En esta página se describe el comportamiento del combustible nuclear de dióxido de uranio durante el funcionamiento normal de un reactor nuclear y en condiciones de accidente , como el sobrecalentamiento. El trabajo en este ámbito suele ser muy costoso, por lo que a menudo se ha realizado en colaboración entre grupos de países, normalmente bajo la égida 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 pasador de combustible puede aumentar debido a la formación de gases nobles ( criptón y xenón ) por el proceso de fisión. Si ocurre 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 que se usa comúnmente como revestimiento, volviéndola quebradiza . Como resultado, los experimentos que utilizan tubos de aleación de circonio no irradiados pueden ser engañosos.
Según un artículo [1], se observó la siguiente diferencia entre el modo de falla del revestimiento del combustible usado y no usado.
Las barras de combustible no irradiadas se presurizaron antes de colocarlas en un reactor especial en el Reactor de Investigación de Seguridad Nuclear Japonés (NSRR), donde se las sometió a un transitorio simulado de RIA. Estas barras fallaron después de hincharse al final del transitorio cuando la temperatura del revestimiento era alta. La falla del revestimiento en estas pruebas fue dúctil y se trató de una abertura por explosión.
El combustible usado (61 GW días/ tonelada de uranio) falló al principio del período transitorio con una fractura frágil que era una grieta longitudinal.
Se descubrió que el tubo de circonio hidruro es más débil y la presión de ruptura es menor. [2]
El proceso habitual de fallo del combustible en los reactores refrigerados por agua es una transición a la ebullición pelicular y la posterior ignición del revestimiento de circonio en el vapor. Los efectos del intenso flujo de producto de la reacción de hidrógeno caliente sobre los pellets 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, debido a efectos como la formación de gases 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 la combustión. A medida que se forma el vacío, la pastilla, que antes era cilíndrica, se degrada en pedazos. La hinchazón de la pastilla de combustible puede provocar una interacción entre la pastilla y el revestimiento cuando se expande térmicamente hacia el interior del tubo de revestimiento. La pastilla de combustible hinchada impone tensiones mecánicas sobre el revestimiento. Se puede descargar un documento sobre el tema de la hinchazón 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 quedan atrapados dentro del dióxido de uranio pueden quedar libres. Por ejemplo, véase [4] .
Se ha escrito 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 unos 300 y 500 °C en el aire. Informan que este proceso requiere cierto tiempo para comenzar, después del tiempo de inducción la muestra gana masa. Los autores informan que una capa de U 3 O 7 estaba presente en la superficie del dióxido de uranio durante este tiempo de inducción. Informan que se liberó entre el 3 y el 8% del kriptón -85, y que durante la oxidación del dióxido de uranio se produjo una cantidad mucho menor de 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 subida de tensión como resultado de un accidente iniciado por reactividad, es muy útil comprender la transferencia de calor desde la superficie del revestimiento al agua. 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 un pasador de combustible mediante procesos nucleares. La temperatura de la tubería se controló mediante termopares y, para las pruebas realizadas en condiciones de PWR , el agua que entraba en la tubería más grande (14,2 mm de diámetro) que contenía 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 un 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, ya que 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 a medida que aumenta la temperatura de la superficie del revestimiento del combustible, 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 tasa de transferencia de calor disminuye; después de un aumento adicional de la temperatura de la superficie del metal, la ebullición se reanuda, pero ahora es ebullición en película . [6]
A medida que aumenta el tiempo de combustión de un haz de combustible nuclear (tiempo en el reactor), la radiación comienza a cambiar no solo los gránulos de combustible dentro del revestimiento, sino también el material del revestimiento en sí. El circonio reacciona químicamente con el agua que fluye a su alrededor como refrigerante, formando un óxido protector en la superficie del revestimiento. Por lo general, una quinta parte de la pared del revestimiento se consume por el óxido en los reactores de agua a presión. Hay un espesor de capa de corrosión menor en los reactores de agua a presión. La reacción química que tiene lugar es:
Zr + 2 H 2 O → ZrO 2 + 2 H 2 (g)
La hidruración se produce cuando el gas producto (hidrógeno) precipita en forma de hidruros dentro del circonio. Esto hace que el revestimiento se vuelva frágil, en lugar de dúctil. Las bandas de hidruros se forman en anillos dentro del revestimiento. A medida que el revestimiento experimenta tensión circunferencial debido a la creciente cantidad de productos de fisión, la tensión circunferencial aumenta. Las limitaciones materiales del revestimiento son un aspecto que limita la cantidad de combustible nuclear quemado que puede acumularse en un reactor.
