Esta página describe cómo se comporta el combustible nuclear de dióxido de uranio durante el funcionamiento normal del reactor nuclear y en condiciones de accidente del reactor , como el sobrecalentamiento. El trabajo en esta área suele ser muy costoso de realizar y, por lo tanto, a menudo se ha realizado en colaboración entre grupos de países, generalmente bajo los auspicios del Comité de Seguridad de las Instalaciones Nucleares (CSNI) de la Organización para la Cooperación y el Desarrollo Económicos. .
Tanto el combustible como el revestimiento pueden hincharse. El revestimiento cubre el combustible para formar un pasador de combustible y puede deformarse. Es normal llenar el espacio entre el combustible y el revestimiento con gas helio para permitir un mejor contacto térmico entre el combustible y el revestimiento. Durante el uso, la cantidad de gas dentro del cilindro de combustible puede aumentar debido a la formación de gases nobles ( criptón y xenón ) mediante el proceso de fisión. Si se produce un accidente por pérdida de refrigerante (LOCA) (por ejemplo, Three Mile Island ) o un accidente iniciado por reactividad (RIA) (por ejemplo, Chernobyl o SL-1 ), la temperatura de este gas puede aumentar. A medida que se sella el pasador de combustible, la presión del gas aumentará (PV = nRT) y es posible deformar y reventar el revestimiento. Se ha observado que tanto la corrosión como la irradiación pueden alterar las propiedades de la aleación de circonio comúnmente utilizada como revestimiento, volviéndola quebradiza . Como resultado, los experimentos que utilizan tubos de aleación de circonio no irradiados pueden resultar engañosos.
Según un artículo [1], se observó la siguiente diferencia entre el modo de falla del revestimiento del combustible usado y no utilizado.
Las barras de combustible no irradiadas fueron presurizadas antes de ser colocadas en un reactor especial en el Reactor de Investigación de Seguridad Nuclear japonés (NSRR), donde fueron sometidas a un transitorio RIA simulado. Estas varillas fallaron después de hincharse al final del transitorio cuando la temperatura del revestimiento era alta. El fallo del revestimiento en estos ensayos fue dúctil y se trató de una abertura por estallido.
El combustible usado (61 GW días/ tonelada de uranio) falló al principio del transitorio con una fractura frágil que era una grieta longitudinal.
Se descubrió que el tubo de circonio hidrurado es más débil y la presión de rotura es menor. [2]
El proceso común de falla del combustible en los reactores enfriados por agua es una transición a la ebullición de la película y la posterior ignición del revestimiento de circonio en el vapor. Los efectos del intenso flujo del producto de la reacción del hidrógeno caliente sobre las pastillas de combustible y sobre la pared del haz están bien representados en la imagen de la barra lateral.
El combustible nuclear puede hincharse durante su uso, esto se debe a efectos como la formación de gas de fisión en el combustible y el daño que se produce en la red del sólido. Los gases de fisión se acumulan en el vacío que se forma en el centro de una pastilla de combustible a medida que aumenta el quemado. A medida que se forma el vacío, la bolita que alguna vez fue cilíndrica se degrada en pedazos. El hinchamiento de la pastilla de combustible puede causar interacción entre la pastilla y el revestimiento cuando se expande térmicamente hacia el interior del tubo del revestimiento. La pastilla de combustible hinchada impone tensiones mecánicas sobre el revestimiento. Se puede descargar un documento sobre el tema del hinchamiento del combustible desde el sitio web de la NASA . [3]
A medida que el combustible se degrada o se calienta, los productos de fisión más volátiles que están atrapados dentro del dióxido de uranio pueden liberarse. Por ejemplo, ver. [4]
Se ha redactado un informe sobre la liberación de 85 Kr, 106 Ru y 137 Cs del uranio en presencia de aire. Se descubrió que el dióxido de uranio se convertía en U 3 O 8 entre aproximadamente 300 y 500 °C en el aire. Informan que este proceso requiere algo de tiempo para comenzar, después del tiempo de inducción la muestra gana masa. Los autores informan que durante este tiempo de inducción había una capa de U 3 O 7 sobre la superficie del dióxido de uranio. Informan que se liberó del 3 al 8% del criptón -85, y que durante la oxidación del dióxido de uranio se produjo mucho menos rutenio (0,5%) y cesio (2,6 x 10 -3 %). [5]
