原子炉事故時の核燃料の挙動

このページでは、通常の原子炉運転時と過熱などの原子炉事故時の両方で二酸化ウラン 核燃料がどのように挙動するかについて説明します。この分野での作業は実施に非常に費用がかかることが多く、通常は経済協力開発機構の原子力施設安全委員会(CSNI) の支援の下、複数の国が共同で作業を行うことが多いです。

燃料と被覆管はどちらも膨張する可能性があります。被覆管は燃料を覆って燃料ピンを形成し、変形する可能性があります。燃料と被覆管の間の隙間をヘリウムガスで満たし、燃料と被覆管の熱接触を良くするのが一般的です。使用中、核分裂プロセスによる希ガス（クリプトンとキセノン）の生成により、燃料ピン内のガス量が増加する可能性があります。冷却材喪失事故（LOCA）（例：スリーマイル島）または反応度誘発事故（RIA）（例：チェルノブイリまたはSL-1）が発生すると、このガスの温度が上昇する可能性があります。燃料ピンが密閉されると、ガスの圧力が上昇し（PV = nRT）、被覆管が変形して破裂する可能性があります。腐食と放射線の両方が、被覆管として一般的に使用されるジルコニウム合金の特性を変え、脆くする可能性があることがわかっています。その結果、未照射のジルコニウム合金管を使用した実験は誤解を招く可能性があります。

ある論文^[1]によれば、未使用燃料と使用済み燃料の被覆管破損モードには次のような違いが見られた。

未照射燃料棒は、日本の原子力安全研究炉(NSRR)の特別な原子炉に置かれる前に加圧され、そこで模擬的な RIA 過渡現象にさらされました。これらの燃料棒は、過渡現象の後半で被覆管の温度が高くなったときに膨張し、破損しました。 これらの試験における被覆管の破損は延性破損であり、破裂して開きました。

使用済み燃料（61 GW 日/ウラン 1トン）は、過渡現象の初期段階で縦方向の亀裂である脆性破壊を起こして破損しました。

水素化ジルコニウム管は強度が弱く、破裂圧力が低いことがわかった。 ^[2]

水冷式原子炉における燃料の一般的な破損プロセスは、膜沸騰への移行とそれに続く蒸気中のジルコニウム被覆管の発火です。サイドバーの図には、燃料ペレットと燃料集合体の壁に対する非常に高温の水素反応生成物の流れの影響がよく表れています。

核燃料は使用中に膨張することがある。これは、燃料中の核分裂ガス形成や固体の格子に生じる損傷などの影響による。核分裂ガスは、燃焼度が上昇するにつれて燃料ペレットの中心に形成される空隙に蓄積する。空隙が形成されると、かつては円筒形だったペレットはバラバラに分解する。燃料ペレットが膨張すると、被覆管の内側に熱膨張し、ペレットと被覆管の相互作用を引き起こす可能性がある。膨張した燃料ペレットは、被覆管に機械的応力を加える。燃料の膨張に関する文書は、NASA のWeb サイトからダウンロードできる。^[3]

燃料が劣化したり加熱されたりするにつれて、二酸化ウラン内に閉じ込められていたより揮発性の高い核分裂生成物が自由になる可能性がある。例えば、Colle et al . ^{[4]を参照。}

空気中に存在するウランからの⁸⁵ Kr、¹⁰⁶ Ru、¹³⁷ Csの放出に関する報告書が発表されている。空気中、約 300 ～ 500 °C で二酸化ウランが U ₃ O ₈に変換されることが判明した。このプロセスは開始までに時間がかかり、誘導時間後にサンプルの質量が増加すると報告されている。著者らは、この誘導時間中に二酸化ウランの表面にU ₃ O _{7の層が存在したと報告している。著者らは、}クリプトン-85 の 3 ～ 8% が​​放出され、二酸化ウランの酸化中にルテニウム(0.5%) とセシウム(2.6 x 10 ^{−3 %) はそれよりはるかに少ないと報告している。 [5]}

