a energia nuclear hoje

7/30/2019 A Energia Nuclear Hoje

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UNIVERSIDADE FEDERAL DO RIO GRANDE DO SUL

ESCOLA DE ENGENHARIA

DEPARTAMENTO DE ENGENHARIA NUCLEAR

CURSO DE ESPECIALIZAO EM CINCIAS RADIOLGICAS

A ENERGIA NUCLEAR HOJE:

UMA ANLISE EXPLORATRIA

Alberto Ricardo Prss

Porto Alegre2007


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Alberto Ricardo Prss

A ENERGIA NUCLEAR HOJE:

UMA ANLISE EXPLORATRIA

Porto Alegre2007

Monografia apresentada comoparte dos requisitos para obtenodo Grau de Especialista emCincias Radiolgicas.

Orientador: Prof. Dr. Volnei Borges


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Juliana


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AGRADECIMENTOS

A Juliana Tonet, minha amada.

A Josefina Tonet, me da Juliana.

Ao Prof. Alfredo Castro pelo incentivo em prosseguir nos estudos.

Ao Grupo Universitrio pelo emprego que me propiciou diversasconquistas.

A UFRGS por ser minha casa h mais de 15 anos.

Ao DENUC pelo curso que acabo de concluir.

Ao Instituto de Fsica da UFRGS pela bela formao que obtive.

Ao povo brasileiro, por ter pagado boa parte dos meus estudos at hoje.


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LISTA DE ILUSTRAESREFERNCIA

BIBLIOGRFICAPg.

Figura 0.1 - Figura 0.1 Senhor Burns 4 1Figura 0.2 Capa da Revista Super Interessante deJulho/07

4 1

Figura 0.3 Emisso de gases causadores do efeito estufadevido gerao de eletricidade

18 1

Figura 1.1 Evoluo histrica do nmero de reatorescomerciais

18 4

Figura 3.1 Uma tpica fisso nuclear 18 11Figura 3.2 Reao em Cadeia 4 14Figura 3.3 Reator PWR 6 20Figura 3.4 Reator BWR 6 21

Figura 3.5 Reator RBMK (reator pressurizado da guacom canaletas individuais de combustvel), utilizado emChernobyl

26 21

Figura 3.6 Tipos de reatores em uso no mundo 18 22Figura 3.7 Um exemplo de reator de quarta gerao 27 22Figura 4.1 O ciclo do combustvel nuclear 19 24Figura 4.2 Principais reservas de urnio no mundo 28 27Figura 4.3 Localizao das reservas brasileiras de urnio 28 29Figura 4.4 - Ultracentrfuga usada pelo Brasil 3 32Figura 5.1 Bloco de vidro rejeitos HLW 18 35Figura 5.2 Comparao entre vrias fontes de rejeitos -Valores por ano a Europa

18 37

Figura 6.1 Comparao de riscos a sade para diversossistemas energticos

18 44

Figura 6.2 O reator RBMK de Chernobyl 4 47Figura 6.3 Conteno de Angra I e Angra II 4 55Figura 6.4 - O Edifcio do Reator, construdo em concreto eenvolvendo a Conteno de ao, a quarta barreira fsicaque serve para impedir a sada de material radioativo para omeio ambiente e, alm disso, protege contra impactosexternos (queda de avies e exploses)

4 56

Figura 7.1 Participao percentual dos cursos 11 62Figura 7.2 Idade dos entrevistados 11 63Figura 7.3 Grau de instruo dos entrevistados 21 69Figura 7.4 Voc moraria numa cidade que tenha umausina nuclear?

21 70

Figura 7.5 O Brasil deveria investir no desenvolvimento deenergia nuclear mais limpa e segura para futuro uso em suamatriz energtica?

21 70

Figura 7.6 - Existem mais de 400 usinas nucleares noMundo. Nos prximos 10 anos como voc avalia o risco deum acidente srio envolvendo alguma dessas usinas?

21 72


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LISTA DE TABELASREFERNCIA

BIBLIOGRFICAPg.

Tabela 2.1 - Gerao de energia eltrica mundial 18 7Tabela 2.2 Reatores nucleares no mundo (maio de 2007) 24 8Tabela 2.3 - Gerao de energia eltrica no Brasil 3 9Tabela 3.1 - Energia de cada fisso do U-235 = 200MeV 17 13Tabela 3.2 - Quantidade de combustvel para manter umafamlia durante um ms

5 13

Tabela 3.3 Combinaes de Moderador e Refrigerante 17 19Tabela 3.4 Reatores de potncia 17 20Tabela 4.1 Aplicaes do urnio enriquecido 17 25Tabela 4.2 Reservas mundiais de urnio 19 28Tabela 4.3 Urnio comercial e capacidade de

enriquecimento (tSWU/ano)

18 31

Tabela 5.1 Principais HLW (resduos de alto nvel) 18 36Tabela 5.2 Produo anual de resduos radioativos (m3 porano) gerada por uma planta de 1.000MWe

18 36

Tabela 6.1 - Escala Internacional de Eventos Nucleares(INES)

18 41

Tabela 7.1 - Auto-avaliao sobre conceitos de energianuclear

15 60

Tabela 7.2 - Expresses mais citadas 15 60Tabela 7.3 - Vantagens citadas 15 60Tabela 7.4 - Desvantagens citadas 15 61Tabela 7.5 - Possibilidade de residir perto de usinasnucleares

15 61

Tabela 7.6 - Gerao de energia eltrica 15 61Tabela 7.7 Primeiro sentimento relativo radioatividade epercentual de rejeio

11 63

Tabela 7.8 Definio de Radioatividade: nmero derespostas e percentuais

11 63

Tabela 7.9 Conhecimento sobre a Radioatividade Natural 11 64Tabela 7.10 - Das aplicaes da radioatividade, valoresnumricos de respostas afirmativas por orientao e

percentuais por grupo. Os itens e valores em itlicos no soaplicaes nucleares

11 65

Tabela 7.11 - Para termos mais eletricidade para suprir asnecessidades do Brasil nos prximos 25 anos, novas usinasgeradoras precisaro ser construdas. Empresas e agnciasgovernamentais precisam iniciar o planejamento hoje em dia.Como voc deseja que seja a escolha da fonte de energia?

21 71

Tabela 7.12 Termos mais citados 21 72


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SUMRIO

INTRODUO 1

CAPTULO 1 - BREVE REVISO HISTRICA 3

CAPTULO 2 - A ENERGIA NUCLEAR HOJE 72.1 USINAS NUCLEARES EM CONSTRUO 9

CAPTULO 3 - CONCEITOS BSICOS SOBRE REATORESNUCLEARES

11

3.1 O PROCESSO DE FISSO NUCLEAR 113.2 ENERGIA LIBERADA NA FISSO NUCLEAR 13

3.3 A MASSA CRTICA E A REAO EM CADEIA 143.4 CARACTERSTICAS DOS REATORES DE FISSO NUCLEAR 153.4.1 Tipos de reatores 173.4.2 Reatores nucleares de quarta gerao 22

CAPTULO 4 - O COMBUSTVEL NUCLEAR 234.1 INTRODUO 234.2 O ENRIQUECIMENTO DO URNIO 254.3 OCORRNCIA DO URNIO NO MUNDO 274.4 O TRIO (Th-232) 294.5 PRINCIPAIS PASES ENRIQUECEDORES 30

4.6 FABRICAO DE ELEMENTOS COMBUSTVEIS 324.7 CUSTO DO CICLO DO COMBUSTVEL 33

CAPTULO 5 - OS SUBPRODUTOS DA FISSO NUCLEAR: O LIXO 345.1 ORIGENS DOS REJEITOS RADIOATIVOS 355.2 O DESTINO FINAL 375.2.1 Contaminao do ar 385.2.2 Contaminao da gua 385.3 O DESCOMISSIONAMENTO 39

CAPTULO 6 - SEGURANA NAS USINAS NUCLEARES 40

6.1 INTRODUO 406.2 ESCALA INTERNACIONAL DE ACIDENTES NUCLEARES 416.3 ANLISES DE SEGURANA 426.4 AVALIAES DE RISCOS DAS USINAS NUCLEARES ORIENTADAPELO PRINCPIO DA PRECAUO

42

6.5 REATORES COMERCIAIS E SUAS DEFICINCIAS 456.6 ACIDENTES IMPORTANTES 466.6.1 Chernobyl 466.6.2 Acidente em Three Mile Island 506.7 ATOS DE SABOTAGEM E TERRORISMO 526.8 RAZO E EMOO EM TORNO DA TECNOLOGIA NUCLEAR 57

CAPTULO 7 - PERCEPO PBLICA SOBRE ENERGIA NUCLEAR 587.1 PESQUISA NMERO UM 59


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7.2 PESQUISA NMERO DOIS 627.3 AIEA REVELA MAIOR ACEITAO DA ENERGIA NUCLEAR 667.4 ENQUETE FEITA PARA O PRESENTE TRABALHO 687.5 ANLISE DAS PESQUISAS 73

CAPTULO 8 - CONCLUSES 74

REFERNCIAS BIBLIOGRFICAS 75

APNDICE A FORMULRIO DA ENQUETE ONLINE 79

ANEXO A - ENERGIA NUCLEAR VOLTA COMO OPO MAIS "LIMPA" 82ANEXO B - NUCLEAR POWER IN BRAZIL 90


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1

INTRODUO

Aps um perodo de intenso desenvolvimento em escala internacional, a gerao

de energia eltrica a partir de fonte nuclear atravessou uma fase de baixo crescimento,

em decorrncia, principalmente, de dois acidentes com usinas nucleares: Three Mile

Island (EUA, 1979) e Chernobyl (Ucrnia, 1986).

Figura 0.1 Senhor

Burns, dono de uma

usina nuclear no seriado

Os Simpsons, da Fox.

Sempre retratado como

vilo.

Figura 0.2 Capa da Revista Super Interessante de Julho

de 2007, mostrando o vilo que virou heri

Entretanto, as alteraes climticas do planeta, devido emisso de gases

causadores do efeito estufa produzidos, entre outros, pela operao de usinas

termeltricas; a previso de escassez de petrleo e a contnua elevao do seus

preos; a necessidade de garantia de abastecimento de combustveis; as instabilidades

geopolticas internacionais, e a necessidade de diversificao da matriz energtica e de

reduo de fontes externas de abastecimento vm motivando a reconsiderao, em

vrios pases, da viabilidade de incremento da utilizao da energia nuclear.


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2

Figura 0.3 Emisso de gases causadores do efeito estufa devido gerao

de eletricidade

No presente trabalho, so feitas algumas anlises genricas da situao da

energia nuclear no Brasil e no Mundo. Pela natureza do texto (monografia), no se

pretendeu um grande aprofundamento (o que acarretaria em muito mais tempo de

execuo) e nem um ineditismo. A idia foi apresentar elementos para que o leitor

possa ter um quadro geral da energia nuclear em 2007. Muitos trechos so adaptaes

de fontes checadas e alguns so frutos de posicionamento do autor.