En un reactor de potencia refrigerado por agua (o en una piscina de combustible gastado llena de agua , SFP), si se produce una sobretensión como resultado de un accidente iniciado por reactividad, es necesario comprender la transferencia de calor desde la superficie del revestimiento a la El agua es muy útil. En un estudio francés, se calentó eléctricamente una tubería de metal sumergida en agua (tanto en condiciones típicas de PWR como de SFP) para simular la generación de calor dentro de una clavija de combustible mediante procesos nucleares. La temperatura de la tubería fue monitoreada por termopares y para las pruebas realizadas en condiciones PWR , el agua que entró en la tubería más grande (14,2 mm de diámetro) que sostenía la tubería metálica de prueba (9,5 mm de diámetro exterior y 600 mm de largo) estaba a 280 °C y 15 MPa. El agua fluía por la tubería interior a aproximadamente 4 ms −1 y el revestimiento se sometió a calentamiento de 2200 a 4900 °C s −1 para simular un RIA. Se descubrió que a medida que aumentaba la temperatura del revestimiento, la tasa de transferencia de calor desde la superficie del revestimiento aumentaba al principio cuando el agua hervía en los sitios de nucleación . Cuando el flujo de calor es mayor que el flujo de calor crítico se produce una crisis de ebullición. Esto ocurre cuando la temperatura de la superficie del revestimiento del combustible aumenta de modo que la superficie del metal estaba demasiado caliente (la superficie se seca) para la ebullición de nucleación. Cuando la superficie se seca, la velocidad de transferencia de calor disminuye; después de un aumento adicional en la temperatura de la superficie del metal, la ebullición se reanuda, pero ahora es una ebullición pelicular . [6]
A medida que aumenta el quemado (tiempo en el reactor) de un haz de combustible nuclear, la radiación comienza a cambiar no sólo las bolitas de combustible dentro del revestimiento, sino también el material del revestimiento mismo. El circonio reacciona químicamente con el agua que fluye a su alrededor como refrigerante, formando un óxido protector en la superficie del revestimiento. Normalmente, una quinta parte de la pared de revestimiento será consumida por el óxido de los PWR. En los BWR la capa de corrosión tiene un espesor menor. La reacción química que se produce es:
Zr + 2 H 2 O → ZrO 2 + 2 H 2 (g)
La hidruración ocurre cuando el gas producto (hidrógeno) precipita como hidruros dentro del circonio. Esto hace que el revestimiento se vuelva quebradizo, en lugar de dúctil. Las bandas de hidruro se forman en anillos dentro del revestimiento. A medida que el revestimiento experimenta una tensión circular debido a la creciente cantidad de productos de fisión, la tensión circular aumenta. Las limitaciones materiales del revestimiento son un aspecto que limita la cantidad de combustible nuclear quemado que puede acumularse en un reactor.
CRUD (Depósitos no identificados de Chalk River) fue descubierto por Chalk River Laboratories . Ocurre en el exterior del revestimiento a medida que se acumula el quemado.
Cuando un conjunto de combustible nuclear se prepara para su almacenamiento in situ, se seca y se traslada a un contenedor de transporte de combustible nuclear gastado junto con muchos otros conjuntos. Luego permanece sobre una plataforma de hormigón durante varios años a la espera de una instalación de almacenamiento intermedio o de reprocesamiento. El transporte de revestimientos dañados por la radiación es complicado porque son muy frágiles. Después de ser retirados del reactor y enfriarse en la piscina de combustible gastado, los hidruros dentro del revestimiento de un conjunto se reorientan de modo que apunten radialmente desde el combustible, en lugar de circularmente en la dirección de la tensión circular. Esto pone al combustible en una situación tal que cuando se traslada a su lugar de descanso final, si el barril cayera, el revestimiento sería tan débil que podría romperse y liberar las pastillas de combustible gastado dentro del barril.
Las aleaciones de circonio pueden sufrir corrosión bajo tensión cuando se exponen al yodo; [7] El yodo se forma como un producto de fisión que, dependiendo de la naturaleza del combustible, puede escapar del pellet. [8] Se ha demostrado que el yodo provoca que aumente la tasa de agrietamiento en los tubos de zircaloy -4 presurizados. [9]
En los casos de reactores moderados con grafito enfriados por dióxido de carbono , como los reactores de potencia Magnox y AGR, una reacción de corrosión importante es la reacción de una molécula de dióxido de carbono con grafito ( carbono ) para formar dos moléculas de monóxido de carbono . Este es uno de los procesos que limita la vida útil de este tipo de reactores.
