Investigações para incorporação de Eu3+ e Cm3+ durante a cristalização de ZrO2 em solução aquosa
Scientific Reports volume 13, Artigo número: 12276 (2023) Citar este artigo
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A energia nuclear fornece uma fonte de energia com redução de carbono amplamente aplicada. Após a operação, o combustível nuclear irradiado (SNF), contendo uma mistura de elementos radiotóxicos, como os transurânicos, precisa ser descartado com segurança. O armazenamento seguro de SNF em um repositório geológico profundo (DGR) depende de múltiplas barreiras de retenção naturais e projetadas para evitar a contaminação ambiental. Neste contexto, a zircônia (ZrO2) formada no revestimento da haste SNF poderia ser empregada como uma barreira projetada para imobilização de radionuclídeos via incorporação estrutural. Este estudo investiga a incorporação de Eu3+ e Cm3+, representantes de transurânicos trivalentes, em zircônia por co-precipitação e cristalização em solução aquosa a 80 °C. A caracterização estrutural e microestrutural complementar foi realizada por difração de raios X em pó (PXRD), análise de espectro de imagem baseada em espectroscopia de energia dispersiva de raios X em modo de microscopia eletrônica de transmissão de varredura (STEM-EDXS) e espectroscopia de luminescência. Os resultados revelam a associação dos dopantes com as partículas de zircônia e elucidam a presença de espécies distintas em volume e incorporadas superficialmente. O envelhecimento hidrotérmico por até 460 dias em meio alcalino aponta para grande estabilidade dessas espécies incorporadas após a cristalização inicial, sem indicação de segregação de fases ou liberação de Eu3+ e Cm3+ ao longo do tempo. Estes resultados sugerem que a zircônia seria uma barreira de retenção técnica adequada para actinídeos trivalentes mobilizados em um DGR.
A maior parte dos resíduos radioactivos de alto nível produzidos pela fissão do 235UO2 acabará por ser armazenada num repositório geológico profundo (DGR). Os resíduos consistem principalmente de combustível nuclear irradiado (SNF), ou seja, UO2, contendo vários produtos de fissão e transurânicos, como Pu, Np, Am e Cm. Vários destes elementos contribuem para a radiotoxicidade a longo prazo do SNF, que acabará por regressar ao nível inicial do minério de urânio natural após 105-106 anos1. Para a avaliação da segurança da eliminação de resíduos nucleares, é importante compreender o comportamento químico dos elementos transurânicos radiotóxicos de longa vida após a potencial intrusão de água no repositório e o subsequente desgaste ou corrosão dos materiais de barreira e da própria matriz SNF. Assim, reações de imobilização, como a incorporação de transurânicos em fases secundárias, desempenharão um papel na determinação do destino desses radionuclídeos na geosfera2,3. Um dos primeiros materiais com os quais os elementos radioativos da matriz de resíduos podem interagir é o Zircaloy, que é o material de revestimento da barra de combustível usado em reatores de água pressurizada. Os materiais à base de zircônio são promissores no contexto da prevenção da contaminação radiológica devido à sua estabilidade a longo prazo, bem como à alta capacidade dopante antes de serem submetidos à separação de fases . Já durante a operação do reator, uma camada de corrosão passivante de zircônia (ZrO2) é formada na superfície do revestimento7. Em contato com a água em um ambiente DGR, a lenta dissolução e recristalização da camada de ZrO2 pode levar à incorporação de transurânicos potencialmente móveis da matriz SNF. A zircônia tem três polimorfos que ocorrem naturalmente. Em condições de temperatura e pressão ambiente, a fase monoclínica (m) é a estrutura termodinamicamente mais estável. Os polimorfos tetragonal (t) e cúbico (c) podem ser estabilizados em altas temperaturas ou por incorporação de vários aliovalentes (por exemplo, Mg2+, Ca2+, Fe3+, Y3+, La3+, Nb5+)3,8,9,10,11,12,13 ,14 e cátions isovalentes (por exemplo, Ce4+, Ti4+)15,16. A incorporação de cátions subvalentes é acompanhada pela formação de vagas de oxigênio na estrutura hospedeira para reter a neutralidade de carga. Estas vagas reduzirão assim o número de coordenação dos cátions na estrutura, tipicamente do hospedeiro Zr4+. A incorporação de dopantes subvalentes em ZrO2 tem sido extensivamente estudada usando métodos de síntese em alta temperatura (1000–1500 °C), incluindo co-precipitação ou rotas de reação em estado sólido produzindo um material ZrO2 dopado e cristalino. Muito menos se sabe sobre o mecanismo de absorção de cátions subvalentes, especificamente actinídeos, na estrutura cristalina do ZrO2 durante a cristalização em solução aquosa no contexto da gestão de resíduos nucleares.