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CAPTULO 1

BREVE REVISO HISTRICA

A radioatividade artificial foi obtida pela primeira vez em 1934, com os trabalhos

de Frederick e Irene Joliot-Curie.

Em 1935, Enrico Fermi comeou uma srie de experincias em que foram

produzidos artificialmente ncleos radioativos, pelo bombardeamento com nutrons de

vrios elementos. Alguns dos seus resultados sugeriram a formao de elementos

transurnicos. O que eles observaram foi a fisso nuclear, mais tarde comprovado porOtto Hahn.

Durante a Segunda Guerra Mundial, as pesquisas na Europa e nos EUA viraram

assunto militar, culminando com as bombas nucleares de Hiroshima e Nagazaki.

Depois da guerra, os EUA procuraram desenvolver um programa que

preservasse a supremacia americana na tecnologia militar com finalidades pacficas.

Em 1951 entrou em operao um pequeno reator em Idaho Falls, para pesquisar

as propriedades regeneradoras de um reator rpido. At 1963 ele sempre forneceu

energia eltrica para o seu prprio edifcio.

Esse reator foi construdo pelo Laboratrio Nacional de Argonne da Universidade

de Chicago e em 1955-1956 manteve a primeira cidade da histria totalmente iluminada

com energia eltrica proveniente de uma central nuclear. Era a cidade de Arco, em

Idaho.

Em 1953 o Presidente Eisenhower lanou o programa tomos para a Paz,

propondo colaboraes internacionais para desenvolver o uso pacfico da energia

nuclear. Um pouco antes os soviticos haviam explodido a primeira bomba atmica

no-americana.

Em 1957 foi fundada em Viena a Agencia Internacional de Energia Atmica, para

controlar o desenvolvimento mundial da energia atmica.

Em 1957 os primeiros submarinos nucleares entraram em operao.

Em 1956 a Westinghouse construiu o primeiro reator comercial dos EUA, em

Shippingport, Pennsylvania. Ele operou at 1982.

O primeiro reator europeu entrou em operao em Moscou, no ano de 1946.


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Em 1954 os soviticos inauguraram a primeira planta nuclear de potencia.

Na dcada de 1960, tivemos o amadurecimento da tecnologia de reatoresnucleares e diversos pases entraram no chamado clube nuclear.

No Brasil, h 25 anos ocorreu o primeiro sincronismo ao sistema eltrico

produo de energia eltrica para abastecimento de uma rede na usina de Angra 1,

tornando a data um marco histrico da energia nuclear no pas. Neste tempo, Angra 1

produziu 56.462.110 MWh, energia suficiente para abastecer uma cidade como o Rio

de Janeiro por trs anos e meio.

Figura 1.1 Evoluo histrica do nmero de reatores comerciais

A procura da tecnologia nuclear no Brasil comeou na dcada de 50, com o

pioneiro nesta rea, Almirante lvaro Alberto, que entre outros feitos criou o Conselho

Nacional de Pesquisa, em 1951, e que importou duas ultra-centrifugadoras da

Alemanha para o enriquecimento do urnio, em 1953.Nas dcadas seguintes o pas no passou da instalao de alguns centros de

pesquisas na rea nuclear.

A deciso da implementao de uma usina termonuclear no Brasil aconteceu em

1969, quando foi delegado a Furnas Centrais Eltricas S.A. a incumbncia de construir

nossa primeira usina nuclear. muito fcil concluir que em nenhum momento se

pensou numa fonte para substituir a energia hidrulica, da mesma maneira que tambm

aps alguns anos, ficou bem claro que os objetivos no eram simplesmente o domnio


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de uma nova tecnologia. Estvamos vivendo dentro de um regime de governo militar e

o acesso ao conhecimento tecnolgico no campo nuclear permitiria desenvolversubmarinos e armas. O Programa Nuclear Paralelo, somente divulgado alguns anos

mais tarde, deixou bem claro as intenes do pas em dominar o ciclo do combustvel

nuclear, tecnologia esta somente do conhecimento de poucos pases no mundo.

Em junho de 1974, as obras civis da Usina Nuclear de Angra 1 estavam em

pleno andamento quando o Governo Federal decidiu ampliar o projeto, autorizando

Furnas a construir a segunda usina.

Em 1975, com a justificativa de que o Brasil j apontava escassez de energia

eltrica para breve, uma vez que o potencial hidroeltrico j se apresentava quase que

totalmente instalado, foi assinado com a Alemanha o Acordo de Cooperao Nuclear,

pelo qual o Brasil compraria oito usinas nucleares e obteria toda a tecnologia

necessria ao seu desenvolvimento nesse setor.

Angra 1 encontra-se em operao desde 1982 e fornece ao sistema eltrico

brasileiro uma potncia de 657 MW. Angra 2, aps longos perodos de paralizao nas

obras, iniciou sua gerao entregando ao sistema eltrico mais 1300 MW, o dobro de

Angra 1.A Central Nuclear de Angra est pronta para receber sua terceira unidade.

Em funo do acordo firmado com a Alemanha, boa parte dos equipamentos desta

usina j esto comprados e estocados no canteiro da Central, com as unidades 1 e 2

existentes, praticamente toda a infra-estrutura necessria para montar Angra 3 j existe,

tais como pessoal treinado e qualificado para as reas de engenharia, construo e

operao, bem como toda a infra-estrutura de canteiro e sistemas auxiliares externos.

Por isso, considera-se acertada a deciso de construo de Angra 3, conforme jexposto no CAPTULO 1.

Brasil e Frana assinaram, em 2002 , um acordo de cooperao para utilizao

da energia nuclear para fins pacficos.

A Frana ira participar financeiramente do projeto de Angra 3 e poder contribuir

com a venda de equipamentos adicionais e, sobretudo em termos de cooperao

tcnica e treinamento de pessoal.


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O interesse dos franceses nesse projeto nuclear pode ser explicado pelo fato de

que a estatal francesa Framatom comprou 80% da Siemens, fabricante do reator

comprado pelo Brasil.


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CAPTULO 2

A ENERGIA NUCLEAR HOJE

As usinas nucleares participam com cerca de 16% do total da energia eltrica

produzida no mundo, embora correspondam a apenas 12% da capacidade eltrica

instalada. Isso indica que a maior parte das usinas nucleares opera com fatores de

utilizao superiores aos das usinas eltricas convencionais.

Tabela 2.1 - Gerao de energia eltrica mundial

Tipo de Usina Participao

Carvo 40,1

Gs 19,4

Hidreltricas 15,9

Nuclear 15,8leo 6,9

Outros 1,9

Total 100,0

Fonte: Agncia Internacional de Energia Atmica - AIEA


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Tabela 2.2 Reatores nucleares no mundo (maio de 2007)GERAO DE

ELETRICIDADEPOR USINASNUCLEARES

OPERAO CONSTRUO PLANEJADOS PROPOSTOS CONSUMO

DE URNIO

billionkWh

% e No. MWe No. MWe No. MWe No. MWe t

Argentina 7.2 6.9 2 935 1 692 0 0 1 700 135Armenia 2.4 42 1 376 0 0 0 0 1 1000 51Belgium 44.3 54 7 5728 0 0 0 0 0 0 1079Brazil 13.0 3.3 2 1901 0 0 1 1245 4 4000 338Bulgaria 18.1 44 2 1906 0 0 2 1900 0 0 255Canada* 92.4 16 18 12595 2 1540 4 4000 0 0 1836China 51.8 1.9 11 8587 4 3170 23 24500 54 42000 1454China:Taiwan

38.3 20 6 4884 2 2600 0 0 0 0 906

CzechRepublic

24.5 31 6 3472 0 0 0 0 2 1900 550

Egypt 0 0 0 0 0 0 0 0 1 600 0

Finland 22.0 28 4 2696 1 1600 0 0 0 0 472France 428.7 78 59 63473 0 0 1 1630 1 1600 10368Germany 158.7 32 17 20303 0 0 0 0 0 0 3486Hungary 12.5 38 4 1773 0 0 0 0 0 0 254India 15.6 2.6 17 3779 6 2976 4 2800 15 11100 491Indonesia 0 0 0 0 0 0 0 0 4 4000 0Iran 0 0 0 0 1 915 2 1900 3 2850 143Israel 0 0 0 0 0 0 0 0 1 1200 0Japan 291.5 30 55 47577 2 2285 11 14945 1 1100 8872Kazakhstan 0 0 0 0 0 0 0 0 1 300 0Korea DPR(North)

0 0 0 0 0 0 1 950 0 0 0

Korea RO(South)

141.2 39 20 17533 1 950 7 8250 0 0 3037

Lithuania 8.0 69 1 1185 0 0 0 0 1 1000 134Mexico 10.4 4.9 2 1310 0 0 0 0 2 2000 257Netherlands 3.3 3.5 1 485 0 0 0 0 0 0 112Pakistan 2.6 2.7 2 400 1 300 2 600 2 2000 64Romania 5.2 9.0 1 655 1 655 0 0 3 1995 92Russia 144.3 16 31 21743 5 2720 8 9600 18 21600 3777Slovakia 16.6 57 5 2064 2 840 0 0 0 0 299Slovenia 5.3 40 1 696 0 0 0 0 1 1000 145South Africa 10.1 4.4 2 1842 0 0 1 165 24 4000 332Spain 57.4 20 8 7442 0 0 0 0 0 0 1473Sweden 65.1 48 10 9076 0 0 0 0 0 0 1468Switzerland 26.4 37 5 3220 0 0 0 0 0 0 575Turkey 0 0 0 0 0 0 3 4500 0 0 0

Ukraine 84.8 48 15 13168 0 0 2 1900 20 21000 2003UnitedKingdom

69.2 18 19 10982 0 0 0 0 0 0 2021

USA 787.2 19 103 98254 1 1155 2 2716 21 24000 20050Vietnam 0 0 0 0 0 0 0 0 2 2000 0

WORLD 2658 16 437 370,040 30 22,398 74 81,601 182 151,345 66,529FONTE: AIEAOperando = conectados a rede de distribuioConstruo = em fase real de construoPlanejados = aprovados e com fundos alocados, com definio de local, mas suspensosPropostos = inteno de construir, mas sem recursos alocados e/ou aprovao


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Tabela 2.3 - Gerao de energia eltrica no Brasil

Tipo de Usina Gerao total (junho/2005 a maio/2006)(MW) %

Hidreltricas 42.771,9 92,1

Gs 1.654,9 3,6

Nuclear 1.360,9 2,9

Carvo 482,2 1,0

leo 162,1 0,4

Totais 46.432,0 100,00Fonte: Operador Nacional do Sistema Eltrico ONS

2.1 USINAS NUCLEARES EM CONSTRUO

Previstas para serem retomadas no ltimo trimestre de 2007, as obras de Angra

3 finalmente deixaro de ser apenas planos. Com a aprovao do Conselho Nacional

de Poltica Energtica (CNPE), na reunio do dia 25 de junho de 2007, a construo da

terceira usina nuclear do Brasil se tornou uma realidade, com o seu trmino

programado para 2013.