En un reactor refrigerado por agua, la acción de la radiación sobre el agua ( radiólisis ) forma peróxido de hidrógeno y oxígeno . Estos pueden provocar grietas por corrosión bajo tensión en piezas metálicas que incluyen revestimientos de combustible y otras tuberías. Para mitigar esto, se inyectan hidracina e hidrógeno en un circuito de enfriamiento primario BWR o PWR como inhibidores de la corrosión para ajustar las propiedades redox del sistema. Se ha publicado una revisión de los acontecimientos recientes sobre este tema. [10]
En un accidente por pérdida de refrigerante (LOCA), se cree que la superficie del revestimiento podría alcanzar una temperatura entre 800 y 1400 K, y el revestimiento quedará expuesto al vapor durante algún tiempo antes de que se reintroduzca agua en el reactor para enfriarlo. el combustible. Durante este tiempo, cuando el revestimiento caliente se expone al vapor, se producirá cierta oxidación del circonio para formar un óxido de circonio que es más rico en circonio que el circonio . Esta fase de Zr(O) es la fase α; una mayor oxidación forma circonio. Cuanto más tiempo esté expuesto el revestimiento al vapor, menos dúctil será. Una medida de la ductilidad es comprimir un anillo a lo largo de un diámetro (a una velocidad de desplazamiento constante, en este caso 2 mm min -1 ) hasta que se produzca la primera grieta, luego el anillo comenzará a fallar. El alargamiento que se produce entre el momento en que se aplica la fuerza máxima y el momento en que la carga mecánica disminuye al 80% de la carga requerida para inducir la primera grieta es el valor L 0,8 en mm. Cuanto más dúctil sea una muestra, mayor será este valor de L 0,8 .
En un experimento, el circonio se calienta con vapor a 1473 K, la muestra se enfría lentamente con vapor a 1173 K antes de enfriarla en agua. A medida que aumenta el tiempo de calentamiento a 1473 K, el circonio se vuelve más frágil y el valor L 0,8 disminuye. [11]
La irradiación hace que las propiedades de los aceros se empobrezcan; por ejemplo, el SS316 se vuelve menos dúctil y menos tenaz . También empeoran las fisuras por fluencia y corrosión bajo tensión . Se siguen publicando artículos sobre este efecto. [12]
Esto se debe al hecho de que a medida que el combustible se expande al calentarse , el núcleo del pellet se expande más que el borde. Debido a la tensión térmica que se forma así en las grietas del combustible, las grietas tienden a ir desde el centro hacia el borde en un patrón en forma de estrella. Un estudiante del Real Instituto de Tecnología de Estocolmo ( Suecia ) publicó una tesis doctoral sobre el tema [13] .
El craqueo del combustible tiene un efecto en la liberación de radiactividad del combustible tanto en condiciones de accidente como cuando el combustible gastado se utiliza como forma de eliminación final. El craqueo aumenta la superficie del combustible, lo que aumenta la velocidad a la que los productos de fisión pueden salir del combustible.
La temperatura del combustible varía en función de la distancia desde el centro hasta la llanta. A la distancia x del centro, la temperatura (T x ) se describe mediante la ecuación donde ρ es la densidad de potencia (W m −3 ) y K f es la conductividad térmica .
T x = T Borde + ρ (r pellet ² – x ²) (4 K f ) −1
Para explicar esto , se han modelado utilizando la ecuación anterior una serie de pastillas de combustible que se utilizan con una temperatura de llanta de 200 °C (típica de un BWR ) con diferentes diámetros y densidades de potencia de 250 Wm -3 . Estas pastillas de combustible son bastante grandes; Es normal utilizar pastillas de óxido de unos 10 mm de diámetro.