Los Laboratorios Chalk River descubrieron CRUD (depósitos no identificados de Chalk River) . Se producen en el exterior del revestimiento a medida que se acumula el material quemado.
Cuando se prepara un conjunto de combustible nuclear para su almacenamiento in situ, se seca y se traslada a un contenedor de transporte de combustible nuclear gastado junto con otros muchos conjuntos. Luego se deja reposar sobre una plataforma de hormigón durante varios años a la espera de una instalación de almacenamiento intermedio o de su reprocesamiento. El transporte de las vainas dañadas por la radiación es complicado, porque son muy frágiles. Después de sacarlas del reactor y enfriarlas en la piscina de combustible gastado, los hidruros que se encuentran dentro de las vainas de un conjunto se reorientan de modo que apuntan radialmente hacia afuera del combustible, en lugar de hacerlo circularmente en la dirección de la tensión circunferencial. Esto coloca al combustible en una situación en la que, cuando se lo traslada a su lugar de descanso final, si el contenedor se cayera, las vainas serían tan débiles que podrían romperse y liberar las pastillas de combustible gastado que se encuentran dentro del contenedor.
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 hace que aumente la tasa de agrietamiento en los tubos de zircaloy -4 presurizados. [9]
En los casos de reactores moderados por grafito y refrigerados 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 reactor.
En un reactor refrigerado por agua, la acción de la radiación sobre el agua ( radiólisis ) forma peróxido de hidrógeno y oxígeno . Estos pueden causar corrosión bajo tensión en las piezas metálicas, como el revestimiento del combustible y otras tuberías. Para mitigar esto, se inyectan hidracina e hidrógeno en el circuito de refrigeración primario de un reactor de agua a presión o de un reactor de agua a presión como inhibidores de corrosión para ajustar las propiedades redox del sistema. Se ha publicado una revisión de los últimos avances 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 estará expuesto al vapor durante algún tiempo antes de que se vuelva a introducir agua en el reactor para enfriar el combustible. Durante este tiempo, cuando el revestimiento caliente está expuesto al vapor, se producirá cierta oxidación del circonio para formar un óxido de circonio que es más rico en circonio que la zirconia . Esta fase Zr(O) es la fase α; una oxidación posterior forma zirconia. 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 se reduce al 80% de la carga requerida para inducir la primera grieta es el valor L 0,8 en mm. Cuanto más dúctil sea la muestra, mayor será este valor 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 enfriarse 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 empeoren; por ejemplo, el acero SS316 se vuelve menos dúctil y menos tenaz . También empeoran la fluencia y el agrietamiento por corrosión bajo tensión . Se siguen publicando artículos sobre este efecto. [12]
Esto se debe a 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 de este modo, las grietas del combustible tienden a ir desde el centro hacia el borde en un patrón con forma de estrella. Un estudiante del Instituto Real de Tecnología de Estocolmo ( Suecia ) ha publicado una tesis doctoral sobre este tema [13] .
El craqueo del combustible tiene un efecto sobre la liberación de radiactividad del combustible tanto en situaciones 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 el borde. A una 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 Rim + ρ (r pellet ² – x ²) (4 K f ) −1
Para explicar esto, se ha modelado una serie de pastillas de combustible que se utilizan con una temperatura de borde de 200 °C (típica para un BWR ) con diferentes diámetros y densidades de potencia de 250 Wm −3 utilizando la ecuación anterior. Estas pastillas de combustible son bastante grandes; es normal utilizar pastillas de óxido que tengan aproximadamente 10 mm de diámetro.
