidos refrigerados por sodio, al tiempo que se desarrollaron herramientas apropiadas para dichos análisis. Efectivamente, en una primera parte de la tesis, se abarca el estudio de la física del núcleo de un reactor rápido representativo, incluyendo el análisis detallado de la capacidad de transmutar actínidos minoritarios. Como resultado de dichos análisis, se publicó un artículo en la revista Annals of Nuclear Energy [96]. Por otra parte, a través de un análisis de un hipotético escenario nuclear español, se evalúo la disponibilidad de recursos naturales necesarios en el caso particular de España para alimentar una flota específica de reactores rápidos, siguiendo varios escenarios de demanda, y teniendo en cuenta la capacidad de reproducción de plutonio que tienen estos sistemas. Como resultado de este trabajo también surgió una publicación en otra revista científica de prestigio internacional como es Energy Conversion and Management [97]. Con objeto de realizar esos y otros análisis, se desarrollaron diversos modelos del núcleo del ESFR siguiendo varias configuraciones, y para diferentes códigos. Por otro lado, con objeto de poder realizar análisis de seguridad de reactores rápidos, son necesarias herramientas multidimensionales de alta fidelidad específicas para reactores rápidos. Dichas herramientas deben integrar fenómenos relacionados con la neutrónica y con la termo-hidráulica, entre otros, mediante una aproximación multi-física. Siguiendo este objetivo, se evalúo el código de difusión neutrónica ANDES para su aplicación a reactores rápidos. ANDES es un código de resolución nodal que se encuentra implementado dentro del sistema COBAYA3 y está basado en el método ACMFD. Por lo tanto, el método ACMFD fue sometido a una revisión en profundidad para evaluar su aptitud para la aplicación a reactores rápidos. Durante ese proceso, se identificaron determinadas limitaciones que se discutirán a lo largo de este trabajo, junto con los desarrollos que se han elaborado e implementado para la resolución de dichas dificultades. Por otra parte, se desarrolló satisfactoriamente el acomplamiento del código neutrónico ANDES con un código termo-hidráulico de subcanales llamado SUBCHANFLOW, desarrollado recientemente en el KIT. Como conclusión de esta parte, todos los desarrollos implementados son evaluados y verificados. En paralelo con esos desarrollos, se calcularon para el núcleo del ESFR las secciones eficaces en multigrupos homogeneizadas a nivel nodal, así como otros parámetros neutrónicos, mediante los códigos ERANOS, primero, y SERPENT, después. Dichos parámetros se utilizaron más adelante para realizar cálculos estacionarios con ANDES. Además, como consecuencia de la contribución de la UPM al paquete de seguridad del proyecto CP-ESFR, se calcularon mediante el código SERPENT los parámetros de cinética puntual que se necesitan introducir en los típicos códigos termo-hidráulicos de planta, para estudios de seguridad. En concreto, dichos parámetros sirvieron para el análisis del impacto que tienen los actínidos minoritarios en el comportamiento de transitorios. Concluyendo, la tesis presenta una aproximación sistemática y multidisciplinar aplicada al análisis de seguridad y comportamiento neutrónico de los reactores rápidos de sodio de la Gen-IV, usando herramientas de cálculo existentes y recién desarrolladas ad' hoc para tal aplicación. Se ha empleado una cantidad importante de tiempo en identificar limitaciones de los métodos nodales analíticos en su aplicación en multigrupos a reactores rápidos, y se proponen interesantes soluciones para abordarlas. ABSTRACT The future of nuclear reactors will depend, among other aspects, on the capability to solve the long-term challenges linked to this technology. These are the capability to provide a definite, safe and reliable solution to the nuclear wastes; the limitation of natural resources, needed to fuel the reactors; and last but not least, the improved safety, which would avoid any potential damage on the public and or environment as a consequence of any imaginable and beyond imaginable circumstance. Following these motivations, the IV Generation of nuclear reactors arises, with the aim to provide sustainable, safe, economic and proliferationresistant electricity. Among the systems considered for the Gen IV, fast reactors have a representative role thanks to their potential capacity to transmute actinides together with the optimal usage of natural resources, being the sodium fast reactors the most promising concept. As a consequence, this thesis was born in the framework of the CP-ESFR project with the generic aim of evaluating the core physics and safety of sodium fast reactors, as well as the development of the approppriated tools to perform such analyses. Indeed, in a first part of this