Para mostrar los efectos de diferentes densidades de potencia en las temperaturas de la línea central, a continuación se muestran dos gráficos para pellets de 20 mm con diferentes niveles de potencia. Está claro que para todos los pellets (y más aún para el dióxido de uranio), para un tamaño determinado de pellet se debe establecer un límite en la densidad de potencia . Es probable que las matemáticas utilizadas para estos cálculos se utilicen para explicar cómo funcionan los fusibles eléctricos y también podrían usarse para predecir la temperatura de la línea central en cualquier sistema donde se libere calor a través de un objeto con forma de cilindro. [14]
El calentamiento de los gránulos puede provocar que algunos de los productos de fisión se pierdan del núcleo del gránulo. Si el xenón puede salir rápidamente del pellet, entonces aumentará la cantidad de 134 Cs y 137 Cs presentes en el espacio entre el revestimiento y el combustible. Como resultado, si los tubos de zircaloy que sostienen el pellet se rompen, se producirá una mayor liberación de cesio radiactivo del combustible. Los 134 C y 137 C se forman de diferentes maneras y, por lo tanto, los dos isótopos de cesio se pueden encontrar en diferentes partes de una clavija de combustible.
Está claro que los isótopos volátiles de yodo y xenón tienen minutos en los que pueden difundirse fuera de la pastilla y hacia el espacio entre el combustible y el revestimiento. Aquí el xenón puede descomponerse en el isótopo de cesio de larga vida.
Estos rendimientos de fisión se calcularon para 235 U asumiendo neutrones térmicos (0,0253 eV) utilizando datos del gráfico de nucleidos. [15]
En el caso del 134 Cs, el precursor de este isótopo es el 133 Cs estable, que se forma por la desintegración de isótopos de xenón y yodo de vida mucho más larga. No se forma 134 Cs sin activación de neutrones, ya que 134 Xe es un isótopo estable. Como resultado de este modo diferente de formación, la ubicación física del 134 Cs puede diferir de la del 137 Cs.
Estos rendimientos de fisión se calcularon para 235 U asumiendo neutrones térmicos (0,0253 eV) utilizando datos del gráfico de nucleidos. [15]
En un estudio reciente, se examinó uranio enriquecido al 20% disperso en una variedad de matrices diferentes para determinar las ubicaciones físicas de diferentes isótopos y elementos químicos.
Los combustibles variaban en su capacidad para retener el xenón de fisión ; el primero de los tres combustibles retuvo el 97% del 133 Xe , el segundo retuvo el 94% mientras que el último combustible sólo retuvo el 76% de este isótopo de xenón. El 133 Xe es un isótopo radiactivo de larga duración que puede difundirse lentamente fuera del gránulo antes de ser activado por neutrones para formar 134 Cs . El 137 Xe, de vida más corta, tuvo menos capacidad de filtrarse de los gránulos; El 99 %, 98 % y 95 % del 137 Xe quedó retenido dentro de los gránulos. También se encontró que la concentración de 137 Cs en el núcleo del gránulo era mucho menor que la concentración en el borde del gránulo, mientras que el 106 Ru , menos volátil , se distribuía más uniformemente por todo el gránulo. [16]
El siguiente combustible son partículas de solución sólida de urania en circonia estabilizada con itria dispersas en alúmina que se han quemado hasta 105 GW-día por metro cúbico. [17] El microscopio electrónico de barrido (SEM) observa la interfaz entre la alúmina y una partícula de combustible. Se puede ver que los productos de fisión están bien confinados dentro del combustible, pocos productos de fisión han entrado en la matriz de alúmina. El neodimio se distribuye uniformemente por todo el combustible, mientras que el cesio se distribuye casi de forma homogénea por todo el combustible. La concentración de cesio es ligeramente mayor en dos puntos donde hay burbujas de xenón. Gran parte del xenón está presente en burbujas, mientras que casi todo el rutenio está presente en forma de nanopartículas . Las nanopartículas de rutenio no siempre están colocadas junto a las burbujas de xenón.
En Three Mile Island, un núcleo recientemente SCRAMed se quedó sin agua de refrigeración; como resultado del calor de desintegración, el núcleo se secó y el combustible resultó dañado. Se hicieron intentos de enfriar nuevamente el núcleo usando agua. Según la Agencia Internacional de Energía Atómica para un PWR de 3.000 MW (t), los niveles normales de radiactividad del refrigerante se muestran a continuación en la tabla, y las actividades del refrigerante para los reactores a los que se les ha permitido secarse (y sobrecalentarse) antes de ser recuperados con agua. . En una liberación de espacio, la actividad en el espacio de combustible/revestimiento se liberó, mientras que en la liberación de núcleo fundido, el núcleo se fundió antes de ser recuperado por el agua. [18]
La liberación de radiactividad del combustible usado está controlada en gran medida por la volatilidad de los elementos. En Chernobyl se liberó gran parte del xenón y el yodo , mientras que se liberó mucho menos circonio . El hecho de que sólo los productos de fisión más volátiles se liberen con facilidad retrasará en gran medida la liberación de radiactividad en caso de un accidente que cause graves daños al núcleo. Utilizando dos fuentes de datos, es posible comprobar que los elementos que se encontraban en forma de gases, compuestos volátiles o compuestos semivolátiles (como el CsI ) fueron liberados en Chernóbil, mientras que los elementos menos volátiles que forman soluciones sólidas con el combustible permanecieron. dentro del combustible del reactor.