水冷却式原子炉（または水を満たした使用済み燃料プール、SFP）では、反応度事故の結果として出力サージが発生した場合、被覆管表面から水への熱伝達を理解しておくことが非常に役立ちます。フランスの研究では、水に浸漬された金属パイプ（一般的なPWRおよびSFP条件の両方）が電気的に加熱され、核プロセスによる燃料ピン内の熱発生をシミュレートしました。パイプの温度は熱電対で監視され、 PWR条件下で実施されたテストでは、テスト金属パイプ（外径9.5 mm、長さ600 mm）を保持する大きいパイプ（直径14.2 mm）に入る水は280 °C、15 MPaでした。水は約4 ms ⁻¹で内側のパイプを流れ、 RIAをシミュレートするために被覆管は2200～4900 °C s ⁻¹で加熱されました。被覆管の温度が上昇すると、核生成部位で水が沸騰するため、被覆管表面からの熱伝達率が最初は上昇することがわかった。熱流束が臨界熱流束よりも大きいと、沸騰危機が発生する。これは、燃料被覆管表面の温度が上昇し、金属表面が核沸騰するには熱くなりすぎる（表面が乾燥する）ために発生する。表面が乾燥すると熱伝達率が低下し、金属表面の温度がさらに上昇すると沸騰が再開されるが、今度は膜沸騰となる。^[6]

核燃料バンドルの燃焼度 (原子炉内での時間) が増加すると、放射線が被覆管内の燃料ペレットだけでなく、被覆管材料自体も変化し始めます。ジルコニウムは、冷却材として周囲を流れる水と化学反応を起こし、被覆管の表面に保護酸化物を形成します。通常、PWR では被覆管壁の 5 分の 1 が酸化物で消費されます。BWR では腐食層の厚さが小さくなります。発生する化学反応は次のとおりです。

Zr + 2H ₂ O → ZrO ₂ + 2H ₂ (g)

水素化は、生成ガス (水素) がジルコニウム内で水素化物として沈殿するときに発生します。これにより、被覆管は延性ではなく脆性になります。水素化物バンドは被覆管内でリング状に形成されます。被覆管は核分裂生成物の増加によるフープ応力を受けるため、フープ応力が増加します。被覆管の材料制限は、原子炉内に蓄積できる燃焼核燃料の量を制限する側面の 1 つです。

CRUD (Chalk River Unidentified Deposits) はChalk River Laboratoriesによって発見されました。燃焼が蓄積されるにつれて被覆管の外側に発生します。

核燃料集合体は、オンサイト貯蔵用に準備されると、乾燥され、他の集合体数十体とともに使用済み核燃料輸送キャスクに移される。その後、中間貯蔵施設または再処理施設に送られるまで、コンクリートの土台の上に数年間放置される。放射線で損傷した被覆管は非常に壊れやすいため、輸送は難しい。原子炉から取り出され、使用済み燃料プールで冷却された後、集合体の被覆管内の水素化物は、環状応力の方向に円形に向くのではなく、燃料から放射状に外向きになるように向きを変える。このため、燃料が最終的な保管場所に移動されたときにキャスクが倒れると、被覆管が非常に弱くなり、破損してキャスク内の使用済み燃料ペレットが放出される可能性がある。

ジルコニウム合金はヨウ素にさらされると応力腐食割れを起こす可能性があります。 ^[7]ヨウ素は核分裂生成物として生成され、燃料の性質によってはペレットから逃げることがあります。^{[8]ヨウ素は加圧された}ジルコニウム-4管の割れ率を増加させることが示されている。 ^[9]

マグノックス原子炉やAGR原子炉などの二酸化炭素冷却黒鉛 減速炉の場合、重要な腐食反応は二酸化炭素分子と黒鉛（炭素）が反応して一酸化炭素分子2つが形成されることです。これは、このタイプの原子炉の耐用年数を制限するプロセスの1つです。

水冷式原子炉では、放射線が水に作用すると（放射線分解）、過酸化水素と酸素が発生します。これらは、燃料被覆管やその他の配管を含む金属部品の応力腐食割れを引き起こす可能性があります。これを軽減するために、システムの酸化還元特性を調整するための腐食防止剤としてヒドラジンと水素がBWRまたはPWRの一次冷却回路に注入されます。このトピックに関する最近の開発のレビューが発表されています。^[10]

