palestra ciclos
Post on 18-Jan-2016
13 Views
Preview:
DESCRIPTION
TRANSCRIPT
Humberto Vitor Soares
Patrícia Amélia de Lima Reis
Tópicos• INTRODUÇÃO
Aspectos gerais da energia nuclear Elemento urânio Urânio como combustível nuclear Indústrias Nucleares do Brasil- INB Reservas de urânio no mundo e no Brasil
• CICLO DO COMBUSTÍVEL NUCLEAR Mineração e beneficiamento Conversão do urânio Enriquecimento Reconversão Fabricação do combustível Queima no reator Reprocessamento Gerenciamento de Rejeitos Deposição final
2
IntroduçãoA energia elétrica de origem nuclear é obtida a partir do calor gerado por umareação nuclear (fissão) do combustível (urânio).
Utilizando-se o princípio básico de funcionamento de uma usina térmicaconvencional que é sempre igual:
A queima do combustível convencional produz calor que ferve a água deuma caldeira transformando-a em vapor. O vapor movimenta uma turbina que, por sua vez, dá partida a umgerador que produz a eletricidade.
3
Conteúdo energético dos principais combustíveis
Combustível Pode produzir cerca de
1 kg de madeira 2 kwh
1 kg de carvão 3 kwh
1 kg de óleo 4 kwh
1 m3 de gás natural 6 kwh
1 kg de urânio natural (Usina nuclear com reator do tipo PWR)
60.000 kwh
Fonte: International Nuclear Societies Council, Report on nuclear power.
4
Comparação de custo entre centrais térmicas
5
Emissões de gases por centrais térmicas
Emissão de CO2 por kw.h de energia elétrica gerada
Caso todas as usinas a carvão fossem substituídas por usinas nucleares deixariam de chegar a atmosfera cerca de 5 bilhões de toneladas de CO2/ ano.
6
Geração de energia elétrica por tipo de combustível no mundo (2006)
Fonte: IEA, 20087
Urânio
9
• O elemento químico urânio é um metal encontrado em formações rochosas da crosta terrestre, aparecendo como constituinte da maioria da rochas.
• Não tem uma cor característica, pode ser amarelo, marrom, ocre branco, cinza... as muitas cores da terra.
O minério urânio
10
Combustível nuclear: Urânio
O urânio figura como fonte primária da matriz energética mundial desdemeados dos anos 60.
O urânio extraído não chega a usina em estado puro. Pelo contrário:passa por um processo bastante complexo.
O processo completo de utilização do urânio abrange ainda a destinaçãodo material utilizado.
A extração do urânio não é a única forma para obtenção do combustívelutilizado nas centrais nucleares.
Existem também as fontes secundárias, compostas por: material obtidocom a desativação de artefatos bélicos; estoques civis e militares;reprocessamento do urânio já utilizado e sobra do material usado noprocesso de enriquecimento.
Em 2006, segundo a IEA, o urânio extraído das reservas respondeu por54% da energia nuclear produzida no mundo. O restante veio de fontessecundárias. 12
Reservas mundiais de urânio recuperáveis de baixo custo: US$ 80 / kg U
309000 toneladas: 6ª maior reserva mundial
Fonte: OECD NEA & IAEA, Uranium 2007: Resources, Production and Demand ("Red Book").
30 reatores em operação por 35 anos!
Reserva de Urânio no mundo
13
• As Indústrias Nucleares do Brasil atuam na cadeia produtiva do urânio, damineração à fabricação do combustível que gera energia elétrica nas usinasnucleares.
• Vinculada ao Ministério da Ciência, Tecnologia e Inovação, a INB temsua sede na cidade do Rio de Janeiro e está presente nos estados da Bahia,Ceará, Minas Gerais, Rio de Janeiro e São Paulo.
• Apenas a INB é autorizada pelo Governo Federal a extrair e processar ourânio e demais minerais radioativos.
INB- Caldas- MG INB- Caetité- BA INB- Itataia- CE 14
Depósitos e instalações da INB
15
• O Brasil possui uma das maiores reservas mundiais de urânio o que permite o suprimento das necessidades domésticas a longo prazo e a disponibilização
do excedente para o mercado externo.
• Trabalhos de prospecção e pesquisa mineral foram realizados em apenas 25% do território nacional.
Fonte: INB (2006)
Reservas de urânio no Brasil
16
• Em 1998 o urânio começou a serexplorado em Caetité, na Bahia.
• Caetité possui 100 mil toneladas, volumesuficiente para abastecer o complexonuclear de Angra I, II e III por 100 anos.
• A Unidade de Concentrado de Caetitéproduz anualmente cerca de 400toneladas/ano de concentrado de urânio,o suficiente para abastecer as usinasAngra 1 e Angra 2.