thesis work, the main core physics of the representative sodium fast reactor are assessed, including a detailed analysis of the capability to transmute minor actinides. A part of the results obtained have been published in Annals of Nuclear Energy [96]. Moreover, by means of the analysis of a hypothetical Spanish nuclear scenario, the availability of natural resources required to deploy an specific fleet of fast reactor is assessed, taking into account the breeding properties of such systems. This work also led to a publication in Energy Conversion and Management [97]. In order to perform those and other analyses, several models of the ESFR core were created for different codes. On the other hand, in order to perform safety studies of sodium fast reactors, high fidelity multidimensional analysis tools for sodium fast reactors are required. Such tools should integrate neutronic and thermal-hydraulic phenomena in a multi-physics approach. Following this motivation, the neutron diffusion code ANDES is assessed for sodium fast reactor applications. ANDES is the nodal solver implemented inside the multigroup pin-by-pin diffusion COBAYA3 code, and is based on the analytical method ACMFD. Thus, the ACMFD was verified for SFR applications and while doing so, some limitations were encountered, which are discussed through this work. In order to solve those, some new developments are proposed and implemented in ANDES. Moreover, the code was satisfactorily coupled with the thermal-hydraulic code SUBCHANFLOW, recently developed at KIT. Finally, the different implementations are verified. In addition to those developments, the node homogenized multigroup cross sections and other neutron parameters were obtained for the ESFR core using ERANOS and SERPENT codes, and employed afterwards by ANDES to perform steady state calculations. Moreover, as a result of the UPM contribution to the safety package of the CP-ESFR project, the point kinetic parameters required by the typical plant thermal-hydraulic codes were computed for the ESFR core using SERPENT, which final aim was the assessment of the impact of minor actinides in transient behaviour. All in all, the thesis provides a systematic and multi-purpose approach applied to the assessment of safety and performance parameters of Generation-IV SFR, using existing and newly developed analytical tools. An important amount of time was employed in identifying the limitations that the analytical nodal diffusion methods present when applied to fast reactors following a multigroup approach, and interesting solutions are proposed in order to overcome them.

Monte Carlo Neutronics and Thermal-hydraulics coupling applied to Fast Reactors

Un escenario habitualmente considerado para el uso sostenible y prolongado de la energía nuclear contempla un parque de reactores rápidos refrigerados por metales líquidos (LMFR) dedicados al reciclado de Pu y la transmutación de actínidos minoritarios (MA). Otra opción es combinar dichos reactores con algunos sistemas subcríticos asistidos por acelerador (ADS), exclusivamente destinados a la eliminación de MA. El diseño y licenciamiento de estos reactores innovadores requiere herramientas computacionales prácticas y precisas, que incorporen el conocimiento obtenido en la investigación experimental de nuevas configuraciones de reactores, materiales y sistemas. A pesar de que se han construido y operado un cierto número de reactores rápidos a nivel mundial, la experiencia operacional es todavía reducida y no todos los transitorios se han podido entender completamente. Por tanto, los análisis de seguridad de nuevos LMFR están basados fundamentalmente en métodos deterministas, al contrario que las aproximaciones modernas para reactores de agua ligera (LWR), que se benefician también de los métodos probabilistas. La aproximación más usada en los estudios de seguridad de LMFR es utilizar una variedad de códigos, desarrollados a base de distintas teorías, en busca de soluciones integrales para los transitorios e incluyendo incertidumbres. En este marco, los nuevos códigos para cálculos de mejor estimación ("best estimate") que no incluyen aproximaciones conservadoras, son de una importancia primordial para analizar estacionarios y transitorios en reactores rápidos. Esta tesis se centra en el desarrollo de un código acoplado para realizar análisis realistas en reactores rápidos críticos aplicando el método de Monte Carlo. Hoy en día, dado el mayor potencial de recursos computacionales, los códigos de transporte neutrónico por Monte Carlo se pueden usar de manera práctica para realizar cálculos detallados de núcleos completos, incluso de elevada heterogeneidad material. Además, los códigos de Monte Carlo se toman normalmente como referencia para los códigos deterministas de difusión en