Según el informe de la AEN de la OCDE sobre Chernóbil (diez años después), [19] se publicaron las siguientes proporciones del inventario básico. Las formas físicas y químicas de la liberación incluyeron gases , aerosoles y combustible sólido finamente fragmentado. Según algunas investigaciones, el rutenio es muy móvil cuando el combustible nuclear se calienta con aire. [20] Esta movilidad ha sido más evidente en el reprocesamiento, con liberaciones relacionadas de rutenio, siendo la más reciente el aumento de la radiactividad en el aire en Europa en el otoño de 2017 , al igual que con el entorno de radiación ionizante del combustible gastado y la presencia de oxígeno, reacciones de radiólisis . Puede generar el compuesto volátil óxido de rutenio (VIII) , que tiene un punto de ebullición de aproximadamente 40 °C (104 °F) y es un oxidante fuerte que reacciona con prácticamente cualquier combustible/ hidrocarburo que se utilice en PUREX .
Se han publicado algunos trabajos sobre el combustible TRISO calentado en aire, con la respectiva encapsulación de nucleidos. [21]
Se han repetido las liberaciones de productos de fisión y uranio a partir de dióxido de uranio (del combustible gastado de BWR , el consumo fue de 65 GWd t −1 ), que se calentó en una celda Knudsen . [23] El combustible se calentó en la celda Knudsen con y sin preoxidación en oxígeno a aproximadamente 650 K. Se encontró que incluso para los gases nobles se necesitaba una temperatura alta para liberarlos del sólido de óxido de uranio. Para el combustible no oxidado se requirieron 2300 K para liberar el 10% del uranio, mientras que el combustible oxidado solo requiere 1700 K para liberar el 10% del uranio.
Según el informe sobre Chernobyl utilizado en la tabla anterior, se liberaron el 3,5% de los siguientes isótopos en el núcleo: 239 Np, 238 Pu, 239 Pu, 240 Pu, 241 Pu y 242 Cm.
El agua y el circonio pueden reaccionar violentamente a 1200 °C; a la misma temperatura, el revestimiento de circonio puede reaccionar con dióxido de uranio para formar óxido de circonio y una aleación fundida de uranio/circonio . [24]
En Francia existe una instalación en la que se puede provocar un incidente de fusión de combustible en condiciones estrictamente controladas. [25] [26] En el programa de investigación PHEBUS se ha permitido que los combustibles se calienten a temperaturas superiores a las temperaturas de funcionamiento normales; el combustible en cuestión se encuentra en un canal especial que se encuentra en un reactor nuclear toroidal. El reactor nuclear se utiliza como núcleo impulsor para irradiar el combustible de prueba. Mientras que el reactor se enfría normalmente mediante su propio sistema de refrigeración, el combustible de prueba tiene su propio sistema de refrigeración, que está equipado con filtros y equipos para estudiar la liberación de radiactividad del combustible dañado. Ya se ha estudiado la liberación de radioisótopos del combustible en diferentes condiciones. Una vez utilizado el combustible en el experimento, se somete a un examen detallado ( PIE ). En el informe anual de 2004 de la UIT, algunos resultados del PIE sobre el combustible PHEBUS (FPT2) se informan en la sección 3.6. [27] [28]
Las pruebas de pérdida de fluido (LOFT) fueron uno de los primeros intentos de evaluar la respuesta del combustible nuclear real a las condiciones en un accidente de pérdida de refrigerante , financiado por la USNRC . La instalación fue construida en el Laboratorio Nacional de Idaho y era esencialmente un modelo a escala de un PWR comercial . (Se utilizó el 'escalado de potencia/volumen' entre el modelo LOFT, con un núcleo de 50MWth, y una planta comercial de 3000MWth).