Nesta reunio, foram apresentados os estudos do Plano Nacional de Energia

(PNE-2030), elaborados pela Empresa de Pesquisa Energtica (EPE), sob a

coordenao Ministrio de Minas e Energia.

O plano indica que o pas, possivelmente, precisar de quatro novas usinas

nucleares at 2030, sem contar Angra 3, para atender a demanda de energia. Ele no

determina o total de usinas a serem construdas, mas representa uma viso estratgia

do Governo sobre as necessidades futuras do Brasil. De acordo com o plano, o pas

necessitar gerar mais 5.300 MWh de energia nuclear nos prximos 23 anos, incluindo

os 1.350 MWh de Angra 3, e dos cerca de 2.000 MWh atualmente gerados por Angra 1

e Angra 2.

At 2005, os Estados Unidos (com 104 usinas em operao e nenhuma em

construo) ampliaram em 20 anos a vida til de 39 dessas usinas (43.380 MW de


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potncia instalada), o que equivale, em termos de gerao futura, construo de 21

novas usinas de 1000 MW cada uma, sem os custos de projeto, construo, montageme comissionamento.

Em 2005, oito novos reatores iniciaram sua operao comercial no Japo,

Rssia, Ucrnia, ndia e Coria do Sul; um foi religado no Canad e dois foram

fechados, um na Alemanha e outro na Sucia.

Pesquisas realizadas na Gr-Bretanha verificam que o pblico em geral aceitaria

uma poltica energtica que combinasse a energia renovvel com construo de novas

usinas nucleares.

Um relatrio da Ontrio Power Authority (rgo regulador do Canad), a pedido

do governo, prope que a gerao de energia eltrica de fonte nuclear seja mantida no

mesmo patamar atual at 2025. Isso implica em construo de novas usinas, na

ampliao de vida til das existentes ou no religamento de unidades desativadas.

Foram publicados recentemente novos estudos sobre o custo da gerao

nuclear, entre eles o New Economics of Nuclear Power da World Nuclear Association

(WNA), onde este valor mais barato entre todos os outros combustveis.


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11

CAPTULO 3

CONCEITOS BSICOS SOBRE REATORES NUCLEARES

3.1 O PROCESSO DE FISSO NUCLEAR

Somente se produz fisso nuclear em certos ncleos de numero atmico e

mssico elevado, sendo um fator que contribui de modo importante o alto valor de Z(numero atmico) e, por conseguinte, o da fora repulsiva existente no interior do

ncleo. No processo de fisso, o ncleo composto excitado, que se forma aps a

absoro de um nutron, se divide em dois ncleos mais rpidos, denominados

fragmentos de fisso. Quando a energia cintica do nutron incidente pequena, ou

seja, um nutron lento, os dois fragmentos geralmente possuem massas diferentes.

Dito de outra forma, a fisso simtrica por nutrons lentos rara; na maioria das fisses

provocadas por nutrons lentos, a relao de massas dos fragmentos de fisso

aproximadamente de 2 a 3.

Figura 3.1 Uma tpica fisso nuclear

Somente trs ncleos (U-233, U-235 e Pu-239), possuem estabilidade suficiente

para poderem ser armazenados durante um longo tempo e so fissionveis por


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nutrons de todas as energias, desde valores trmicos at milhes de eletro-volt. Dos

trs, unicamente o U-235 existe na Natureza; os outros dois so produzidosartificialmente a partir do U-238 e Th-232, por captura neutrnica seguida de duas

desintegraes beta. So conhecidas algumas espcies mais capazes de experimentar

a fisso de nutrons de qualquer energia, porm so fortemente radioativas e se

desintegram to rapidamente que no oferecem valor prtico para obteno de energia

nuclear.

Alem dos nucldeos fissionveis por nutrons de qualquer energia, existem

outros que requerem nutrons rpidos para produzir fisso, destacando-se entre eles o

Th-232 e o U-238.

Do ponto de vista da utilizao da energia nuclear, a importncia do processo de

fisso se direciona em dois caminhos. O primeiro que nesse processo se libera uma

grande quantidade de energia por unidade de massa de combustvel nuclear, e

segundo que a reao de fisso, iniciada por nutrons, origina a liberao de mais

nutrons. Esta combinao , justamente, o que faz possvel o projeto de um reator

nuclear, onde se estabelece a reao em cadeia, autossustentada, com produo

contnua de energia. Uma vez iniciada a fisso de alguns ncleos, mediante uma fonteexterna de nutrons, os nutrons produzidos na reao se propagam a outros ncleos.

Deve-se notar, entretanto, que uma reao autossustentada somente possvel com

certos ncleos fissionveis. Nem o Th-232, nem o U-238 podem manter uma reao em

cadeia, devido a baixa probabilidade de fisso.

A liberao de nutrons no processo de fisso ocorre porque o ncleo composto

U-236, que se forma quando o ncleo de U-235 captura um nutron, a relao de

nutrons e prtons da ordem de 1,57; em conseqncia, ao cindir-se esse ncleo emdois fragmentos com numero de massa compreendidos entre 95 e 140, a relao

nutron/prton deve ter o mesmo valor nos produtos. Se os ncleos produzidos por

fisso dispem de energia de excitao suficiente, podem emitir nutrons, tendendo

com isso a adquirir maior estabilidade.


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3.2 ENERGIA LIBERADA NA FISSO NUCLEAR

Para determinar a quantidade de energia liberada por fisso de um ncleo

atmico, uma das formas determinar a diminuio de massa, a partir das massas

iniciais, e aplicar a relao massa-energia de Einstein E=mc , onde:

E o equivalente energtica da massa m e c a rapidez da luz no vcuo.

Tabela 3.1 - Energia de cada fisso do U-235 = 200MeV

MeV

Energia cintica do fragmento da fisso 166

Nutrons 5

Raios gama imediatos 7

Raios gama dos produtos da fisso 7

Partculas beta 7

Neutrinos 10

Fonte: Murray, 2004

Por comparao, vejamos a quantidade de energia liberada por outras fontes de

energia:

Tabela 3.2 - Quantidade de combustvel para manter uma famlia durante um ms

FONTE QUANTIDADE

Nuclear 10g de urnio

Termoeltrica 1.200kg de carvo

Biomassa 75.000kg de bagao de cana

Hidroeltrica 5 piscinas olmpicasElica 1 dia de uma grande turbina

Solar 2 anos de sol

Fonte: Revista SUPERINTERESSANTE, 2007


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14

3.3 A MASSA CRTICA E A REAO EM CADEIA

Como em cada ato de fisso se liberam dois ou trs nutrons e somente se

necessita um para manter a fisso em cadeia, parece a primeira vista que, iniciada a

reao em uma massa determinada de material fssil, esta se manter por si mesma.

No assim que acontece, pois nem todos os nutrons de fisso so aproveitveis

para manter a reao em cadeia. Alguns nutrons se perdem por outros tipos de

reao, principalmente captura radioativa, com os diversos materiais estranhos

existentes no sistema e inclusive com sua prpria espcie fssil, alm de que alguns

nutrons escapam definitivamente do sistema. A frao dos nutrons que escapam, ou

seja, que saem definitivamente dos limites geomtricos do sistema pode reduzir-se

convenientemente aumentando o tamanho ou massa do material fssil. A

quantidade mnima de material capaz de manter a fisso em cadeia, uma vez que ela

seja iniciada com uma fonte externa de nutrons, recebe o nome de massa critica.

Figura 3.2 Reao em Cadeia

A massa critica necessria para o funcionamento de um reator depende de um

grande numero de fatores, porm para certo reator tem sempre um valor definido.


23/102

15

Assim, por exemplo, a massa critica de U-235 pode variar de menos de 1 kg, quando se

trata de sistemas constitudos por solues aquosas de um sal de urnio com 90% deistopo fssil, at mais de 200 kg que conteriam 30 toneladas de urnio natural

incrustadas em uma matriz de grafite. O urnio natural somente, com um contedo

aproximado de 0,7% de U-235 no pode alcanar a criticidade, por maior que seja a

sua massa, devido s perdas excessivamente grande de nutrons por reaes distintas

da fisso.

3.4 CARACTERSTICAS DOS REATORES DE FISSO NUCLEAR

Apesar das variedades de sistemas de reatores nucleares, tanto no que se refere

ao desenho e componentes, existem certo numero de caractersticas gerais que todos

esses sistemas possuem em comum, em maior ou menor grau. Um reator consta de um

ncleo ativo, no qual se mantm a cadeia de fisses e onde se libera quase toda a

energia de fisso na forma de calor. O ncleo de reator contem o combustvel nuclear,

constitudo por um nucldeo fssil. Na maioria das vezes queremos que a fisso sejafeita por nutrons lentos, o que necessita o uso de um moderador. A funo do

moderador de frear os nutrons de grande energia procedentes da reao de fisso,

principalmente por meio de colises de disperso elstica. Os melhores moderadores

so aqueles materiais que so formados por elementos de nmero de massa pequeno,

com pouca probabilidade de capturar nutrons; como exemplos desta classe tm a

gua comum, gua pesada (xido de deutrio) e hidrocarbonetos. A natureza do

combustvel e do moderador, assim como as propores relativas a ambos, determina

as energias da maioria dos nutrons que produzem fisso.

O ncleo do reator est cercado por um refletor de nutrons, constitudo por um

material cuja natureza determinada, em grande parte, pela distribuio energtica dos

nutrons existentes no reator. A funo do refletor reduzir a perda de nutrons por

escape, contradispersando parte dos que conseguiram escapar. Por conseguinte, o uso

de refletor ocasiona uma diminuio na massa critica do ncleo fssil. Se o ncleo

possui um moderador de nutrons, pode-se utilizar como refletor esse mesmo material


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16

ou outro moderador. Se o reator for do tipo que exige nutrons de alta energia, deve-se

evitar a presena de materiais moderadores; nesse caso, o refletor deve ser feito dealgum material denso, ou seja, com elevado nmero de massa.

O calor gerado no ncleo de um reator, como conseqncia das fisses que ali

tem lugar, se elimina os excessos por meio de um refrigerante adequado. Entre os

refrigerantes usados, temos a gua lquida, o sdio lquido, certos compostos

orgnicos, os gases do ar, dixido de carbono e hlio. Quando desejamos converter em

energia eltrica a energia trmica produzida no reator, o calor do refrigerante

geralmente transmitido a um fluido de trabalho, com o objetivo de produzir vapor de

gua ou um gs a temperatura elevada. Esse vapor utilizado num sistema

convencional de turbina-gerador. Em alguns reatores, faz-se que a gua ferva dentro do

prprio ncleo do reator, ou seja, o calor gerado pela fisso utilizado diretamente para

produzir vapor.