multigrupos en aplicaciones con reactores rápidos, porque usan secciones eficaces punto a punto, un modelo geométrico exacto y tienen en cuenta intrínsecamente la dependencia angular de flujo. En esta tesis se presenta una metodología de acoplamiento entre el conocido código MCNP, que calcula la generación de potencia en el reactor, y el código de termohidráulica de subcanal COBRA-IV, que obtiene las distribuciones de temperatura y densidad en el sistema. COBRA-IV es un código apropiado para aplicaciones en reactores rápidos ya que ha sido validado con resultados experimentales en haces de barras con sodio, incluyendo las correlaciones más apropiadas para metales líquidos. En una primera fase de la tesis, ambos códigos se han acoplado en estado estacionario utilizando un método iterativo con intercambio de archivos externos. El principal problema en el acoplamiento neutrónico y termohidráulico en estacionario con códigos de Monte Carlo es la manipulación de las secciones eficaces para tener en cuenta el ensanchamiento Doppler cuando la temperatura del combustible aumenta. Entre todas las opciones disponibles, en esta tesis se ha escogido la aproximación de pseudo materiales, y se ha comprobado que proporciona resultados aceptables en su aplicación con reactores rápidos. Por otro lado, los cambios geométricos originados por grandes gradientes de temperatura en el núcleo de reactores rápidos resultan importantes para la neutrónica como consecuencia del elevado recorrido libre medio del neutrón en estos sistemas. Por tanto, se ha desarrollado un módulo adicional que simula la geometría del reactor en caliente y permite estimar la reactividad debido a la expansión del núcleo en un transitorio. éste módulo calcula automáticamente la longitud del combustible, el radio de la vaina, la separación de los elementos de combustible y el radio de la placa soporte en función de la temperatura. éste efecto es muy relevante en transitorios sin inserción de bancos de parada. También relacionado con los cambios geométricos, se ha implementado una herramienta que, automatiza el movimiento de las barras de control en busca d la criticidad del reactor, o bien calcula el valor de inserción axial las barras de control. Una segunda fase en la plataforma de cálculo que se ha desarrollado es la simulació dinámica. Puesto que MCNP sólo realiza cálculos estacionarios para sistemas críticos o supercríticos, la solución más directa que se propone sin modificar el código fuente de MCNP es usar la aproximación de factorización de flujo, que resuelve por separado la forma del flujo y la amplitud. En este caso se han estudiado en profundidad dos aproximaciones: adiabática y quasiestática. El método adiabático usa un esquema de acoplamiento que alterna en el tiempo los cálculos neutrónicos y termohidráulicos. MCNP calcula el modo fundamental de la distribución de neutrones y la reactividad al final de cada paso de tiempo, y COBRA-IV calcula las propiedades térmicas en el punto intermedio de los pasos de tiempo. La evolución de la amplitud de flujo se calcula resolviendo las ecuaciones de cinética puntual. Este método calcula la reactividad estática en cada paso de tiempo que, en general, difiere de la reactividad dinámica que se obtendría con la distribución de flujo exacta y dependiente de tiempo. No obstante, para entornos no excesivamente alejados de la criticidad ambas reactividades son similares y el método conduce a resultados prácticos aceptables. Siguiendo esta línea, se ha desarrollado después un método mejorado para intentar tener en cuenta el efecto de la fuente de neutrones retardados en la evolución de la forma del flujo durante el transitorio. El esquema consiste en realizar un cálculo cuasiestacionario por cada paso de tiempo con MCNP. La simulación cuasiestacionaria se basa EN la aproximación de fuente constante de neutrones retardados, y consiste en dar un determinado peso o importancia a cada ciclo computacial del cálculo de criticidad con MCNP para la estimación del flujo final. Ambos métodos se han verificado tomando como referencia los resultados del código de difusión COBAYA3 frente a un ejercicio común y suficientemente significativo. Finalmente, con objeto de demostrar la posibilidad de uso práctico del código, se ha simulado un transitorio en el concepto de reactor crítico en fase de diseño MYRRHA/FASTEF, de 100 MW de potencia térmica y refrigerado por plomo-bismuto. ABSTRACT Long term sustainable nuclear energy scenarios envisage a fleet of Liquid Metal Fast Reactors (LMFR) for the Pu recycling and minor actinides (MAs) transmutation or combined with some accelerator driven systems (ADS) just for MAs elimination. Design and licensing of these innovative reactor concepts require accurate computational tools, implementing the knowledge obtained in