Quantifying engineered nanomaterial toxicity: comparison of common cytotoxicity and gene expression measurements

BACKGROUND: When evaluating the toxicity of engineered nanomaterials (ENMS) it is important to use multiple bioassays based on different mechanisms of action. In this regard we evaluated the use of gene expression and common cytotoxicity measurements using as test materials, two selected nanoparticles with known differences in toxicity, 5 nm mercaptoundecanoic acid (MUA)-capped InP and CdSe quantum dots (QDs). We tested the effects of these QDs at concentrations ranging from 0.5 to 160 µg/mL on cultured normal human bronchial epithelial (NHBE) cells using four common cytotoxicity assays: the dichlorofluorescein assay for reactive oxygen species (ROS), the lactate dehydrogenase assay for membrane viability (LDH), the mitochondrial dehydrogenase assay for mitochondrial function, and the Comet assay for DNA strand breaks. RESULTS: The cytotoxicity assays showed similar trends when exposed to nanoparticles for 24 h at 80 µg/mL with a threefold increase in ROS with exposure to CdSe QDs compared to an insignificant change in ROS levels after exposure to InP QDs, a twofold increase in the LDH necrosis assay in NHBE cells with exposure to CdSe QDs compared to a 50% decrease for InP QDs, a 60% decrease in the mitochondrial function assay upon exposure to CdSe QDs compared to a minimal increase in the case of InP and significant DNA strand breaks after exposure to CdSe QDs compared to no significant DNA strand breaks with InP. High-throughput quantitative real-time polymerase chain reaction (qRT-PCR) data for cells exposed for 6 h at a concentration of 80 µg/mL were consistent with the cytotoxicity assays showing major differences in DNA damage, DNA repair and mitochondrial function gene regulatory responses to the CdSe and InP QDs. The BRCA2, CYP1A1, CYP1B1, CDK1, SFN and VEGFA genes were observed to be upregulated specifically from increased CdSe exposure and suggests their possible utility as biomarkers for toxicity. CONCLUSIONS: This study can serve as a model for comparing traditional cytotoxicity assays and gene expression measurements and to determine candidate biomarkers for assessing the biocompatibility of ENMs.1R01GM84702-01 - National Institute of General Medical Science

Results of the LOCA bundle test QUENCH-L4 with pre-hydrogenated M5® claddings (SR-7712)