Quanto maior a temperatura do vapor ou do fluido de trabalho usado, maior ser

o rendimento de converso em potncia til. Por conseguinte, num reator de potncia,

interessa operar a mais alta temperatura possvel. Alem disso, sob o ponto de vista

econmico, interessa que a potncia especfica do reator, ou seja, a taxa de gerao decalor por unidade de massa de material fssil seja elevada. No que se refere a

consideraes nucleares, no existem limites a temperatura ou nvel de potencia que

um reator pode alcanar. Isso significa que as limitaes de operao so

determinadas, na pratica, por questes tecnolgicas e econmicas. A extrao de calor

deve ser feita num ritmo que permita ao refrigerante alcanar temperaturas elevadas,

porm sem que se criem tenses trmicas ou temperaturas internas perigosamente

altas, que poderiam causar danos irreparveis ao reator.A gerao de calor num reator proporcional ao nmero de fisses e este vem

determinado em cada sistema pela densidade neutrnica, ou seja, o nmero de

nutrons por unidade de volume. Por isso, as operaes de controle se realizam

variando a densidade neutrnica no ncleo do reator. Isso feito principalmente pela

insero de barras mveis de um material que captura nutrons com facilidade, como

cdmio ou boro.


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17

3.4.1 Tipos de reatores

Existem muitas combinaes de materiais e disposies possveis para se

construir um reator nuclear operacional. Devido a isso, temos vrias classificaes para

os tipos de reatores:

a) quanto a finalidade:

- reatores de pesquisa e desenvolvimento, destinados a pesquisa e no objetivam a

produo de energia eltrica. So teis na produo de radio-istopos, utilizados em

aplicaes medicas, por exemplo.- reatores de produo e reatores de potencia so usados para o aproveitamento

dos materiais frteis (U-238 e Th-232), a partir dos quais so fabricados os elementos

fsseis. Existem poucos reatores desse tipo. Podem ser facilmente adaptados para

produo de combustvel nuclear para armas.

- reatores de potncia so os utilizados para produo de energia eltrica. Existem

reatores fixos (os das centrais nucleares) e os mveis, utilizados em navios e

submarinos.

b) quanto a energia dos nutrons

Ainda que os reatores nucleares possam ser classificados de vrios modos, a

distino mais fundamental a que se baseia na energia cintica dos nutrons

responsveis pela fisso. Quase todos os nutrons liberados por fisso possuem

energias elevadas e, por tanto, caso no exista um moderador no ncleo ou um refletor,

a maioria das fisses sero produzidas por nutrons rpidos. O reator que utiliza esse

tipo de situao chamado de reator rpido. O combustvel de tais reatores deve

conter uma proporo considervel de por volta de 10% ou mais de material fssil. Orestante deve ser de alguma substncia de nmero de massa elevado, j que os

elementos de nmero atmico baixo freariam os nutrons. Tambm se devem evitar

materiais cujos elementos possam provocar disperso inelstica e, portanto,

moderao, de nutrons moderadamente altos.

Se no ncleo do reator rpido, ou no que se chama de capa frtil em torno do

mesmo, existe uma espcie frtil, esta se converter em fssil por captura neutrnica. O

nmero de capturas inteis ou parasitas de nutrons rpidos relativamente


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18

pequeno, de modo que, se mantm mnima a perda de nutrons por escape, cabe a

possibilidade de que se disponha de mais de um nutron, por fisso, para a conversode ncleos frteis em fsseis. Nessas condies, possvel que se produza mais

material fssil, por captura neutrnica, do que se consume por fisso.

Quando o nucldeo fssil produzido idntico ao empregado para produzir a

fisso em cadeia, o reator se denomina reprodutor. Um reator rpido que utilize Pu-239

como combustvel e U-238 como espcie frtil, pode atuar como reator de potncia e

reprodutor, gerando energia e, ao mesmo tempo, produzindo mais Pu-239 do que

consome. Tambm possvel um reator rpido anlogo, reprodutor e de potencia, que

utilize U-233 e Th-232 como nucldeos fsseis e frteis, respectivamente. Parece,

entretanto, que a reproduo nesse sistema pode lograr-se em reatores de outros tipos,

com vantagens sobre os reatores rpidos.

As reservas de U-235, nico material fssil existente na Natureza, so pequenas.

Por conseguinte, chegar ao fim algum dia, com o esgotamento das reservas de todo

U-235 aproveitvel. O aproveitamento do U-238 e do Th-232 depender do emprego de

U-239 e U-233 para manter a fisso em cadeia. Por esse motivo, so importantes os

reatores reprodutores, que produzem e consomem nucldeos fsseis.Quando o ncleo do reator contm uma proporo considervel de moderador, a

elevada energia dos nutrons de fisso cai rapidamente a regio trmica. A maior parte

das fisses em reatores desse tipo, que so chamados de reatores trmicos, ser

produzida por nutrons trmicos ou lentos. Os reatores trmicos tm sobre os rpidos a

vantagem de serem mais flexveis em termos de desenho, podendo-se fazer escolhas

entre diversos moderadores, refrigerantes e materiais combustveis. Em contrapartida,

os reatores rpidos so bem menores.c) quanto combinao moderador e refrigerante:

Existem diversas combinaes possveis de moderador e refrigerante,

destacando-se:


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19

Tabela 3.3 Combinaes de Moderador e Refrigerante

Moderador Refrigerantegua leve gua leve

gua pesada Dixido de carbono

Grafite Hlio

Berlio Sdio lquido

d) quanto ao combustvel:

O urnio com teor de U-235 variando do urnio natural (0,7%) a levementeenriquecido (3%) a altamente enriquecido (90%) empregado em vrios reatores, com

o enriquecimento dependendo do conjunto. Os nucldeos fsseis Pu-239 e U-233 so

produzidos e consumidos em reatores contendo quantidades significativas de U-238 ou

Th-232. O Pu-239 serve como combustvel para reatores rpidos regeneradores e

podem ser reciclados como combustvel para reatores trmicos. O combustvel pode ter

vrias apresentaes fsicas: metal ou liga, composto UO2, UC, etc.

e) quanto disposio:

Pode-se isolar o combustvel do refrigerante, formando a chamada disposio

heterognea, que a mais utilizada. Outras disposies so as chamadas

homogneas, onde se tem a mistura de combustvel e moderador ou combustvel e

moderador-refrigerador.

f) quanto aos materiais estruturais

As vrias funes num reator so usadas para dar nome a certo tipo de reator.

Alguns dos reatores de potencia mais utilizados so:


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Com

Enriq

Mod

Refri

Reve

Cont

Vaso

PWR

BWR

CAND

Font

ustvel

uecimento

rador

erante

stimento

ole

Pressurized

Boiling Wate

U Canadian

: Murray, 2

guaPressuriza

(PWR)

UO2

U-235 a 3

gua

gua

Zircaloy

Hastes

B4C ou Ag-

Cd

Ao

ater Reactor

r Reactor

ranium-deute

04

abela 3.4

agua e

Ebuli

(BWR)

UO2

U-235

2,5%

gua

gua

Zircalo

de

In-

Cruze

B4C

Ao

rium

Figura

Reatore

mo

ge

ur

(C

PH

U

a U-

g

g

y Zir

de N

mo

A

HTG

LMF

PH

3.3 Rea

s de pot

ua pesada

nio natural

NDU) ou

WR

2

35 a 0,7%

ua pesada

ua pesada

aloy

el do

derador

R - High Tem

BR Liquid M

R Pressuris

or PWR

cia

Refrigeradgs, alta

Temperatu

(HTGR)

UC2,ThC2

U-235 a 93

Grafite

Hlio gaso

Grafite

Hastes

B4C

Concreto

protendido

erature gs-c

etal Fast Bree

ed Heavy Wat

a

ra

RegenRpid

Metal l

(LMFB

PuO2,

% Pu-23

15%

Nenhu

so Slido

Ao

inoxid

de Tntal

hastes

B4C

Ao

oled Reactor

er Reactor

r Reactor

eradorcom

quido

R)

UO2

a

m

lquido

vel

ou

de

20


29/102

Figura 3. Reator

individuai

Figura

RBMK (re

de comb

3.4 Rea

ator press

ustvel), ut

or BWR

urizado d

ilizado em

gua co

Chernob

canaleta

l

21


30/102

22

Figura 3.6 Tipos de reatores em uso no mundo

3.4.2 Reatores nucleares de quarta gerao

Reatores de Quarta gerao (Gen IV) um conjunto de projetos de reatores

nucleares tericos que esto atualmente sendo pesquisados. Em geral no se espera

que estes projetos tenham aplicao comercial antes de 2030. Os reatores em

operao atualmente no mundo so geralmente considerados sistemas de segunda ou

terceira gerao. As pesquisas deste tipo de reator comearam oficialmente no Frum

Internacional da Quarta Gerao (Generation IV International Forum (GIF)) que props

oito objetivos tecnolgicos. Os objetivos primrios so: melhorar a segurana nuclear,melhorar a resistncia proliferao, minimizar a produo de lixo nuclear e a utilizao

de recursos naturais e diminuir o custo da construo e operao das centrais

nucleares.

Figura 3.7 Um exemplo de reator de quarta gerao


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CAPTULO 4

O COMBUSTVEL NUCLEAR

4.1 INTRODUO

A produo de combustvel nuclear, sua utilizao no reator e a recuperao de

materiais fsseis e frteis, constituem o ciclo do combustvel. Representa este ciclo um

aspecto importante do projeto de um reator, devido principalmente a sua influncia

sobre a economia da energia nuclear. Em primeiro lugar, o processo de minerao do

urnio para converso em um material de grande pureza que possa ser utilizado como

combustvel exige um esforo considervel; o combustvel pode ser urnio metlico,

oxido de urnio ou at um sal solvel em gua como o sulfato de urnio. Ms a maioria

dos reatores utiliza urnio enriquecido com o istopo fssil U-235, ou seja, numa

proporo maior do que a encontrada em estado natural. Devido a isso, deve-se incluir

na preparao dos materiais combustveis, um processo de separao isotpica.A vida do combustvel de um reator depende de diversos fatores:

a) alteraes dimensionais dos elementos combustveis slidos,

b) acumulao de produtos de fisso venenosos, especialmente em reatores trmicos,

c) esgotamento do material fssil.

Normalmente preciso substituir o combustvel quando apenas uma pequena

percentagem do total de espcies fsseis e frteis fora consumida. Os materiais no

usados so reciclados para reutilizao. Apesar da pequena utilizao de material fssil,

a radioatividade intensa dos produtos de fisso introduz um problema peculiar com

relao ao tratamento de combustveis usados.

Os processos de separao do urnio, plutnio e produtos de fisso, podem ser

bastante complexos, dependendo da forma em que se encontram no reator. Em

particular, os reatores trmicos requerem um alto grau de descontaminao, ou seja, de

eliminao de produtos de fisso, com o objetivo de reduzir ao mnimo a quantidade de

absorvedores neutrnicos. Esse problema menos grave quando se trata de


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combustvel para reatores rpidos, devido a que, em geral, a probabilidade de captura

sem fisso de nutrons rpidos pequena. Em qualquer caso, no entanto, a eliminaode produtos de fisso radioativos sempre necessria, para que no final se possa

fabricar-se o material recuperado at dar-lhe uma forma especifica, sem que exista um

risco biolgico.