experimental research for new reactor configurations, materials and associated systems. Although a number of fast reactor systems have already been built, the operational experience is still reduced, especially for lead reactors, and not all the transients are fully understood. The safety analysis approach for LMFR is therefore based only on deterministic methods, different from modern approach for Light Water Reactors (LWR) which also benefit from probabilistic methods. Usually, the approach adopted in LMFR safety assessments is to employ a variety of codes, somewhat different for the each other, to analyze transients looking for a comprehensive solution and including uncertainties. In this frame, new best estimate simulation codes are of prime importance in order to analyze fast reactors steady state and transients. This thesis is focused on the development of a coupled code system for best estimate analysis in fast critical reactor. Currently due to the increase in the computational resources, Monte Carlo methods for neutrons transport can be used for detailed full core calculations. Furthermore, Monte Carlo codes are usually taken as reference for deterministic diffusion multigroups codes in fast reactors applications because they employ point-wise cross sections in an exact geometry model and intrinsically account for directional dependence of the ux. The coupling methodology presented here uses MCNP to calculate the power deposition within the reactor. The subchannel code COBRA-IV calculates the temperature and density distribution within the reactor. COBRA-IV is suitable for fast reactors applications because it has been validated against experimental results in sodium rod bundles. The proper correlations for liquid metal applications have been added to the thermal-hydraulics program. Both codes are coupled at steady state using an iterative method and external files exchange. The main issue in the Monte Carlo/thermal-hydraulics steady state coupling is the cross section handling to take into account Doppler broadening when temperature rises. Among every available options, the pseudo materials approach has been chosen in this thesis. This approach obtains reasonable results in fast reactor applications. Furthermore, geometrical changes caused by large temperature gradients in the core, are of major importance in fast reactor due to the large neutron mean free path. An additional module has therefore been included in order to simulate the reactor geometry in hot state or to estimate the reactivity due to core expansion in a transient. The module automatically calculates the fuel length, cladding radius, fuel assembly pitch and diagrid radius with the temperature. This effect will be crucial in some unprotected transients. Also related to geometrical changes, an automatic control rod movement feature has been implemented in order to achieve a just critical reactor or to calculate control rod worth. A step forward in the coupling platform is the dynamic simulation. Since MCNP performs only steady state calculations for critical systems, the more straight forward option without modifying MCNP source code, is to use the flux factorization approach solving separately the flux shape and amplitude. In this thesis two options have been studied to tackle time dependent neutronic simulations using a Monte Carlo code: adiabatic and quasistatic methods. The adiabatic methods uses a staggered time coupling scheme for the time advance of neutronics and the thermal-hydraulics calculations. MCNP computes the fundamental mode of the neutron flux distribution and the reactivity at the end of each time step and COBRA-IV the thermal properties at half of the the time steps. To calculate the flux amplitude evolution a solver of the point kinetics equations is used. This method calculates the static reactivity in each time step that in general is different from the dynamic reactivity calculated with the exact flux distribution. Nevertheless, for close to critical situations, both reactivities are similar and the method leads to acceptable practical results. In this line, an improved method as an attempt to take into account the effect of delayed neutron source in the transient flux shape evolutions is developed. The scheme performs a quasistationary calculation per time step with MCNP. This quasistationary simulations is based con the constant delayed source approach, taking into account the importance of each criticality cycle in the final flux estimation. Both adiabatic and quasistatic methods have been verified against the diffusion code COBAYA3, using a theoretical kinetic exercise. Finally, a transient in a critical 100 MWth lead-bismuth-eutectic reactor concept is analyzed using the adiabatic method as an application example in a real system.