Ergebnisse des unter Bedingungen eines LOCA-Störfalls ausgeführten Versuches QUENCH-LOCA-4 mit hydrierten M5®-Hüllrohren Der QUENCH-L4-Bündelversuch wurde im Rahmen der QUENCH-LOCA-Testserie durchgeführt. Das Ziel der Testreihe ist die Untersuchung von Dehnung, Bersten, Oxidation und sekundärer Hydrierung der Hüllrohre unter repräsentativen Auslegungsstörfallbedingungen sowie der Einfluss dieser Parameter auf die mechanischen Eigenschaften dieser Rohre. Mit den Versuchen dieser Serie wird das Verhalten von verschiedenen Hüllrohrmaterialien mit und ohne Vorhydrierung untersucht. Für den QUENCH-L4-Versuch wurden M5®-Hüllrohre (Außendurchmesser: 10,75 mm) mit etwa 100 gew. ppm Wasserstoff vorbelastet. Die Bündelkonfiguration und das Testprotokoll waren ähnlich dem Referenztest QUENCH-L2, der mit nicht vorbehandelten M5®-Hüllrohren durchgeführt wurde. Spezifisches Ziel des QUENCH-L4-Tests war die Untersuchung des Verhaltens der vorhydrierten Hüllrohre, mit speziellem Fokus auf die Auswirkungen des Berstens dieser Rohre auf deren sekundäre Hydrierung. Der Test wurde am Karlsruher Institut für Technologie (KIT) am 30. Juli 2014 erfolgreich durchgeführt. Zu Beginn des Experiments wurde zunächst die Teststrecke stabilisiert. Hierzu wurde das Bündel erwärmt mit einer elektrischen Leistung von 3,6 kW, einer Gasströmung von 6 g/s Argon sowie 2 g/s überhitzten Dampfes bis eine maximale Hüllrohrtemperatur von etwa 850 K erreicht war. Während dieser Stabilisierungsphase (mit einer Dauer von 1700 s) wurden die Stäbe bis auf 55 bar mit Krypton beaufschlagt. In der sich anschließenden Aufheizphase wurde die elektrische Leistung auf 60 kW erhöht, und diese Testphase dauerte 82 s. Während dieser Zeit stiegen die Temperaturen von ihren Anfangswerten (d.h. denen am Ende der Stabilisierungsphase) bis zu einem Maximum von 1352 K. Die durchschnittliche Aufheizgeschwindigkeit betrug 6,7 K/s. Die erhöhte Duktilität der erwärmten Hüllrohre führte zu deren fortschreitender Dehnung und anschließendem Bersten aller Rohre. Die Bersttemperatur betrug 1107 ± 27 K (etwa 30 K niedriger als im QUENCH-L2-Test). Das Experiment wurde mit einer Leistungsreduzierung auf 3,5 kW (Modellierung der Zerfallswärme) und Einführung von Dampf bei einem Nennwert von 20 g/s fortgesetzt (Abkühlphase). In dieser Phase fand eine Abkühlung auf etwa 980 K statt. Die darauf folgende Abschreckphase erfolgte vom Bündelboden aus mit einer Wassereinspeisung von bis zu 100 g/s (entspr. 3,3/g/s/Effektivstab). Das vollständige Abschrecken wurde nach 300 s erreicht. Aufnahmen nach dem Versuch mit einem Videoskop vom Bündelinneren zeigen Ballooning-Bereiche typischerweise in den heißesten Bündelebenen zwischen 900 und 950 mm. Das Bündel wurde demontiert und die geometrischen Parameter aller Stäbe wurden mit einem Laserscanner bestimmt; die gemessenen Hüllrohr-Umfangsdehnungen im Berstbereich lagen zwischen 18% und 30%. Bei allen Stäben konnten kleine Verbiegungen in den radialen Ebenen, die durch die Berstöffnungen gingen, festgestellt werden. Mit Ultraschallmessungen wurde die Verminderung der Hüllrohrwandstärke in der Nähe von Berstöffnungen bestimmt. Die axiale und radiale Verteilung sowie die Stärke von Oxidschichten an den Hüllrohren wurden durch Wirbelstromverfahren ermittelt; die maximale Dicke von ZrO2 - in Kombination mit α-Zr(O) -Schichtenbetrug etwa 25 μm. Die Bestimmung der Konzentration und Verteilung von absorbiertem Wasserstoff wurde mit Hilfe der Neutronentomographie durchgeführt; eine maximale Wasserstoffkonzentration von ca. 1500 wppm wurde oberhalb der Berstöffnung (sekundäre Hydrierung) des zentralen Stabes gemessen. Die Messung der mechanischen Eigenschaften und die Bestimmung der Restduktilität wurden durch Zugversuche mit Hüllrohrsegmenten von ca. 800 mm bewerkstelligt; bei den äußeren Stäben zeigten sich Sprödbrüche bei Spannungen von etwa 500 MPa hauptsächlich aufgrund der Spannungskonzentration an den Spitzen von Berstöffnungen. Die Mehrheit der inneren Stäbe versagte durch Einschnürung in weitem Abstand von der Berstöffnung; nur drei innere Hüllrohre brachen aufgrund sekundärer Hydrierung. Mikrostrukturuntersuchungen von Hüllrohren und Hydriden-Verteilung wurden mittels XRD- und EBSDVerfahren durchgeführt