冷却材喪失事故(LOCA)では、被覆管の表面温度が 800 ～ 1400 K に達すると考えられており、燃料を冷却するために水が原子炉に再導入されるまで、被覆管はしばらくの間蒸気にさらされます。この間、高温の被覆管が蒸気にさらされると、ジルコニウムの酸化が起こり、ジルコニアよりもジルコニウムを多く含むジルコニウム酸化物が形成されます。この Zr(O) 相は α 相であり、さらに酸化するとジルコニアが形成されます。被覆管が蒸気にさらされる時間が長くなるほど、延性は低下します。延性を測る 1 つの方法は、リングを直径に沿って圧縮することです (一定の変位速度、この場合は 2 mm min ⁻¹ )。最初の亀裂が発生すると、リングが破損し始めます。最大力が加えられたときから、機械的負荷が最初の亀裂を誘発するのに必要な負荷の 80% まで低下したときまでの間に発生する伸びが、L _0.8値 (mm) です。サンプルの延性が高いほど、この L _0.8値は大きくなります。

ある実験では、ジルコニウムを蒸気中で1473 Kまで加熱し、サンプルを蒸気中でゆっくりと1173 Kまで冷却してから水中で急冷しました。1473 Kでの加熱時間が長くなるにつれて、ジルコニウムはより脆くなり、L _0.8値が低下しました。^[11]

放射線照射により鋼の特性は低下し、例えばSS316は延性や靭性が低下します。また、クリープや応力腐食割れも悪化します。この影響に関する論文は次々と発表されています。^[12]

これは、燃料が加熱されて膨張すると、ペレットの中心部が縁よりも膨張するという事実によるものです。このようにして形成された熱応力により、燃料に亀裂が生じ、亀裂は中心から縁に向かって星型のパターンを描きながら進む傾向があります。この主題に関する博士論文が、ストックホルム王立工科大学（スウェーデン）の学生によって出版されています^[13]。

燃料の割れは、事故時だけでなく、使用済み燃料が最終処分場として使用された場合にも、燃料からの放射能の放出に影響を及ぼします。割れにより燃料の表面積が増大し、核分裂生成物が燃料から放出される速度が増大します。

燃料の温度は、中心から縁までの距離の関数として変化します。中心からの距離xにおける温度 (T _{x ) は次の}式で表されます。ここで、ρ は電力密度 (W m ⁻³ )、K _{f は}熱伝導率です。

T _x = T_リム+ ρ (r_ペレット² – x ²) (4 K _f ) ⁻¹

これを説明するために、縁温度 200 °C ( BWRの標準) で、直径が異なり、出力密度が 250 Wm ⁻³である一連の燃料ペレットを上記の式を使用してモデル化しました。これらの燃料ペレットはかなり大きく、直径約 10 mm の酸化物ペレットを使用するのが一般的です。

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  1 立方メートルあたり 250 W の電力密度を持つ直径 20 mm の燃料ペレットの温度プロファイル。燃料固体の種類によって中心温度は大きく異なります。
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  1 立方メートルあたり 250 W の電力密度を持つ直径 26 mm の燃料ペレットの温度プロファイル。
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  立方メートルあたり 250 W の電力密度を持つ直径 32 mm の燃料ペレットの温度プロファイル。

異なる出力密度が中心線温度に与える影響を示すために、異なる出力レベルでの 20 mm ペレットの 2 つのグラフを以下に示します。すべてのペレット (特に二酸化ウラン) について、特定のサイズのペレットでは出力密度に制限を設ける必要があることは明らかです。これらの計算に使用された数学は、電気ヒューズの機能を説明するために使用される可能性があり、円筒形の物体全体に熱が放出されるシステムの中心線温度を予測するためにも使用できます。^[14]

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  出力密度が 1 立方メートルあたり 500 W の直径 20 mm の燃料ペレットの温度プロファイル。二酸化ウランの融点は約 3300 K であるため、酸化ウラン燃料は中心部で過熱していることがわかります。
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  1 立方メートルあたり 1000 W の電力密度を持つ直径 20 mm の燃料ペレットの温度プロファイル。二酸化ウラン以外の燃料は影響を受けません。

ペレットの加熱により、ペレットのコアから核分裂生成物の一部が失われることがあります。キセノンがペレットから急速に抜けると、被覆管と燃料の間の隙間に存在する¹³⁴ Cs と¹³⁷ Cs の量が増加します。その結果、ペレットを保持するジルカロイ管が破損すると、燃料から放射性セシウムが大量に放出されます。134 ^Csと¹³⁷ Cs は異なる方法で生成されるため、結果として 2 つのセシウム同位体は燃料ピンの異なる部分に存在することになります。