Figura 4.1 O ciclo do combustvel nuclear


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4.2 O ENRIQUECIMENTO DO URNIO

Do minrio de urnio at a obteno do metal urnio vai um longo trabalho. Foram

desenvolvidos vrios processos de enriquecimento de urnio, entre eles o da difuso

gasosa e da ultracentrifugao (em escala industrial), o do jato centrfugo (em escala de

demonstrao industrial) e um processo a Laser (em fase de pesquisa). Por se tratarem

de tecnologias sofisticadas, os pases que as detm oferecem empecilhos para que

outras naes tenham acesso a elas.

O processo de coletar o urnio natural, contendo 0,7% de U-235, 99,3% de U-238e traos de U-234, e retirar uma quantidade de U-238 para aumentar a concentrao de

U-235, conhecido como enriquecimento. O melhor processo aquele que envolve o

menor custo de produo. Para a produo de 1 kg de U-235 enriquecido entre 3 e 3,5

% necessrio o consumo de cerca de 2.300 kWh.

Tabela 4.1 Aplicaes do urnio enriquecido

Nvel de pureza Aplicao

0,72% Urnio natural

3-4% Usinas nucleares

40% Barcos e submarinos russos

80% Barcos e submarinos americanos

90% Bombas nucleares

Para separar o istopo de U-235 do U-238, o mtodo mecnico se mostrou

eficiente, utilizando uma mquina centrfuga para separao. A taxa de converso da

ordem de 500 partes de minrio para se obter 1 parte de metal. Desta parte, mais de

99% de U-238, sem finalidade na indstria nuclear.

Em termos simples, a ultracentrfuga segue o mesmo princpio das centrfugas

domsticas, usadas para preparar alimentos: propicia a separao do material de maior

peso, que jogado para a parede do recipiente, daquele de menor peso, que fica mais

concentrado no centro. No processo chamado de enriquecimento acontece algo


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26

semelhante.

O U-235 apenas ligeiramente mais leve que o U-238, adiciona-se flor ao metal,formando o gs hexafluoreto de urnio. Para o combustvel nuclear interessa apenas o

istopo U-235, que fssil. E como no urnio natural h uma quantidade muito pequena

de U-235, preciso fazer essa separao, ou aumentar a concentrao do urnio fssil.

Dentro da centrfuga, o istopo de urnio U-235 tende a concentrar-se mais no

centro, e o U-238 fica mais prximo parede do cilindro. Duas tubulaes de sada

recolhem o urnio, sendo que numa delas segue o urnio que tiver maior concentrao

de istopos U-235 (urnio enriquecido), e na outra, o que tiver mais U-238 (chamado de

subproduto).

Dessa centrfuga o urnio repassado para outra centrfuga e assim por diante,

num processo em cascata. No final dessa cascata recolhido o urnio com maior nvel

de enriquecimento, enquanto que na base permanece o subproduto. Atravs de uma

tubulao, o hexafluoreto de urnio (UF6) aquecido em uma autoclave a 100C,

adicionam-se outras substncias, dando origem ao tricarbonato de amnia uranila.

Quando o gs passa por um filtro o p de dixido de urnio (UO2) fica retido e

prensado e aquecido a 1.750C.O aproveitamento unitrio das centrfugas muito pequeno, sendo, portanto

necessrio uma bateria de mquinas para permitir a obteno de maior quantidade de

urnio enriquecido.

Enquanto no dominava o processo de enriquecimento, que aumenta a

porcentagem do istopo U-235, este era feito, na Alemanha e Holanda, pelo consrcio

europeu URENCO.

A converso de urnio o processo que consiste na transformao deconcentrados de urnio, o chamado "yellow cake". O material volta ao pas como

hexafluoreto de urnio (UF6). Com ele, as Indstrias Nucleares do Brasil fabricam, em

Resende (RJ), as pastilhas de dixido de urnio (UO2), que abastecem o reatores de

Angra.


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4.3 OCORRNCIA DO URNIO NO MUNDO

Encontram-se vestgios de urnio em quase todas as rochas sedimentares da

crosta terrestre, embora este no seja muito abundante em depsitos concentrados. O

minrio de urnio mais comum e importante a uraninita, composta por uma mistura de

UO2 com U3O8. O maior depsito do mundo de uraninita situa-se nas minas de

Leopoldville no Congo, na frica. Outros minerais que contm urnio so a euxenita, a

carnotita, a branerita, a torbernite e a coffinita. Os principais depsitos destes minrios

situam-se nos EUA, Canad, Rssia e Frana.

Figura 4.2 Principais reservas de urnio no mundo

Embora exista urnio sobre toda a crosta terrestre, as reservas economicamente

explorveis so aquelas com custo de explorao inferior a US$ 130,00/kg. Segundo

esse critrio, temos a seguinte distribuio:


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Tabela 4.2 Reservas mundiais de urnioPas Reservas

Toneladas de urnio %

Cazaquisto 957.000 21,7

Austrlia 910.000 20,6

frica do Sul 369.000 8,4

Estados Unidos 355.000 8,0

Canad 332.000 7,5

Brasil 309.000 7,0

Nambia 287.000 6,5

Outros 897.000 20,3

Total 4.416.000 100,00

Fonte: Indstrias Nucleares do Brasil S.A. - INB

O Brasil, segundo dados oficiais (INB - Indstrias Nucleares do Brasil S.A.),

ocupa a sexta posio no ranking mundial de reservas de urnio (por volta de 309.000t

de U2O8). Segundo esta empresa, apenas 25% do territrio nacional foi objeto de

prospeco, e as duas principais delas so a de Caetit (mina Lagoa Real), e Santa

Quitria (Cear).


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Figura 4.3 Localizao das reservas brasileiras de urnio

Descoberta em 1976, a mina de Caetit feita a cu aberto, numa das 33

ocorrncias localizadas numa faixa com cerca de 80 km de comprimento por 30 a 50

km de largura. Localizada a 20 km da sede do municpio, o complexo instalado produzum p do mineral, conhecido por yellow cake. Esta reserva possui um teor mdio de

3.000 ppm (partes por milho), capaz de suprir dez reatores do porte de Angra 2

durante toda sua vida til.

4.4 O TRIO (Th-232)

O Th-232 outro elemento, inclusive mais abundante que o urnio, que pode ser

empregado como matria prima para a produo de combustvel nuclear.

Em estado puro, ele no entra em reao em cadeia, pois no se fissiona.

Porm, se submetido a um intenso fluxo de nutrons num reator, se converte no istopo

artificial U-233, que assim como o U-235 e o Pu-239.


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Tabela 4.3 Urnio comercial e capacidade de enriquecimento (tSWU/ano)Pas Mtodo

Difuso gasosa Centrifugao

Brasil - 120

China 900 1.000

Frana 10.800 -

Alemanha - 1.800

ndia - 5

Ir - 250

Japo - 1.250

Holanda - 2.900

Paquisto - 5

Rssia - 15.000

Reino Unido - 3.400

Estados Unidos 11.300 -

23.000 22.730

48.730

Notas:

a) As capacidades de Israel e da Coria do Norte no so conhecidas

b)Existem diversas plantas militares e de pesquisa, que no esto contabilizadas

c) Fonte: AIEA


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Figura 4.4 - Ultracentrfuga usada pelo Brasil

4.6 FABRICAO DE ELEMENTOS COMBUSTVEIS

Os reatores a gua (PWR, BWR, PHWR e LWGR) esto sendo empregados

comercialmente h mais de 30 anos. Aproximadamente 96% da capacidade mundial

instalada em centrais nucleares so com estes tipos de reatores e 88% com centrais

nucleares com reatores a gua leve do tipo PWR e BWR. Os combustveis para todas

estas centrais so hoje fabricados em 21 pases.

A demanda de combustvel para todos os tipos de usinas, com exceo de

combustvel MOx e FBR, foi de cerca de 60% da capacidade total instalada. No

momento a capacidade instalada de fabricao de combustvel do tipo LWR, a

demanda em pelo menos 70%.

Uma srie de pases est considerando a construo/expanso de fbricas de

elementos combustveis. Estes pases ou j tem um programa de centrais nucleares

estabelecidos (Ucrnia, China, Repblica da Coria, Mxico e Romnia) ou esto na

fase inicial de implantao de um programa (Indonsia, Egito e Turquia). Por outro lado

um grupo de pases com programas de centrais nucleares j estabelecidos (Finlndia,

Sua, etc.) no possuem fbricas de elementos combustveis e no tem planos para


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33

implant-las.

O preo do elemento combustvel depende de uma srie de fatores como tipo decombustvel utilizado, incluso ou no de esquemas de gesto do combustvel no

ncleo, treinamento, etc.

O reprocessamento dos elementos combustveis descarregados dos reatores

visa a separao do material fssil e frtil, principalmente plutnio e urnio, dos produtos

de fisso, para eventual uso posterior como combustvel. O reprocessamento constitui-

se em uma tecnologia comprovada e os seus servios esto disponveis em nvel

comercial para todas as empresas de energia eltrica do mundo.

O reprocessamento s se aplica naqueles casos em que se considera o

fechamento do ciclo, com extrao do urnio residual e plutnio para serem reciclados

no reator. Naqueles casos em que o reprocessamento no utilizado h os custos para

a estocagem do combustvel descarregado.

4.7 CUSTO DO CICLO DO COMBUSTVEL

No caso da gerao nucleltrica o custo do combustvel incide sobre o custo final

de gerao em cerca de 20-25%. Considerando-se as condies atuais de mercado

para os diferentes servios e materiais do ciclo do combustvel, um fator de capacidade

de 70% da usina nuclear, o custo do combustvel,incluindo a primeira carga, varia de

US$ 4 a 12/MWh para um ciclo fechado e de US$ 3,5 a 11/MWh para um ciclo aberto

com previso para estocagem definitiva do combustvel irradiado.

No caso brasileiro a INB est fornecendo combustvel a ELETRONUCLEAR que

leva a um custo do ciclo de cerca de US$ 8,5/MWh, ciclo aberto, indicando que seus

custos esto dentro da gama dos custos internacionais.


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34

CAPTULO 5

OS SUBPRODUTOS DA FISSO NUCLEAR: O LIXO

O lixo radioativo produzido em todos os estgios do ciclo do combustvel

nuclear- desde a minerao do urnio at o reprocessamento de combustvel nuclear

irradiado. Grande parte desse lixo permanecer radioativo por milhares de anos,

deixando uma herana mortal para as futuras geraes. Portanto, o grande desafio

como mant-lo em condies seguras e inviolveis por tanto tempo. Mas, embora tudoisto seja aterrorizante, a Agncia Internacional de Energia Atmica informa que o que

h de lixo radioativo, depois de 50 anos de uso comercial da energia nuclear, no

enche um estdio de futebol.