La intención original (1963-1975) era estudiar sólo una o dos LOCA importantes (con grandes interrupciones) , ya que éstas habían sido la preocupación principal de las audiencias de "establecimiento de normas" en Estados Unidos a finales de los años 1960 y principios de los 1970. Estas reglas se habían centrado en un accidente de gran accidente bastante estilizado y en un conjunto de criterios (por ejemplo, el grado de oxidación del combustible) establecidos en el 'Apéndice K' del 10CFR50 (Código de Regulaciones Federales). Tras el accidente de Three Mile Island , la modelización detallada de LOCA mucho más pequeñas pasó a ser igualmente preocupante.
Finalmente se realizaron 38 pruebas LOFT y se amplió su alcance para estudiar un amplio espectro de tamaños de brechas. Estas pruebas se utilizaron para ayudar a validar una serie de códigos informáticos (como RELAP-4, RELAP-5 y TRAC) que luego se estaban desarrollando para calcular la termohidráulica de LOCA.
Entre 1970 y 1990 se realizó un extenso trabajo sobre la posibilidad de una explosión de vapor o FCI cuando el ' corium ' fundido entraba en contacto con el agua. Muchos experimentos sugirieron una conversión bastante baja de energía térmica en mecánica, mientras que los modelos teóricos disponibles parecían sugerir que eran posibles eficiencias mucho mayores. Un informe de la NEA / OCDE se redactó sobre el tema en el año 2000, en el que se afirma que una explosión de vapor provocada por el contacto del corio con agua tiene cuatro etapas. [29]
Un trabajo en Japón en 2003 fundió dióxido de uranio y dióxido de circonio en un crisol antes de agregarlos al agua. La fragmentación del combustible resultante se informa en el Journal of Nuclear Science and Technology . [30]
Se puede leer una reseña del tema en [31] y el trabajo sobre el tema continúa hasta el día de hoy; En Alemania, en la FZK se han realizado algunos trabajos sobre el efecto de la termita en el hormigón ; se trata de una simulación del efecto del núcleo fundido de un reactor rompiendo el fondo de la vasija de presión hacia el edificio de contención . [32] [33] [34]
El corium (núcleo fundido) se enfriará y se convertirá en sólido con el tiempo. Se cree que el sólido se está erosionando con el tiempo. El sólido puede describirse como masa que contiene combustible , es una mezcla de arena , circonio y dióxido de uranio que se ha calentado a una temperatura muy alta [35] hasta que se funde. La naturaleza química de este FCM ha sido objeto de algunas investigaciones. [36] Se ha considerado la cantidad de combustible que queda de esta forma dentro de la planta. [37] Se ha utilizado un polímero de silicona para reparar la contaminación.
La masa fundida de Chernóbil era una masa fundida de silicato que contenía inclusiones de fases Zr / U , acero fundido y silicato de circonio con alto contenido de uranio . El flujo de lava se compone de más de un tipo de material: se ha encontrado lava marrón y material cerámico poroso. La relación entre uranio y circonio para las diferentes partes del sólido difiere mucho; en la lava marrón se encuentra una fase rica en uranio con una relación U:Zr de 19:3 a aproximadamente 38:10. La fase pobre en uranio de la lava marrón tiene una relación U:Zr de aproximadamente 1:10. [24] Es posible a partir del examen de las fases Zr/U conocer la historia térmica de la mezcla. Se puede demostrar que antes de la explosión, en una parte del núcleo la temperatura era superior a 2000 °C, mientras que en algunas zonas la temperatura superaba los 2400-2600 °C.
Las películas de dióxido de uranio pueden depositarse mediante pulverización catódica reactiva utilizando una mezcla de argón y oxígeno a baja presión . Esto se ha utilizado para crear una capa de óxido de uranio sobre una superficie de oro que luego se estudió con espectroscopía de impedancia de CA. [38]
Según el trabajo del electroquímico especializado en corrosión Shoesmith [39], las nanopartículas de Mo - Tc - Ru - Pd tienen un fuerte efecto sobre la corrosión del combustible de dióxido de uranio . Por ejemplo, su trabajo sugiere que cuando la concentración de hidrógeno (H 2 ) es alta (debido a la corrosión anaeróbica de los residuos de acero ), la oxidación del hidrógeno en las nanopartículas ejercerá un efecto protector sobre el dióxido de uranio. Este efecto puede considerarse como un ejemplo de protección mediante un ánodo de sacrificio donde, en lugar de que un ánodo metálico reaccione y se disuelva, lo que se consume es gas hidrógeno.