揮発性のヨウ素とキセノンの同位体は、ペレットから拡散して燃料と被覆管の間の隙間に侵入するまでに数分かかることは明らかです。ここでキセノンは長寿命のセシウム同位体に崩壊する可能性があります。

これらの核分裂収率は、核種のチャートのデータを使用して、熱中性子（0.0253 eV）を仮定して^{235 Uに対して計算されました。 [15]}

¹³⁴ Csの場合、この同位体の前駆物質は安定した¹³³ Cs であり、これはより長寿命のキセノンおよびヨウ素同位体の崩壊によって生成されます。134 ^Xeは安定した同位体であるため、中性子活性化なしでは¹³⁴ Cs は生成されません。この異なる生成モードの結果として、 ¹³⁴ Csの物理的位置は¹³⁷ Csの物理的位置と異なる場合があります。

これらの核分裂収率は、核種のチャートのデータを使用して、熱中性子（0.0253 eV）を仮定して²³⁵ Uに対して計算されました。 ^[15]

最近の研究では、さまざまなマトリックスに分散された使用済みの 20% 濃縮ウランを調べ、さまざまな同位体と化学元素の物理的な位置を特定しました。

• イットリア安定化ジルコニア( YSZ )中のウラニアの固溶体( Y:Zr 原子比 1:4)。
• YSZ とスピネル(MgAl ₂ O ₄ )の混合物によって形成された不活性マトリックス内のウラン粒子。
• YSZとアルミナの混合物によって形成された不活性マトリックス中に分散したウラン粒子。

燃料は核分裂キセノンを保持する能力が異なり、3つの燃料のうち最初の燃料は¹³³ Xeの 97% を保持し、2番目は 94% を保持しましたが、最後の燃料はこのキセノン同位体の 76% しか保持しませんでした。¹³³ Xe は長寿命の放射性同位体で、中性子によって活性化されて¹³⁴ Csになる前にペレットからゆっくりと拡散します。 寿命が短い¹³⁷ Xe はペレットから浸出する能力が低く、^{137 Xe の 99%、98%、95% がペレット内に保持されました。 また、ペレットの中心部の137} Cs濃度はペレットの縁の濃度よりもはるかに低く、揮発性の低い¹⁰⁶ Ru はペレット全体に均一に広がっていることが分かりました。 ^[16]

次の燃料は、アルミナに分散したイットリア安定化ジルコニア中のウラン固溶体の粒子で、1立方メートルあたり最大105GW日燃焼した。 ^[17]走査型電子顕微鏡（ SEM）は、アルミナと燃料粒子の界面のものである。核分裂生成物は燃料内に十分に閉じ込められており、アルミナマトリックスに入り込んだ核分裂生成物はほとんどないことがわかる。ネオジムは燃料全体に均一に広がっており、セシウムは燃料全体にほぼ均質に広がっている。キセノンの泡が存在する2つのポイントでは、セシウムの濃度がわずかに高くなっている。キセノンの多くは泡の中に存在するが、ルテニウムのほとんどはナノ粒子の形で存在する。ルテニウムのナノ粒子は、必ずしもキセノンの泡と同じ場所に存在しているわけではない。

スリーマイル島では、最近スクラムされた炉心は冷却水が不足し、崩壊熱により炉心が乾燥し、燃料が損傷した。水を使用して炉心を再冷却する試みがなされた。国際原子力機関によると、3,000MW（t）PWRの通常の冷却材放射能レベルは下の表の通りで、水で回収される前に乾燥（過熱）した原子炉の冷却材放射能も示されている。ギャップ放出では燃料/被覆管ギャップの放射能が放出され、炉心溶融放出では炉心が水で回収される前に溶融した。^[18]

使用済み燃料からの放射能の放出は、元素の揮発性によって大きく左右されます。チェルノブイリでは、キセノンとヨウ素が大量に放出されましたが、ジルコニウムの放出ははるかに少なかったです。より揮発性の高い核分裂生成物だけが容易に放出されるという事実は、炉心に深刻な損傷をもたらす事故が発生した場合に放射能の放出を大幅に遅らせるでしょう。2 つのデータ ソースを使用すると、チェルノブイリではガス、揮発性化合物、または半揮発性化合物 ( CsIなど) の形の元素が放出され、燃料と固溶体を形成する揮発性の低い元素は原子炉燃料内に残ったことがわかります。