Durante o funcionamento de um reator nuclear so criados istopos radioativos

extremamente perigosos - como csio, estrncio, iodo, criptnio e plutnio. O plutnio

particularmente perigoso, j que pode ser usado em armas nucleares se for separado

do combustvel nuclear irradiado por meio de um tratamento qumico chamado

reprocessamento.

Como parte da operao de rotina de toda usina nuclear alguns materiais

residuais so despejados diretamente no meio ambiente. O resduo lquido

descarregado junto com a "gua de resfriamento da turbina" no mar ou em rio prximo

usina e os resduos gasosos vo para a atmosfera. Em ambos os casos, a vazo

destes efluentes controlada para que no altere a radioatividade natural (background)

do meio ambiente.

Mundialmente so gerados 10.000 t/ano de resduos radioativos. Os EUA dispemde Yucca Mountain, local capaz de estocar 70.000 t ao custo de 15 bilhes de dlares.

Para que a energia nuclear substitusse o petrleo como combustvel para

gerao eltrica seria necessria que sua participao aumentasse at 30% em

meados de 2020, com isto a gerao de resduos chegaria a 40.000 t/ano.


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5.1 ORIGENS DOS REJEITOS RADIOATIVOS

H trs categorias de lixo radioativo:

a) resduo de alto nvel (HLW, de high level waste);

Dentro da categoria HLW existe a subcategoria SNF (spend nuclear fuel), que

formada por istopos que NO PODEM se reciclados).

b) rejeito de nvel intermedirio (ILW, intermediate level waste);

c) rejeito de baixo nvel (LLW, de low level waste).

O HLW consiste principalmente de combustvel irradiado proveniente dos ncleosde reatores nucleares e de rejeitos lquidos de alta atividade produzidos durante o

reprocessamento. A remoo de plutnio pelo reprocessamento resulta num imenso

volume de rejeito lquido radioativo. Parte desse rejeito de reprocessamento,

armazenado em grandes tanques, misturado com material vitrificante quente. Novas

tecnologias vm sendo desenvolvidas, como os ADS - Accelerator Driven Systems, que

podem usar o lixo como combustvel e assim reduzem o tempo de armazenamento em

centenas de anos.

Os blocos de vidro resultantes tambm so classificados como HLW e ainda que o

processo de vitrificao possa tornar mais fcil o transporte e o armazenamento, de

forma alguma diminuem as emisses radioativas.

Figura 5.1 Bloco de vidro rejeitos HLW

O ILW consiste principalmente de "latas" metlicas de combustvel que

originalmente continham urnio combustvel para usinas nucleares, peas de metal do

reator e rejeitos qumicos. Tm de ser blindadas para proteger operrios e outras


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pessoas contra a exposio durante o transporte e a destinao final. O ILW, de

maneira geral, muito mais radioativo que o LLW.O LLW pode ser definido como o rejeito que no requer blindagem durante o

manuseio normal e o transporte. O LLW consiste principalmente de itens como roupas

de proteo e equipamentos de laboratrio que possam ter entrado em contato com

material radioativo.

Tabela 5.1 Principais HLW (resduos de alto nvel)

Istopo Meia-vida aproximada (anos)

Estrncio-90 29

Csio-137 30

Amercio-241 430

Amercio-243 7.400

Plutnio-239 24.000

Tecncio-99 213.000

Fonte: http://www.nea.fr/html/pub/nuclearenergytoday/welcome.html

Tabela 5.2 Produo anual de resduos radioativos (m por ano) gerada

por uma planta de 1.000MWe

Tipo de resduo Aps uma passagem

pelo ciclo

Reciclando o

combustvel

LLW/ILW 50-100 70-190

HLW 0 15-35

SNF 45-55 0

Fonte: http://www.nea.fr/html/pub/nuclearenergytoday/welcome.html


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Figura 5.2 Comparao entre vrias fontes de rejeitosValores por ano a Europa

5.2 O DESTINO FINAL

O combustvel nuclear altamente radioativo retirado do reator e armazenado em

piscinas de resfriamento no interior da prpria usina. De acordo com estimativas da

Agncia Internacional de Energia Atmica (AIEA), a quantidade total de combustvel

usado era de 125.000 t em 1992 e 200.000 t no ano 2000. Contudo, embora diversos

mtodos de destinao tenham sido discutidos durante dcadas incluindo o envio

para o espao ainda no h soluo para o lixo radioativo.

J surgiram propostas para se dispor de tais resduos, inclusive coloc-los em

foguetes e dispar-los para o sol. A maioria das "solues" atualmente propostas para a

disposio final do lixo radioativo envolve seu enterro no subsolo numa embalagem

especial com proteo forte o bastante para impedir que sua radioatividade escape.No bastam perfuraes de teste ou levantamentos geolgicos para o manejo do

lixo radioativo. Os testes adequados demandariam dezenas de milhares de anos

H dois riscos principais no enterro de lixo radioativo: a contaminao do ar e a da

gua.


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5.2.1 Contaminao do ar

As liberaes explosivas ou lentas de gases de um stio de destinao final

subterrneo so possveis teoricamente. Infelizmente, no h forma confivel de

estimar esse risco - h incgnitas demais relativas aos atuais mtodos de deposio e

s interaes qumicas possveis num ambiente real.

5.2.2 Contaminao da gua

Geralmente este considerado o mecanismo de poluio mais provvel ligado

disposio final de rejeitos em rochas. Elementos radioativos podem vazar do invlucro

e entrar em contato com o lenol fretico, contaminando a gua potvel de

comunidades locais e distantes.

Alm do enterro dos rejeitos, vrios esquemas de armazenamento no local de uso

esto sendo investigados. Nisso, o armazenamento de combustvel usado em grandes

recipientes de ao ou concreto de interesse primordial. Ainda que esse tipo dearmazenamento conserve o material no ponto em que foi criado e reduza os custos de

transporte, centenas de comunidades de todo o mundo esto ameaadas de fato por

depsitos de alto nvel s suas portas. Tambm h planos para consolidar o

combustvel usado e coloc-lo em contineres em algumas poucas instalaes

regionais de superfcies, o que resulta num nmero imenso de viagens em recipientes

no destinados a resistir a possveis acidentes.


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5.3 O DESCOMISSIONAMENTO

Grande quantidade de lixo radioativo tambm produzida quando um reator

nuclear desativado. Isso porque muitas das peas que o compem, incluindo o

combustvel, tornam-se radioativas. O processo de tratamento de uma usina nuclear

nesse ponto chamado "descomissionamento". Entretanto, alm da remoo do

combustvel usado, no h consenso sobre o que deve acontecer a seguir. Nenhum

reator de dimenses normais foi desmontado em lugar algum do mundo. Ainda que

alguns pases planejem retirar toda a estrutura, at mesmo as partes radioativas,restando um espao plano desocupado; outros sugerem deixar a edificao onde est,

cobrindo-a com concreto ou, possivelmente, enterrando-a sob um monte de terra.

O custo do descomissionamento dos reatores nucleares objeto de muita

especulao. As estimativas de custo originam-se de estudos genricos, a partir da

projeo dos custos de descomissionamento de pequenas instalaes de pesquisa. O

detalhamento e a sofisticao empregados no desenvolvimento dessas estimativas

variam muito; a falta de padronizao torna difceis as comparaes. Alm disso, a

limitada experincia de descomissionamento nenhuma, se considerados reatores de

grande porte torna impossvel saber se as estimativas so razoveis, mas j se

sugeriu que os custos de descomissionamento poderiam ser de at 100% do custo de

construo inicial.

Nas prximas trs dcadas, mais de 350 reatores nucleares sero desativados.

Quarenta anos depois de a primeira usina nuclear comear a produzir eletricidade, a

indstria nuclear ainda no tem respostas sobre como desmantelar, de forma segura e

economicamente eficiente, um reator.


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CAPTULO 6

SEGURANA NAS USINAS NUCLEARES

6.1 INTRODUO

Em geral, os trs objetivos primrios da segurana das usinas nucleares so:

a) Controle da reatividade, ou seja, a possibilidade de apagar a reao nuclear em

cadeia de fisso. Esse controle deve ser intrnseco ao projeto.

Em Chernobyl no havia algo assim, deixando a interrupo da reao em cadeia nas

mos dos operadores.

b) Remoo do calor de decaimento.

Em Three Mile Island a falha nesse sistema contribuiu para o acidente.

c) Barreiras mltiplas para confinamento da radioatividade.

Os sistemas de segurana de um reator nuclear so de trs tipos:

a) Sistemas ativos, que so sistemas baseados no controle ativo, eltrico ou mecnico,de equipamentos como vlvulas, bombas, trocadores de calor, etc. e so projetados de

forma redundante. Esta redundncia ocasiona uma elevao enorme dos custos da

planta nuclear.

b) Sistemas passivos, que independem de mecanismos complexos ou interferncia

humana para funcionarem, dependendo exclusivamente de fenmenos fsicos, como a

conveco, a gravidade, a resistncia a altas temperaturas.

c) Sistemas inerentes so baseados na eliminao de um dado risco atravs da

utilizao de materiais especficos ou conceitos de projeto.

Os reatores de primeira e segunda gerao confiavam exclusivamente em

sistemas de segurana ativos e em caractersticas inerentes de segurana.

Com os reatores de terceira gerao foram introduzidos os conceitos de

segurana passiva e de diversificao e redundncia dos sistemas de segurana.

Os reatores de quarta gerao obedecero a uma combinao de sistemas de

segurana ativos, passivos e inerentes.


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6.2 ESCALA INTERNACIONAL DE ACIDENTES NUCLEARES

Em 1990 a AIEA e outros rgos internacionais definiram a Escala Internacional

para Eventos Nucleares (INES) como padro internacional para definio dos acidentes

nucleares no mundo todo. .

Tabela 6.1 - Escala Internacional de Eventos Nucleares (INES)Nvel

DescrioImpacto fora da rea da instalao Impacto na rea

da instalaoDegradao da

defesa emprofundidade

Exemplos

ACIDENTES

7Acidente grave

Liberao grave - mltiplos efeitospara a sade e o meio ambiente

Central nuclear deChernobyl, Ucrnia,

19866

Acidente srioLiberao importante -possibilidade de exigncia deaplicao integral dascontramedidas previstas

Usina dereprocessamento deKyshtym, Rssia,1957

5Acidente comrisco fora da reada instalao

Liberao limitada - possibilidadede exigncia de aplicao parcialdas contramedidas previstas

Danos graves noncleo doreator/barreirasradiolgicas

Reator de Windscale,UK, 1957Three Mile Island,EUA, 1979

4Acidente semrisco importantefora da rea dainstalao

Liberao pequena - exposio dopblico entorno dos limitesprescritos

Danos importantesno ncleo doreator, barreirasradiolgicas,exposio fatal deum trabalhador

Central de Saint-Laurent, France,1980Takai-mura, Japo,1999

INCIDENTES

3

Incidente srio

Liberao muito pequena -

exposio do pblico a uma fraodos limites prescritos

Disperso grave

da contaminao,efeitos agudossobre a sade deum trabalhador

Quase acidente

perda total dasbarreiras desegurana

Central de Vandellos,

Espanha, 1989

2Incidente

Dispersoimportante dacontaminao,superexposiode um trabalhador

Incidente comfalhas importantesnos dispositivosde segurana

1Anomalia

Anomalia alm doregime deoperaoautorizado

0Abaixo da escala

Nenhuma importncia com relao

Evento fora da

escalaFonte: Mongelli, 2006


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6.3 ANLISES DE SEGURANA

O relatrio de segurana de uma instalao nuclear um documento

extremamente importante e uma exigncia normativa para o licenciamento e o exerccio

de uma planta nuclear.