Hafnium Oxidation at High Temperature in Steam

To assess the potential impact of using hafnium as absorber material in LWRs in high temperature accidental situations, the oxidation behavior of hafnium was studied up to 1400 °C, i.e. at temperature conditions relevant to severe accidents. Different sample geometries were tested and oxidized in steam/argon mixtures, either in a furnace or in a thermogravimetric analyzer. Metallographic examinations, hydrogen measurements and EPMA oxygen profiles were then performed. For hafnium rods/discs, metallographic examinations showed the presence of a dense and protective oxide film after steam oxidation. No or little hydrogen was detected in the metallic part of the rod/disc specimens. The reaction rate can be described by a parabolic law in the tested temperature range in the mid-to-long term, and the value of the effective activation energy determined from the experimental data in steam is in good agreement with the ones published in the literature. The diffusion coefficient of oxygen in hafnium was estimated at each temperature by fitting the experimental oxygen profile obtained on hafnium rods and its temperature dependence is derived in the temperature range 700-1400 °C. The hafnium claddings produced for the application in integral bundle tests exhibited a lower resistance to steam oxidation than hafnium rods/discs. Metallographic examinations showed a non-protective layer and a significant hydrogen amount was picked up by hafnium claddings. Above 800 °C, the oxidation rate for hafnium claddings follows a cubic to quartic law and the effective activation energy was determined in the temperature range 800-1100 °C. These tests highlighted the influence of the surface conditions on the oxidation rate of hafnium in steam. However, hafnium oxidation rate remains well below the oxidation rate of zirconium alloys in the same temperature range

Overview of severe accident research activities performed in the Lacomeco Project at Karlsruhe Institute of Technology

Paper presented at the 9th International Conference on Heat Transfer, Fluid Mechanics and Thermodynamics, Malta, 16-18 July, 2012.The LACOMECO platform provides European organizations access to experimental facilities at Karlsruhe Institute of Technology (KIT) designed to study the remaining severe accident safety issues, including the coolability of a degraded reactor core, corium coolability in the reactor pressure vessel, melt dispersion to the reactor cavity, and hydrogen mixing and combustion phenomena in the containment. The KIT facilities are unique in its specified field and the experiments are designed to complement other European experimental platforms to form a coherent European nuclear experimental network. The LACOMECO platform includes: 1) QUENCH facility designed for the investigation of early and late phases of core degradation in prototypical geometry for different reactor designs and cladding alloys; 2) LIVE facility, a large-scale 3D facility for the investigation of melt pool behavior in the lower head of reactor pressure vessel; 3) DISCO facility, the only operating facility worldwide able to investigate the melt dispersion to the reactor cavity and direct containment heating; 4) HYKA facility with a number of large and medium scale experimental test vessels addressing hydrogen behavior in containment under well controlled conditions. Six experiments were defined in the LACOMECO project addressing the high and medium priority safety issues defined by the Severe Accident Research Priorities (SARP) group of the Severe Accident Research Network of Excellence (SARNET). Three experiments have already been performed, the main results obtained are discussed in the paper: - QUENCH-16 test in the QUENCH facility test aimed at study the slow oxidation of fuel rod bundle in air; - DISCO-FCI test in the DISCO facility aimed at investigation of ex-vessel fuel coolant interaction; - HYKA-DETHYD tests in the HYKA facility aimed at investigation of the critical layer thickness for hydrogen- air detonation propagation in semi-confined geometry. Three experiments will be performed in 2012, the main objectives and the status of the preparation are presented: - LIVE-CERAM test in the LIVE facility test aimed at examination of the dissolution kinetics of KNO3 ceramic crust by KNO3/NaNO3 melt; - HYKA-HYGRADE test in the HYKA facility aimed at investigation of hydrogen combustion in hydrogen concentration gradients and with obstructed geometries prototypical of conditions in LWR containments: - HYKA-UFPE test in the HYKA facility aimed at scaling- down of hydrogen combustion phenomena in nuclear power plant containments for numerical code validations.dc201