OECD原子力機関（NEA）のチェルノブイリ事故報告書（10年後）によると、 ^[19]炉心インベントリーの次の割合が放出されました。放出された物理的および化学的形態には、ガス、エアロゾル、細かく砕かれた固体燃料が含まれます。いくつかの研究によると、核燃料が空気で加熱されると、ルテニウムは非常に移動しやすくなります。 ^[20]この移動性は再処理においてより顕著になっており、関連するルテニウムの放出があり、最も最近では2017年秋のヨーロッパでの空気中の放射能の増加が見られました。使用済み燃料の電離放射線環境と酸素の存在により、放射線分解反応により揮発性化合物のルテニウム(VIII)酸化物が生成されます。これは沸点が約40℃（104℉）で、PUREXで使用される事実上すべての燃料/炭化水素と反応する強力な酸化剤です。

空気中で加熱されたTRISO燃料と、それぞれの核種の封入に関する研究がいくつか発表されている。^[21]

クヌーセンセルで加熱された二酸化ウラン（使用済みBWR燃料由来、燃焼度65GWd t ⁻¹）からの核分裂生成物とウランの放出は繰り返し発生している。^{[4]燃料は、}酸素中で約650 Kで予備酸化の有無にかかわらず、クヌーセンセルで加熱された。希ガス の場合でも、固体のウラン酸化物からそれらを解放するには高温が必要であることがわかった。酸化されていない燃料の場合、ウランの10%を放出するのに2300 Kが必要であったが、酸化された燃料ではウランの10%を放出するのに1700 Kしか必要としない。

上記の表で使用したチェルノブイリに関する報告書によると、炉心内の以下の同位体の 3.5% が放出されました: ²³⁹ Np、²³⁸ Pu、²³⁹ Pu、²⁴⁰ Pu、²⁴¹ Pu、および²⁴² Cm。

水とジルコニウムは1200℃で激しく反応する可能性があり、同じ温度でジルカロイ 被覆管は二酸化ウランと反応してジルコニウム酸化物とウラン/ジルコニウム合金溶融物を形成する可能性があります。^[23]

フランスには、厳密に管理された条件下で燃料溶融事故を起こせる施設がある。^{[24] [25]} PHEBUS 研究プログラムでは、燃料を通常の動作温度を超える温度まで加熱することが許されており、問題の燃料はトロイダル原子炉内の特別なチャネル内にある。原子炉は、テスト燃料を照射するための駆動コアとして使用される。原子炉は通常どおり独自の冷却システムによって冷却されるが、テスト燃料には独自の冷却システムがあり、これには損傷した燃料からの放射能の放出を研究するためのフィルターと機器が取り付けられている。さまざまな条件下での燃料からの放射性同位体の放出はすでに研究されている。燃料は実験に使用された後、詳細な検査 ( PIE ) を受ける。ITUの 2004 年年次報告書では、PHEBUS (FPT2) 燃料に関する PIE の結果がセクション 3.6 に報告されている。^{[26] [27]}

LOFT （液体喪失試験）は、冷却材喪失事故の状況に対する実際の核燃料の反応を調べるための初期の試みであり、米国原子力規制委員会の資金提供を受けた。この施設はアイダホ国立研究所に建設され、基本的には商用PWRのスケールモデルであった。（50MWthコアのLOFTモデルと3000MWthの商用プラントの間で「出力/容積スケーリング」が使用された。）

当初の意図（1963～1975年）は、1件か2件の大きな（大破断）LOCAのみを研究することだった。これは、1960年代後半から1970年代前半にかけての米国の「規則制定」公聴会での主な関心事だったからである。これらの規則は、かなり様式化された大破断事故と、10CFR50（連邦規則集）の「付録K」に定められた一連の基準（燃料被覆管の酸化の程度など）に焦点を当てていた。スリーマイル島の事故の後、はるかに小さなLOCAの詳細なモデル化が同等の関心事となった。

最終的に 38 回の LOFT テストが実施され、その範囲は、広範囲の破損サイズを調査するために拡大されました。これらのテストは、LOCA の熱水力を計算するために当時開発されていた一連のコンピュータ コード (RELAP-4、RELAP-5、TRAC など) の検証に役立ちました。