No relatrio de segurana a avaliao e a anlise dos incidentes ocupam um

papel fundamental e o objetivo de demonstrar que a planta construda de maneira tal

que:

a) A probabilidade de acontecimento de qualquer incidente seja pequena;b) o acontecimento de um incidente de pequeno porte no cause danos a instalao;

c) As conseqncias de um incidente de grande porte sejam contidas sem arrecadar

danos a populao das redondezas.

O tema da anlise de segurana pode ser enfrentado de um ponto de vista

determinstico ou probabilstico.

Estes dois mtodos no so alternativos, mas complementares. O mtodo

probabilstico introduz o conceito de risco aceitvel e permite a identificao das

possveis seqncias de eventos indesejveis e os possveis pontos fracos de uma

planta. O mtodo determinstico atribui um limite concreto de gravidade de um

incidente, sendo de grande utilidade para as autoridade supervisoras e para a opinio

pblica.

6.4 AVALIAES DE RISCOS DAS USINAS NUCLEARES ORIENTADAPELO PRINCPIO DA PRECAUO

Alguns crticos dos mtodos adotados para analisar os riscos das usinas

nucleares afirmam que:

a) as avaliaes so limitadas a uma avaliao caso a caso, de modo que cada

situao examinada separadamente, tendo como preposio que os efeitos que

forem sendo identificados sero adicionados aos outros, sendo o efeito total o resultado

da soma dos diversos efeitos individuais identificados. Os efeitos interativos so


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desconsiderados.

b) as avaliaes consideram apenas os perigos para os quais existem provas, de modoque, somente efeitos adversos para os quais existe relao causal e que tenham sido

cientificamente aceitos pela comunidade cientfica so considerados.

c) as avaliaes de risco so expressas de modo unidimensional e em termos de

quantitativos, centrando o debate sobre a probabilidade de ocorrncias ou de

exposies, expressa em numero de bitos, perdas financeiras, etc. Essa quantificao

pressupe que os parmetros do comportamento nas pessoas e no meio ambiente em

questo, podem ser conhecidos, testados e relativamente controlados, de modo que as

chances de diferentes resultados podem ser definidas e quantificadas atravs de

anlises estruturadas de mecanismos probabilsticos.

d) as avaliaes cabem somente aos especialistas, no cabendo ao cidado comum

participar do processo.

A concepo elitista de democracia que orienta as avaliaes de riscos tem

como maior preocupao manter a estabilidade de um determinado sistema tico,

moral, social, cultural e poltico, em que so qualificados como racionais aqueles cujas

aes se encontram em consonncia com o sistema. Nessa concepo, apenas osespecialistas podem so capazes de julgar e decidir pela coletividade.

Os interesses dos cidados so atendidos quando os processos decisrios de

escolhas de tecnologias esto de acordo com os modelos tcnicos de avaliaes de

riscos e consenso das elites.

As implicaes disso so que as avaliaes de riscos acabam sendo realizadas

de modo descontextualizado com as circunstncias praticas das atividades humanas e

pouca ateno dada ao impacto dos aspectos sistmicos e interativos.Podem-se identificar as seguintes limitaes:

a) sabe-se que a maioria dos sistemas fsicos possui uma dinmica no-linear, o que

significa que mudanas de longo prazo so muito difceis de prever e que pequenas

mudanas nas condies iniciais podem mudar a situao final radicalmente (Teoria do

Caos);

b) por no serem fenmenos lineares, no podem ser antecipados com o uso de

variveis estatsticas simples.


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c) todas as anlises so baseadas em poucos casos e so extrapoladas.

Devemos levar em conta que muitos problemas envolvem eventos ou situaesde riscos muito complexos, pois envolvem simultaneamente, fenmenos naturais e

humanos, que se relacionam de forma muito elaborada.

No podemos mais aceitar processos decisrios que so baseados em decises

que no levam em conta as atividades humanas. Temos que reconhecer os limites de

nossas avaliaes baseadas apenas em sistemas lineares.

Figura 6.1 Comparao de riscos a sade para diversos sistemas energticos

Devemos, pois, adotar o Princpio da Precauo, que a garantia contra os

riscos potenciais que, de acordo com o estado atual do conhecimento, no podem ser

ainda identificados. Este Princpio afirma que a ausncia da certeza cientfica formal, a

existncia de um risco de um dano srio ou irreversvel requer a implementao de

medidas que possam prever este dano.

O Princpio da Precauo no deve ser encarado como um obstculo s

atividades assistncias e principalmente de pesquisa. uma proposta atual enecessria como forma de resguardar os legtimos interesses de cada pessoa em

particular e da sociedade como um todo. O Princpio da Precauo fundamental para

a abordagem de questes to atuais e importantes como a produo de alimentos

transgnicos e a clonagem de seres humanos. Reconhecer a existncia da

possibilidade da ocorrncia de danos e a necessidade de sua avaliao com base nos

conhecimentos j disponveis o grande desafio que est sendo feito a toda

comunidade cientfica mundial.


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Devemos sempre lembrar que risco baixo no significa ausncia de risco.

6.5 REATORES COMERCIAIS E SUAS DEFICINCIAS

No incio de 2005, havia 441 reatores nucleares, operando em 31 pases. A

idade, o tamanho e o tipo de projeto de todos esses reatores variam

consideravelmente.

O projeto predominante o Reator de gua Pressurizada (PWR), com 215 deles

em operao. O projeto do PWR foi originalmente concebido para a propulso de

submarinos nucleares. Portanto, esses reatores so pequenos se comparados a outros

modelos, mas possuem uma elevada potncia energtica. Trata-se de um modelo

muito suscetvel a corroso dos componentes, j que a gua atinge altssimas

temperaturas e presses (aproximadamente 320oC e 135 atm).

Vrios defeitos foram encontrados nos PWR ao longo dos anos e mesmo assim,

problemas novos foram encontrados h pouco tempo.

O mesmo ocorre com os outros reatores. Problemas novos aparecem, sem que

possamos evit-los.

Vale lembra o acidente que afundou a maior plataforma de petrleo da

PETROBRAS e os resultados da anlise do acidente:

"A Comisso de Sindicncia que apurou o acidente da P-36 concluiu que foi uma

seqncia de eventos que se alinharam de forma nica e que, isoladamente, no teriam

provocado seu afundamento. A Comisso fez recomendaes para melhorar os

processos internos, como os de emergncia e de operao." - PETROBRAS em

Aes/Julho de 2001


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6.6 ACIDENTES IMPORTANTES

Diversos acidentes e incidentes ocorreram em usinas nucleares. A seguir

analisaremos os dois mais importantes.

6.6.1 Chernobyl

O acidente nuclear de Chernobyl ocorreu dia 26 de abril de 1986, na Usina

Nuclear de Chernobyl (originalmente chamada Vladimir Lenin) na Ucrnia (ento parte

da Unio Sovitica). considerado o pior acidente nuclear da histria da energia

nuclear, produzindo uma nuvem de radioatividade que atingiu a Unio Sovitica,

Europa Oriental, Escandinvia e Reino Unido.

Grandes reas da Ucrnia, Bielorrssia (Belarus) e Rssia foram muito

contaminadas, resultando na evacuao e reassentamento de aproximadamente 200

mil pessoas. Cerca de 60% de radioatividade caiu em territrio bielorrusso.

O acidente fez crescer preocupaes sobre a segurana da indstria nuclear

sovitica, diminuindo sua expanso por muitos anos, e forando o governo sovitico aser menos secreto. Os agora separados pases de Rssia, Ucrnia e Bielorrssia

(Belarus) tm suportado um contnuo e substancial custo de descontaminao e

cuidados de sade devida ao acidente de Chernobyl. difcil dizer com preciso o

nmero de mortos causados pelos eventos de Chernobyl, devido s mortes esperadas

por cncer, que ainda no ocorreram e so difceis de atribuir especificamente ao

acidente. Um relatrio da ONU de 2005 atribuiu 56 mortes at aquela data 47

trabalhadores acidentados e 9 crianas com cncer de tireide e estimou que cerca

de 4000 pessoas morrero de doenas relacionadas ao acidente. O Greenpeace, entre

outros, contesta as concluses do estudo.

O governo sovitico procurou esconder o ocorrido da comunidade mundial, at

que a radiao em altos nveis foi detectada em outros pases. Segue um trecho do

pronunciamento do lder da Unio Sovitica, na poca do acidente, Mikhail Gorbachev,

quando o governo admitiu a ocorrncia:

"Boa tarde, meus camaradas. Todos vocs sabem que houve um inacreditvel

erro o acidente na usina nuclear de Chernobyl. Ele afetou duramente o povo


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sovitico, e chocou a comunidade internacional. Pela primeira vez, ns confrontamos a

fora real da energia nuclear, fora de controle."A usina de Chernobyl est situada no assentamento de Pripyat, Ucrnia, 18 km a

noroeste da cidade de Chernobyl, 16 km da fronteira com Belarus, e cerca de 110 km

ao norte de Kiev. A usina era composta por quatro reatores, cada um capaz de produzir

1 GW de energia eltrica (3.2 GW de energia trmica). Em conjunto, os quatro reatores

produziam cerca de 10% da energia eltrica utilizada pela Ucrnia na poca do

acidente. A construo da instalao comeou na dcada de 1970, com o reator No. 1

comissionado em 1977, seguido pelo No. 2 (1978), No. 3 (1981), e No. 4 (1983). Dois

reatores adicionais estavam em construo na poca do acidente.

As quatro instalaes eram projetadas com um tipo de reator chamado RBMK-

1000.

Figura 6.2 O reator RBMK de Chernobyl

Sbado, 26 de abril de 1986, 01h23min hora local, o quarto reator da usina de

Chernobyl - conhecido como Chernobyl - 4 - sofreu uma catastrfica exploso de vapor

que resultou em incndio, uma srie de exploses adicionais, e um derretimento

nuclear.

H duas teorias oficiais, mas contraditrias, sobre a causa do acidente. A

primeira foi publicada em agosto de 1986, e atribuiu a culpa, exclusivamente, aos

operadores da usina. A segunda teoria foi publicada em 1991 e atribuiu o acidente a


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defeitos no projeto do reator RBMK, especificamente nas hastes de controle. Ambas as

teorias foram fortemente apoiadas por diferentes grupos, inclusive os projetistas dosreatores, pessoal da usina de Chernobyl, e o governo. Alguns especialistas

independentes agora acreditam que nenhuma teoria estava completamente certa.