Para mostrar los efectos de las diferentes densidades de potencia en las temperaturas de la línea central, se muestran a continuación dos gráficos para perdigones de 20 mm a diferentes niveles de potencia. Es evidente que para todos los perdigones (y sobre todo para el dióxido de uranio) se debe establecer un límite para la densidad de potencia para un perdigón de un tamaño determinado . Es probable que las matemáticas utilizadas para estos cálculos se utilicen para explicar cómo funcionan los fusibles eléctricos y también para predecir la temperatura de la línea central en cualquier sistema en el que se libere calor a través de un objeto con forma de cilindro. [14]
El calentamiento de las pastillas puede provocar que algunos de los productos de fisión se pierdan del núcleo de la pastilla. Si el xenón puede salir rápidamente de la pastilla, aumentará la cantidad de 134 Cs y 137 Cs presente en el espacio entre el revestimiento y el combustible. Como resultado, si se rompen los tubos de zircaloy que contienen la pastilla, se producirá una mayor liberación de cesio radiactivo del combustible. El 134 Cs y el 137 Cs se forman de formas diferentes y, por lo tanto, los dos isótopos de cesio se pueden encontrar en diferentes partes de un pasador de combustible.
Está claro que los isótopos volátiles de yodo y xenón tienen unos minutos para difundirse fuera del gránulo y entrar en el espacio entre el combustible y el revestimiento, donde el xenón puede desintegrarse 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 los 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 yodo y xenón, que tienen una vida útil mucho más larga. No se forma 134 Cs sin activación neutrónica , ya que el 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 los 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 variaron 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 solo retuvo el 76% de este isótopo de xenón. El 133 Xe es un isótopo radiactivo de larga duración que puede difundirse lentamente fuera del pellet antes de ser activado por neutrones para formar 134 Cs . El 137 Xe , de vida más corta, fue menos capaz de filtrarse de los pellets; el 99%, 98% y 95% del 137 Xe se retuvo dentro de los pellets. También se encontró que la concentración de 137 Cs en el núcleo del pellet era mucho menor que la concentración en el borde del pellet, mientras que el 106 Ru menos volátil se distribuyó de manera más uniforme en todos los pellets. [16]
El siguiente combustible son partículas de solución sólida de uranio en zirconio estabilizado con itrio dispersas en alúmina que se han quemado hasta 105 GW-días por metro cúbico. [17] El microscopio electrónico de barrido (SEM) es de la interfaz entre la alúmina y una partícula de combustible. Se puede ver que los productos de fisión están bien confinados dentro del combustible, poco de los productos de fisión han entrado en la matriz de alúmina. El neodimio se extiende por todo el combustible de manera uniforme, mientras que el cesio se extiende casi homogéneamente por todo el combustible. La concentración de cesio es ligeramente superior 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 coubicadas con las burbujas de xenón.
En Three Mile Island, un núcleo recientemente sometido a SCRAM se quedó sin agua de refrigeración; como resultado del calor de desintegración, el núcleo se secó y el combustible se dañó. Se intentó volver a enfriar el núcleo utilizando agua. Según la Agencia Internacional de Energía Atómica, para un reactor de agua a presión de 3000 MW (t), los niveles normales de radiactividad del refrigerante se muestran en la tabla que figura a continuación, y las actividades del refrigerante para reactores que se han dejado secar (y sobrecalentar) antes de ser recuperados con agua. En una liberación por hueco, la actividad en el hueco de combustible/vaina se ha liberado, mientras que en la liberación por fusión del núcleo, el núcleo se fundió antes de ser recuperado por agua. [18]
La liberación de radiactividad del combustible usado está controlada en gran medida por la volatilidad de los elementos. En Chernóbil se liberó gran parte del xenón y el yodo , mientras que se liberó mucho menos del 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 daños graves al núcleo. Utilizando dos fuentes de datos es posible ver que los elementos que estaban en forma de gases, compuestos volátiles o compuestos semivolátiles (como CsI ) se liberaron 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 OCDE NEA sobre Chernóbil (diez años después), [19] se liberaron las siguientes proporciones del inventario del núcleo. 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, la más reciente siendo el aumento de la radiactividad en el aire en Europa en otoño de 2017 , ya que con el entorno de radiación ionizante del combustible gastado y la presencia de oxígeno, las reacciones de radiólisis pueden 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 utilizan en PUREX .