• ヌレグ-1150
• 原子力

1970年から1990年にかけて、溶融した「コリウム」が水と接触したときに水蒸気爆発またはFCIが発生する可能性について、広範囲にわたる研究が行われました。多くの実験では、熱エネルギーから機械エネルギーへの変換が非常に低いことが示唆されましたが、利用可能な理論モデルでは、はるかに高い効率が可能であることが示唆されているようです。2000年にこの件について書かれたNEA / OECDレポートでは、コリウムと水の接触によって引き起こされる水蒸気爆発には4つの段階があると述べられています。^[28]

• プレミキシング
  • コリウムの噴流が水に入ると、コリウムは水滴に分解されます。この段階では、コリウムと水の間の熱接触は良好ではありません。これは、コリウムの液滴を蒸気膜が取り囲み、2つを互いに絶縁しているためです。この準安定状態は爆発せずに消滅する可能性があり、次のステップで引き起こされる可能性があります。
• トリガー
  • 外部または内部で発生したトリガー（圧力波など）により、真皮と水の間の蒸気膜が崩壊します。
• 伝搬
  • 水の加熱増加による局所的な圧力上昇により、熱伝達が促進され（通常は、より低温で揮発性の高い流体内で高温の流体が急速に断片化するため）、圧力波が大きくなり、このプロセスは自立的に実行できます。（この段階のメカニズムは、古典的なZND デトネーション波のメカニズムと同様になります）。
• 拡大
  • このプロセスにより、水全体が突然加熱されて沸騰し、圧力が上昇（簡単に言えば爆発）して、植物に損傷を与える可能性があります。

2003年に日本で行われた研究では、二酸化ウランと二酸化ジルコニウムをるつぼで溶かしてから水に加えました。その結果生じた燃料の断片化は、原子力科学技術ジャーナルに報告されています。^[29]

このテーマのレビューは^[30]で読むことができ、このテーマに関する研究は今日まで続いています。ドイツのFZKでは、コンクリートに対するテルミットの影響についての研究が行われており、これは原子炉の溶融した炉心が圧力容器の底を突き破って格納容器に流れ込む影響のシミュレーションです。^{[31] [32] [33]}

コリウム（溶融した核）は時間とともに冷えて固体に変化します。固体は時間とともに風化していると考えられています。固体は燃料含有塊と表現することができ、砂、ジルコニウム、二酸化ウランの混合物であり、非常に高温で加熱されて溶融しました^{[34] 。この}FCMの化学的性質は、いくつかの研究の対象となっています。^[35]プラント内にこの形で残っている燃料の量も検討されています。^[36]汚染を固定するためにシリコンポリマーが使用されています。

チェルノブイリの溶融物はケイ酸塩溶融物で、 Zr / U相、溶融鋼、高ウランのジルコニウムケイ酸塩の包有物が含まれていた。溶岩流は複数の種類の物質で構成されており、茶色の溶岩と多孔質セラミック物質が見つかっている。固体のさまざまな部分のウランとジルコニウムの比率は大きく異なり、茶色の溶岩ではウランに富む相が見られ、U:Zr比は19:3から約38:10である。茶色の溶岩のウランに乏しい相では、U:Zr比は約1:10である。^[23] Zr/U相の調査から、混合物の熱履歴を知ることが可能である。爆発前には、コアの一部の温度が2000℃を超え、一部の領域では温度が2400～2600℃を超えていたことがわかる。

二酸化ウラン膜は、低圧のアルゴンと酸素の混合物を使用した反応性スパッタリングによって堆積することができます。この方法は、金の表面にウラン酸化物の層を作るために使用され、その後ACインピーダンス分光法で研究されました。^[37]

腐食 電気化学者のシュースミス^[38]の研究によると、Mo - Tc - Ru - Pdナノ粒子は二酸化ウラン燃料の腐食に強い影響を及ぼします。たとえば、彼の研究では、水素（H _{2 ）濃度が高い場合（}スチール廃棄物缶の嫌気性腐食による）、ナノ粒子での水素の酸化が二酸化ウランに保護効果を発揮することを示唆しています。この効果は、金属陽極が反応して溶解するのではなく、水素ガスが消費される犠牲陽極による保護の例と考えることができます。

LOFTテスト

• INELニュース アイダホ国立工学研究所、1979年12月4日
• LOFT L2-3 テストが成功裏に完了、アイダホ国立工学研究所、1979 年 6 月
• 2 回目の液体損失小破損テストを実施、アイダホ国立工学研究所、1980 年 2 月
• [4] [5] [6] [7] [8] [9] [10]