Outro importante fator que contribuiu com o acidente foi o fato que os operadores

no estavam informados sobre certos problemas do reator. De acordo com um deles,

Anatoli Dyatlov, o projetista sabia que o reator era perigoso em algumas condies,

mas intencionalmente omitiu esta informao. Isto contribuiu para o acidente, uma vez

que a gerncia da instalao era composta em grande parte de pessoal no qualificado

em RBMK: o diretor, V.P. Bryukhanov tinha experincia e treinamento em usina

termoeltrica a carvo. Seu engenheiro chefe, Nikolai Fomin, tambm veio de uma

usina convencional. O prprio Anatoli Dyatlov, ex-engenheiro chefe dos Reatores 3 e 4,

somente tinha "alguma experincia com pequenos reatores nucleares".

Algumas ressalvas so importantes:

a) O reator tinha um coeficiente a vazio positivo perigosamente alto. Dito de forma

simples, isto significa que se bolhas de vapor se formam na gua de resfriamento, a

reao nuclear se acelera, levando sobrevelocidade se no houver interveno. Pior,com carga baixa, este coeficiente a vazio no era compensado por outros fatores, os

quais tornavam o reator instvel e perigoso. Os operadores no tinham conhecimento

deste perigo e isto no era intuitivo para um operador no treinado.

b) Um defeito mais significativo do reator era o projeto das hastes de controle. Num

reator nuclear, hastes de controle so inseridas no reator para diminuir a reao. No

projeto do reator RBMK, as pontas das hastes de controle eram feitas de grafite e os

extensores (as reas finais das hastes de controle acima das pontas) eram ocas echeias de gua, enquanto o resto da haste - a parte realmente funcional que absorve os

nutrons e, portanto pra a reao - era feita de carbono-boro. Com este projeto,

quando as hastes eram inseridas no reator, as pontas de grafite deslocavam uma

quantidade do resfriador (gua). Isto aumenta a taxa de fisso nuclear, uma vez que o

grafite um moderador de nutrons mais potente. Ento nos primeiros segundos aps

a ativao das hastes de controle, a potncia do reator aumenta, em vez de diminuir,

como desejado. Este comportamento do equipamento no intuitivo (ao contrrio, o


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esperado seria que a potncia comeasse a baixar imediatamente), e, principalmente,

no era de conhecimento dos operadores.c) Os operadores violaram procedimentos, possivelmente porque eles ignoravam os

defeitos de projeto do reator. Tambm muitos procedimentos irregulares contriburam

para causar o acidente. Um deles foi a comunicao ineficiente entre os escritrios de

segurana (na capital, Kiev) e os operadores encarregados do experimento conduzido

naquela noite.

importante notar que os operadores desligaram muitos dos sistemas de

proteo do reator, o que era proibido pelos guias tcnicos publicados, a menos que

houvesse mau funcionamento.

De acordo com o relatrio da Comisso do Governo, publicado em agosto de

1986, os operadores removeram pelo menos 204 hastes de controle do ncleo do

reator (de um total de 211 deste modelo de reator). O mesmo guia (citado acima)

proibia a operao do RBMK-1000 com menos de 15 hastes dentro da zona do ncleo.

Seqncia de Eventos

A equipe operacional planejou testar se as turbinas poderiam produzir energia

suficiente para manter as bombas do lquido de refrigerao funcionando, no caso deuma perda de potncia, at que o gerador de emergncia, a diesel, fosse ativado. Para

prevenir o bom andamento do teste do reator, foram desligados os sistemas de

segurana. Para o teste, o reator teve que ter sua capacidade operacional reduzida

para 25%. Este procedimento no saiu de acordo com planejado. Por razes

desconhecidas, o nvel de potncia de reator caiu para menos de 1% e por isso a

potncia teve que ser aumentada. Mas 30 segundos depois do comeo do teste, houve

um aumento de potncia repentina e inesperada. O sistema de segurana do reator,que deveria ter parado a reao de cadeia, falhou. Em fraes de segundo, o nvel de

potncia e temperatura subiu em demasia. O reator ficou descontrolado. Houve uma

exploso violenta.

A cobertura de proteo, de 1000 t, no resistiu. A temperatura de mais de

2000C, derreteu as hastes de controle. A grafite que cobria o reator pegou fogo.

Material radiativo comeou a ser lanado na atmosfera.

Para reduzir custos, e devido a seu grande tamanho, o reator foi construdo com


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somente conteno parcial. Isto permitiu que os contaminantes radioativos escapassem

para a atmosfera depois que a exploso de vapor queimou os vasos de pressoprimrios. Depois que parte do teto explodiu, a entrada de oxignio combinada com a

temperatura extremamente alta do combustvel do reator e do grafite moderador

produziu um incndio da grafite. O incndio contribuiu para espalhar o material

radioativo e contaminar as reas vizinhas.

Segundo a CNEN, acidentes como o da usina de Chernobyl, por exemplo, no

podem ocorrer em usinas como a de Angra, que utiliza reator a gua pressurizada

(PWR), em que os elementos combustveis esto dentro de um grande e resistente

vaso de presso de ao, circundados por conteno que impede quaisquer emisses

em caso de acidente. Nos reatores do tipo PWR o sistema automtico de segurana

no pode ser bloqueado; usa-se gua que, diferentemente do grafite, no entra em

combusto quando aquecida.

Alm disso, o edifcio do reator uma estrutura de segurana, construda para

suportar impactos, e no simplesmente um prdio industrial convencional, como o de

Chernobyl. Os elementos combustveis em reatores do tipo de Chernobyl ficam contidos

em canais dentro de uma matriz de grafite. O conjunto no possui envoltrio, obrigatrionos reatores utilizados no Ocidente. As anlises do acidente apontaram para um

sistema deficiente de desligamento de emergncia, alm de violaes de

procedimentos por parte do pessoal de operao. Reatores como o da usina de

Chernobyl s se construam dentro da antiga URSS e s eram exportados para pases

ligados ao bloco sovitico.

6.6.2 Acidente em Three Mile Island

Em 28 de Maro de 1979, prximo a Harrisburg, na Pensilvnia, aconteceu o pior

acidente nuclear dos Estados Unidos com o reator da unidade 2 de 900 MW PWR da

Usina Nuclear de Three Mile Island, meses aps o comeo de sua operao comercial

que se deu em 30.10.1978. O acidente foi causado por falha de equipamento e erro

operacional em avaliarem-se as condies do reator. A falha de equipamento causou

uma perda gradual de gua de resfriamento no ncleo do reator, o que resultou em


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fuso parcial das varetas de elemento-combustvel urnio e na liberao de material

radioativo. No houve vtimas, nem mortes.Devido a este acontecimento foi criado o Institute of Nuclear Power Operations

destinado a promover a excelncia no treinamento, gerenciamento e operao.

O acidente comeou s 4 h do dia 28 de Maro, quando as bombas de gua de

alimentao do gerador de vapor (circuito secundrio) sofreram uma falha tanto

mecnica e eltrica. Neste momento, aconteceu o desarme da turbina e do gerador.

Isto fez com que a temperatura e presso do reator (circuito primrio) aumentassem.

Antes que o sistema de proteo entrasse em funcionamento, desarmando o reator,

uma vlvula de segurana localizada no pressurizador do sistema primrio entrou em

operao.

Aps a atuao desta vlvula de segurana que o reator foi desligado. O reator

comeou a perder presso com a abertura da vlvula. No entanto, a vlvula de

segurana no fechou totalmente, e a presso continuava a baixar provocando mais

perda de gua de resfriamento. Esta perda excessiva de gua de resfriamento fez com

que a temperatura no ncleo do reator aumentasse acima da temperatura normal de

operao.Neste ponto, os operadores avaliaram incorretamente o problema. Concluram que

a vlvula de segurana estava fechada, devido a erro na sinalizao no painel de

operao e que o reator estava em sobrepresso.

Uma manuteno ocorrida 48 horas antes neste sistema havia deixado uma

vlvula incorretamente fechada, impedindo o sistema de funcionar e manter um fluxo de

gua no sistema secundrio. Sendo que isto s foi desfeito 8 minutos depois de

acontecido o acidente.A gua evaporada no circuito primrio com a abertura da vlvula de segurana

no foi reposta no sistema e com a queda de presso a gua que havia no sistema

comeou tambm a vaporizar.

A presso continuou a cair e grandes bolhas de vapor se formaram e impediram a

eficincia do resfriamento com a gua remanescente no sistema. Estas bolhas no

sistema mantiveram o pressurizador cheio de gua. O indicador de nvel do

pressurizador na sala de controle indicava ao operador que o sistema estava cheio de


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gua. Assim, o operador desligou a bomba que adicionava gua neste sistema.

A temperatura no ncleo do reator ultrapassou o ponto de fuso do urnio e domaterial onde estavam as varetas. Os elementos comearam a oxidar-se liberando

hidrognio e acentuando o aquecimento. A tubulao do sistema primrio se rompeu e

aproximadamente 2,5ML de gua radioativa vazaram dentro do prdio do reator.

Para controlar a quantidade excessiva de gua que vazou do sistema de

resfriamento do reator, 1,5 ML de gua foram lanados no rio Susquehanna. Alm

disto, gases radioativos liberados atravs da vlvula de segurana atingiram a

atmosfera e alguns elementos radioativos passaram atravs das paredes de mais de 1

m de espessura da usina.

Uma grande bolha de hidrognio se formou no ncleo do reator. Caso explodisse,

toda a usina seria completamente destruda e grande quantidades de materiais

radioativos seriam liberadas para o meio ambiente.

Apesar disto, o presidente Carter visitou o reator e declarou que o acidente estava

sob controle em 1 de abril. Em 3 de abril, conseguiu-se desfazer esta bolha de

hidrognio e o reator comeou a resfriar.

Para assegurar a segurana da populao mais suscetvel radiao, ogovernador recomendou a evacuao de todas as mulheres grvidas e crianas com

idade pr-escolar em 30 de maro. Os demais deveriam permanecer no interior de suas

casas.

A limpeza da rea do acidente durou at 1993. Em 28 de dezembro de 1993 foi

colocada sob armazenagem monitorada. Enquanto isto, a unidade 1 permanece em

operao e ambos os reatores sero descomissionados a partir de maio de 2008.

6.7 ATOS DE SABOTAGEM E TERRORISMO

A destruio do World Trade Center em 11 de Setembro de 2001, trouxe tona

preocupaes com possveis ataques de terroristas s centrais nucleares. A Nuclear

Regulatory Commission dos Estados Unidos recomendou s usinas nucleares

americanas que voltassem a adotar todas as medidas requeridas para garantir o mais

alto nvel de segurana. No mesmo momento, o Departamento de Energia enquadrou


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os laboratrios de armas nucleares dentro do mesmo nvel de vigilncia. Veja onde se

concentram alvos onde h fabricao de armas nucleares nos Estados Unidos.Para produzir uma bomba nuclear, o material deve ser enriquecido a uma

a energia nuclear hoje

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