Validation of the burn-up code EVOLCODE 2.0 with PWR experimental data and with a Sensitivity/Uncertainty analysis

A validation of the burn-up simulation system EVOLCODE 2.0 is presented here, involving the experimental measurement of U and Pu isotopes and some fission fragments production ratios after a burn-up of around 30 GWd/tU in a Pressurized Light Water Reactor (PWR). This work provides an in-depth analysis of the validation results, including the possible sources of the uncertainties. An uncertainty analysis based on the sensitivity methodology has been also performed, providing the uncertainties in the isotopic content propagated from the cross sections uncertainties. An improvement of the classical Sensitivity/ Uncertainty (S/U) model has been developed to take into account the implicit dependence of the neutron flux normalization, that is, the effect of the constant power of the reactor. The improved S/U methodology, neglected in this kind of studies, has proven to be an important contribution to the explanation of some simulation-experiment discrepancies for which, in general, the cross section uncertainties are, for the most relevant actinides, an important contributor to the simulation uncertainties, of the same order of magnitude and sometimes even larger than the experimental uncertainties and the experiment- simulation differences. Additionally, some hints for the improvement of the JEFF3.1.1 fission yield library and for the correction of some errata in the experimental data are presented.

Evaluation of reactivity monitoring techniques at the Yalina – Booster subcritical facility

La gestión de los residuos radiactivos de vida larga producidos en los reactores nucleares constituye uno de los principales desafíos de la tecnología nuclear en la actualidad. Una posible opción para su gestión es la transmutación de los nucleidos de vida larga en otros de vida más corta. Los sistemas subcríticos guiados por acelerador (ADS por sus siglas en inglés) son una de las tecnologías en desarrollo para logar este objetivo. Un ADS consiste en un reactor nuclear subcrítico mantenido en un estado estacionario mediante una fuente externa de neutrones guiada por un acelerador de partículas. El interés de estos sistemas radica en su capacidad para ser cargados con combustibles que tengan contenidos de actínidos minoritarios mayores que los reactores críticos convencionales, y de esta manera, incrementar las tasas de trasmutación de estos elementos, que son los principales responsables de la radiotoxicidad a largo plazo de los residuos nucleares. Uno de los puntos clave que han sido identificados para la operación de un ADS a escala industrial es la necesidad de monitorizar continuamente la reactividad del sistema subcrítico durante la operación. Por esta razón, desde los años 1990 se han realizado varios experimentos en conjuntos subcríticos de potencia cero (MUSE, RACE, KUCA, Yalina, GUINEVERE/FREYA) con el fin de validar experimentalmente estas técnicas. En este contexto, la presente tesis se ocupa de la validación de técnicas de monitorización de la reactividad en el conjunto subcrítico Yalina-Booster. Este conjunto pertenece al Joint Institute for Power and Nuclear Research (JIPNR-Sosny) de la Academia Nacional de Ciencias de Bielorrusia. Dentro del proyecto EUROTRANS del 6º Programa Marco de la UE, en el año 2008 se ha realizado una serie de experimentos en esta instalación concernientes a la monitorización de la reactividad bajo la dirección del CIEMAT. Se han realizado dos tipos de experimentos: experimentos con una fuente de neutrones pulsada (PNS) y experimentos con una fuente continua con interrupciones cortas (beam trips). En el caso de los primeros, experimentos con fuente pulsada, existen dos técnicas fundamentales para medir la reactividad, conocidas como la técnica del ratio bajo las áreas de los neutrones inmediatos y retardados (o técnica de Sjöstrand) y la técnica de la constante de decaimiento de los neutrones inmediatos. Sin embargo, varios experimentos han mostrado la necesidad de aplicar técnicas de corrección para tener en cuenta los efectos espaciales y energéticos presentes en un sistema real y obtener valores precisos de la reactividad. En esta tesis, se han investigado estas correcciones mediante simulaciones del sistema con el código de Montecarlo MCNPX. Esta investigación ha servido también para proponer una versión generalizada de estas técnicas donde se buscan relaciones entre la reactividad el sistema y las cantidades medidas a través de simulaciones de Monte Carlo. El segundo tipo de experimentos, experimentos con una fuente continua e interrupciones del haz, es más probable que sea empleado en un ADS industrial. La versión generalizada de las técnicas desarrolladas para los experimentos con fuente pulsada también ha sido aplicada a los resultados de estos experimentos. Además, el trabajo presentado en esta tesis es la primera vez, en mi conocimiento, en que la reactividad de un sistema subcrítico se monitoriza durante la operación con tres técnicas