• A produção brasileira de urânio começou em 1982, no município de Caldas,em Minas Gerais, onde uma reserva já conhecida, foi explorada durante 13anos, abastecendo a usina de Angra 1 e programas de desenvolvimentotecnológico.
• Com o avanço das prospecções geológicas, outras reservas foramdescobertas e, em 1995 a unidade da INB em Caldas encerrou a produção deurânio, entrando então na fase de descomissionamento.
17
Recursos adicionais estimados (não conhecidos)
Fonte: INB (2006) 18
CICLO DO COMBUSTÍVEL NUCLEAR
O Ciclo do Combustível Nuclear é o conjunto
de etapas do processo industrial que
transforma o mineral urânio, desde quando
ele é encontrado em estado natural até sua
deposição final.
20
CICLOS DO COMBUSTÍVEL
CICLO ABERTOPrevê disposição do combustível
(Brasil, EUA, ...)
CICLO FECHADOAdmite reprocessamento do urânio(França, Bélgica, Inglaterra e Japão)
21
Ciclo aberto
22
Ciclo fechado
23
Mineração e beneficiamento
• Na usina de beneficiamento o urânio é extraído do minério, purificado econcentrado sob a forma de um sal de cor amarela, conhecido como"yellowcake". No Brasil, tais atividades são desenvolvidas no município deCaetité, no Estado da Bahia.
• Durante a fase de extração e processamento do minério os níveis deradioatividade são permanentemente monitorados e controlados pelosórgãos reguladores.
Caetité- BritagemConcentrado de urânio- yelowcake
25
Minério Triturado EstocadoAquecimento
(remover material orgânico)
Moído
LixiviaçãoFiltrosExtração do solvente
Precipitação Lavagem Centrifugação
Secagem
Estocagem em tambores de aço
H2SO4
NaClO3
(oxidante)
NH4Cl
Processo de beneficiamento do urânio
26
Enriquecimento
Conversão
• A conversão do urânio - transformação do yellowcake - U3O8 emhexafluoreto de urânio - UF6 - é um conjunto de processos físicos equímicos que versam sobre a transformação de compostos de urânio ondeo UF6 é o produto final.
• O UF6 foi escolhido para ser utilizados nos processos de enriquecimento do urânio por suas propriedades especiais:
i. O UF6 é sólido a temperatura ambiente. ii. Com pequenas elevações de temperatura, o UF6 se torna gás
tornando-se ideal para os processos de enriquecimento.
Propriedades do UF6
Densidade do sólido 4,68 g/cm3
Densidade do líquido 3,63 g/cm3
Ponto de fusão (ponto triplo) 64,05 ºCPonto de ebulição (sublimação) 56,54 ºC
28
USEXA- Unidade piloto de hexafloreto de urânio. Centro experimental Aramar- Sorocaba – SP.
Atualmente essa conversão é feita na CAMECO, no Canadá e, posteriormente o enriquecimento é realizado no consórcio europeu URENCO.
Cilindros de Hex de 30”
O UF6 forma cristais cinza na CNTP
29
Enriquecimento
Enriquecimento
O urânio, como ocorre na natureza
compreende 2 isótopos principais 235U 0,711%238U 99,28%
Objetivo Aumentar a proporção de 235U de 0,711% para onível necessário
Somente o 235U é físsil
31
Processos de enriquecimento são feitos no gás UF6.
Dentre os diversos métodos de enriquecimento de urânio somente 2processos são viáveis para a produção industrial:
Processo de Difusão Gasosa
Processo de Ultracentrifugação 32
Difusão gasosa
O principal processo de enriquecimento de urânio empregado pelosEstados Unidos é a difusão gasosa.
Em 1945, no complexo de Oak Ridge (K-25) foi obtido o urânio 235através de 3122 estágios. 33
Baseia-se no uso da diferença de velocidade das moléculas dosisótopos de urânio a uma mesma temperatura.
34
A pequena diferença entre as velocidades de efusão do 235UF6
e 238UF6 nos diz que são necessários muitas barreiras de efusão (estágios) para o enriquecimento.
35
A radioatividade não é um problema no processo de difusão gasosa, desde que o urânio é
predominantemente um emissor α. Então nenhuma blindagem especial é necessária.
O fator de separação α ~ 1.004
Problemas:
1. Complexidade (muitos estágios)2. Entupimento das barreiras com sólidos3. Vazamentos4. Eletricidade ~ 3MWh/SWU5. A concentração do urânio em componentes sólidos pode
causar a formação de massa crítica principalmente nosúltimos estágios de enriquecimento.
36
ultracentrifugação
• A tecnologia de ultracentrifugação foi desenvolvida naAlemanha, durante a 2º Guerra Mundial.