Se han publicado algunos trabajos sobre 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 BWR gastado , el quemado fue de 65 GWd t −1 ) que se calentó en una celda Knudsen . [23] El combustible se calentó en la celda Knudsen tanto con como sin preoxidación en oxígeno a c 650 K. Se encontró que incluso para los gases nobles se necesitaba una temperatura alta para liberarlos del óxido de uranio sólido. 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 Chernóbil utilizado en la tabla anterior, en el núcleo se liberaron el 3,5% de los siguientes isótopos: 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 zircaloy puede reaccionar con el dióxido de uranio para formar óxido de circonio y una aleación de uranio/circonio fundida. [24]
En Francia existe una instalación en la que se puede provocar un incidente de fusión de combustible bajo 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 de forma normal 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 que el combustible se ha utilizado en el experimento, se somete a un examen detallado ( PIE ). En el informe anual de 2004 de la UIT se informan algunos resultados del PIE sobre el combustible PHEBUS (FPT2) en la sección 3.6. [27] [28]
Las pruebas de pérdida de fluido (LOFT, por sus siglas en inglés) fueron un intento temprano de evaluar la respuesta del combustible nuclear real a las condiciones de un accidente por pérdida de refrigerante , financiado por la USNRC . La instalación se construyó en el Laboratorio Nacional de Idaho y era esencialmente un modelo a escala de un reactor de agua a presión comercial . (Se utilizó una "escala de potencia/volumen" entre el modelo LOFT, con un núcleo de 50 MWth, y una planta comercial de 3000 MWth).
La intención original (1963-1975) era estudiar solo uno o dos LOCA importantes (gran rotura) , ya que estos habían sido la principal preocupación de las audiencias de "elaboración de normas" de los EE. UU. a fines de la década de 1960 y principios de la de 1970. Estas normas se habían centrado en un accidente de gran rotura bastante estilizado y un conjunto de criterios (por ejemplo, para el grado de oxidación del combustible revestido) establecidos en el "Apéndice K" de 10CFR50 (Código de Regulaciones Federales). Después del accidente en Three Mile Island , el modelado detallado de LOCA mucho más pequeños se convirtió en una preocupación igual.
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 se estaban desarrollando para calcular la termohidráulica de LOCA.
Entre 1970 y 1990 se realizó un amplio 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 a mecánica, mientras que los modelos teóricos disponibles parecían sugerir que eran posibles eficiencias mucho mayores. En 2000 se escribió un informe de la NEA / OCDE sobre el tema que establece que una explosión de vapor causada por el contacto del corium con el agua tiene cuatro etapas. [29]
En 2003, en un estudio realizado en Japón, se fundieron dióxido de uranio y dióxido de circonio en un crisol antes de añadirlos al agua. La fragmentación del combustible resultante se informó en el Journal of Nuclear Science and Technology . [30]
Se puede leer una revisión del tema en [31] y el trabajo sobre el tema continúa hasta el día de hoy; en Alemania, en el FZK, se ha realizado algún trabajo sobre el efecto de la termita en el hormigón , se trata de una simulación del efecto del núcleo fundido de un reactor que se rompe a través del fondo del recipiente de presión hacia el edificio de contención . [32] [33] [34]
El corium (núcleo fundido) se enfriará y cambiará a un sólido con el tiempo. Se cree que el sólido se está erosionando con el tiempo. El sólido puede describirse como una 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 ha derretido. La naturaleza química de este FCM ha sido objeto de algunas investigaciones. [36] Se ha considerado la cantidad de combustible que queda en esta forma dentro de la planta. [37] Se ha utilizado un polímero de silicona para arreglar la contaminación.
El material fundido de Chernóbil era un material fundido de silicato que contenía inclusiones de fases Zr / U , acero fundido y silicato de circonio con alto contenido de uranio . El flujo de lava consta de más de un tipo de material: se han encontrado una lava marrón y un material cerámico poroso. La relación uranio/circonio para 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 en 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 parte del núcleo la temperatura era superior a 2000 °C, mientras que en algunas áreas la temperatura era superior a 2400–2600 °C.
Las películas de dióxido de uranio se pueden depositar mediante pulverización 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 espectroscopia de impedancia de CA. [38 ]
Según el trabajo del electroquímico de 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 en el que, en lugar de reaccionar y disolverse un ánodo metálico , se consume el gas hidrógeno.