simultáneas: la técnica de la relación entre la corriente y el flujo (current-to-flux), la técnica de desconexión rápida de la fuente (source-jerk) y la técnica del decaimiento de los neutrones inmediatos. Los casos analizados incluyen la variación rápida de la reactividad del sistema (inserción y extracción de las barras de control) y la variación rápida de la fuente de neutrones (interrupción larga del haz y posterior recuperación). ABSTRACT The management of long-lived radioactive wastes produced by nuclear reactors constitutes one of the main challenges of nuclear technology nowadays. A possible option for its management consists in the transmutation of long lived nuclides into shorter lived ones. Accelerator Driven Subcritical Systems (ADS) are one of the technologies in development to achieve this goal. An ADS consists in a subcritical nuclear reactor maintained in a steady state by an external neutron source driven by a particle accelerator. The interest of these systems lays on its capacity to be loaded with fuels having larger contents of minor actinides than conventional critical reactors, and in this way, increasing the transmutation rates of these elements, that are the main responsible of the long-term radiotoxicity of nuclear waste. One of the key points that have been identified for the operation of an industrial-scale ADS is the need of continuously monitoring the reactivity of the subcritical system during operation. For this reason, since the 1990s a number of experiments have been conducted in zero-power subcritical assemblies (MUSE, RACE, KUCA, Yalina, GUINEVERE/FREYA) in order to experimentally validate these techniques. In this context, the present thesis is concerned with the validation of reactivity monitoring techniques at the Yalina-Booster subcritical assembly. This assembly belongs to the Joint Institute for Power and Nuclear Research (JIPNR-Sosny) of the National Academy of Sciences of Belarus. Experiments concerning reactivity monitoring have been performed in this facility under the EUROTRANS project of the 6th EU Framework Program in year 2008 under the direction of CIEMAT. Two types of experiments have been carried out: experiments with a pulsed neutron source (PNS) and experiments with a continuous source with short interruptions (beam trips). For the case of the first ones, PNS experiments, two fundamental techniques exist to measure the reactivity, known as the prompt-to-delayed neutron area-ratio technique (or Sjöstrand technique) and the prompt neutron decay constant technique. However, previous experiments have shown the need to apply correction techniques to take into account the spatial and energy effects present in a real system and thus obtain accurate values for the reactivity. In this thesis, these corrections have been investigated through simulations of the system with the Monte Carlo code MCNPX. This research has also served to propose a generalized version of these techniques where relationships between the reactivity of the system and the measured quantities are obtained through Monte Carlo simulations. The second type of experiments, with a continuous source with beam trips, is more likely to be employed in an industrial ADS. The generalized version of the techniques developed for the PNS experiments has also been applied to the result of these experiments. Furthermore, the work presented in this thesis is the first time, to my knowledge, that the reactivity of a subcritical system has been monitored during operation simultaneously with three different techniques: the current-to-flux, the source-jerk and the prompt neutron decay techniques. The cases analyzed include the fast variation of the system reactivity (insertion and extraction of a control rod) and the fast variation of the neutron source (long beam interruption and subsequent recovery).

Plutonium release from Fukushima Daiichi fosters the need for more detailed investigations

The contamination of Japan after the Fukushima accident has been investigated mainly for volatile fission products, but only sparsely for actinides such as plutonium. Only small releases of actinides were estimated in Fukushima. Plutonium is still omnipresent in the environment from previous atmospheric nuclear weapons tests. We investigated soil and plants sampled at different hot spots in Japan, searching for reactor-borne plutonium using its isotopic ratio Pu-240/Pu-239. By using accelerator mass spectrometry, we clearly demonstrated the release of Pu from the Fukushima Daiichi power plant: While most samples contained only the radionuclide signature of fallout plutonium, there is at least one vegetation sample whose isotope ratio (0.381 +/- 0.046) evidences that the Pu originates from a nuclear reactor (Pu239+240 activity concentration 0.49 Bq/kg). Plutonium content and isotope ratios differ considerably even for very close sampling locations, e.g. the soil and the plants growing on it. This strong localization indicates a particulate Pu release, which is of high radiological risk if incorporated.