Atualmente, menos de 10 países no mundo dominam estatecnologia, sendo o Brasil um deles.
• O Brasil vêm desenvolvendo está técnica desde o final dadécada de 70, a primeira ultracentrífuga foi construída em1982 e a primeira cascata 6 anos depois.
• As ultracentrífugas brasileiras empregam um sistema derotação diferente de outros países, que utilizam um sistemasustentado por mancal mecânico, enquanto o rotordesenvolvido no Brasil gira levitando por efeitoeletromagnético, o que reduz o atrito e, emconseqüêntemente, os desgastes e a manutenção.
37
• Utilizando parte das instalações da Fábrica de Combustível Nuclear da INB, em Resende - RJ, encontra-se em implantação a primeira planta de enriquecimento isotópico de urânio, em escala industrial, constituída de cascatas de ultracentrífugas desenvolvidas e fornecidas pelo Centro Tecnológico da Marinha em São Paulo (CTMSP).
• A primeira das dez cascatas foi inaugurada em 2006. Prevê-se para final de 2012 a conclusão da primeira fase do empreendimento, compreendendo o total de dez cascatas, que fornecerão a quantidade de urânio enriquecido para a produção de combustíveis nucleares para suprimento de 100% das necessidades do reator de ANGRA 1 e 20% de ANGRA 2.
38
As centrífugas usam o princípio de que em um
cilindro, girando a alta velocidade , as forças
centrífugas tendem a comprimir as moléculas de gás
nas paredes do cilindro. As moléculas mais leves,
neste caso as de 235UF6, e com maior velocidade
tendem a se concentrar no centro.
Ultracentrifugação
Duas tubulações de saída recolhem o urânio, sendo
que numa delas segue o urânio que tiver maior
concentração de isótopos 235 (urânio enriquecido),
e na outra, o que tiver mais do isótopo 238
(chamado de subproduto).
39
Como grandes quantidades de material enriquecido são
necessárias ao suprimento dos combustíveis nucleares, e a
produção por elemento separador é diminuta, utiliza-se
industrialmente o acoplamento de inúmeros elementos
separadores em paralelo, formando a configuração
conhecida como “estágio de separação”.
40
O fator de separação α ~ 1.1 - 1.2
-
A separação isotópica na centrífuga é um processo termodinâmico reversível e o consumo de potência é muito menor do que no processo de difusão gasosa,
Eletricidade ~0,3 MWh/SWU
41
A. Método Eletromagnético
• Utilizado no início do programa USA.
• Neste método, um feixe de íons deurânio passa através de um campomagnético transverso.
• Este separa o feixe dos íons deurânio, que passam a seguirtrajetórias dependendo de sua razãocarga/massa.
Existem outros métodos de enriquecimento do urânio que ainda não são usados na industria:
U235
U238
42
B. Método Separation Nozzle (Processo Aerodinâmico)
Processo desenvolvido na Alemanha, Brasil, África do Sul, Holanda
A mistura de H2 (ou Hélio) eUF6 é forçada a entrar noorifício a pressões de 266 a2660 Pa.
A mistura de gasesexperimenta uma grandeaceleração centrífuga e semovendo através da fendacurva se espalha.
Dois caminhos são fornecidos:um para as moléculas leves eum para as pesadas.
43
Técnicas Laser LIS (Laser Isotope Separation)
• A separação isotópica do urânio pode ser alcançada baseando-se no princípio de fotoexcitação. Tais tecnologias são:
• AVLIS Atomic Vapor Laser Separation
• MLIS Molecular Laser isotope Separation
• SILEX Separation of isotopes by Laser Excitation
Vem sendo desenvolvido pelos EUA a partir de 1985.
44
Neste método, faz-se uso do espectro de absorção do vapor de urâniometálico. O princípio básico deste método é excitação seletiva de um átomousando um laser “tunable”.
Exemplo: Método AVLIS - (Atomic Vapor Laser Isotope Separation)
Esta excitação é seguida pela ionização dos átomos seletivamenteexcitados por outro laser. Devido ao laser ser altamente monocromático, osoutros isótopos não são envolvidos neste processo de excitação.
45
Enriquecimento
Reconversão
46
Reconversão é o retorno do gás UF6 ao estado sólido, sob a forma de pó de dióxido de urânio (UO2).
Após ser enriquecido, o UF6 é enviado em recipientes para a Fábrica de Combustível Nuclear (FCN) da INB, em Resende, RJ, onde é realizada a reconversão do UF6 em UO2.
47
TCAU- Tricarbonato de amônio e uranila, sólido amarelo insolúvel em água.
UF6 aquecido a 100º C
H2O
U3O8
Etapas do projeto
Fonte: INB 48
Enriquecimento
Fabricação e montagem
49
Fabricação de pastilhas de UO2
Fonte: INB 50
Projeto e fabricação do combustível nuclear
As duas principais imposições do combustível nuclear são: O combustível não deve alcançar a temperatura de fusão (2865º
C). Nenhum produto de fissão deve ser liberado para o refrigerante.
51
Revestimento do combustível
• Previne a corrosão do combustível pelo refrigerante.
• Retém os produtos de fissão resultante da quebra do núcleo do urânio durante a geração de energia.
• Acomoda a mudança de volume do combustível.
• Transfere calor do combustível para o refrigerante.
O revestimento do combustível serve para as principais finalidades:
52
53
Elemento combustível
• Um elemento combustível com 530 kg de urânio tem capacidade para osuprimento de energia elétrica a 42.000 residências médias durante um mês.
• Para fornecimento a um mesmo número de residências, em igual período,seriam necessárias cerca de 5.200 t de petróleo ou 13.000 t de carvão.
54
Elemento combustível produzido pela INB
• Tecnologia Siemens/Areva.
• Conjunto possui 236 varetas combustíveis;
• 9 grades espaçadoras;
• 20 tubos guias;
• 1 tubo de instrumentação;
• 2 bocais (um inferior e um superior).
• Tecnologia Westinghouse.
• Conjunto possui 235 varetas combustíveis;
• 8 grades espaçadoras;
• 20 tubos guias;
• 1 tubo de instrumentação;
• 2 bocais (um inferior e um superior).
Elemento combustível para Angra 1 Elemento combustível para Angra 2
55
Enriquecimento
Queima do combustível no reator
56
06/06/2012 57
Aquisição do Novo Combustível
• As atividades necessárias para projetar, fabricar e transportar o combustívelsão iniciadas cerca de dois anos antes da parada da usina para recarga.
• Estas atividades envolve não apenas o grupo de gerenciamento decombustível, mas também o fabricante do combustível, a empresa queconverte U3O8 em UF6, a planta de enriquecimento, o grupo que revê oprojeto do combustível, o grupo que licencia o combustível.
• As paradas programadas nos reatores para reabastecimento de combustível ocorrem a cada 12 meses, aproximadamente, devido à duração do combustível nuclear.
• A cada recarga são trocados 1/3 do combustível e o restante é remanejado.
Usina nuclear de Angra 1 e 2
58
Enriquecimento
Armazenamento
59
• Combustível irradiado é o combustível que foi utilizado em reatores nuclearese não é mais capaz de sustentar a reação em cadeia.
• Combustível irradiado continua a gerar calor por causa do decaimentoradioativo dos elementos dentro do combustível. Apesar deste calor dedecaimento diminuir rapidamente no início, ele continua a ser gerado pormuitos anos depois de ser retirado do reator. Existem, por isto regulamentose técnicas para o manuseio e armazenamento deste combustível para garantira proteção do público e do meio ambiente.
2% Transurânicos (Pu, Np, Am, Cm) Meia vida longa, geração de calor, proliferação
5% produtos de fissão Geração de calor, meia vida longa
93% urânio volume de rejeito
• Objetivo : Permitir o decréscimo do calor de decaimento e manter o combustível irradiado em segurança na usina até o tempo de transporte.
• Soluções técnicas Piscinas na usina quando o calor de decaimento é
alto, a seguir encaminhados para depósitos secos.
Armazenado na piscina no prédio do reator
Armazenamento inicial :
I. A secoa. Em CASKS armazenados a céu abertob. Em CASKS abrigados em estruturas apropriadas
II. Em piscinas abrigadas em estruturasapropriadas
Dados Angra I Angra II Angra III
Data de início de operação das usinas 1985 2000 2014
Vida útil projetada em anos 60 60 60
N˚ de ECs no núcleo do reator 121 193 193
Capacidade da piscina do reator 1252 1084 1084
Total de combustível irradiado durante a vida útil das plantas (valor estimado) 8000
A Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto será dotada de instalação específica externa às usinas para estocagem de elementos combustíveis das usinas Angra I,
Angra II e Angra II, ao longo da vida útil destas unidades.
Técnicas de Reprocessamento
Ciclo do Combustível - Urânio Usina nuclear de 1000 MW de eletricidade em um ano
215 t
urânio
empobrecido
Queima do urânio-235
35 t combustível queimado
33.4 t urânio-238
0.3 t urânio-235
0.3 t plutônio
1.0 t produtos de fissão
800.000 t de minério
250 t urânio natural
35 t urânio
enriquecido
65
Combustível de urânio com baixo enriquecimento
95.6 % U-238
4.4% U-235
Combustível gasto
0.8% U-2351.2% Pu5.4% produtos de fissão
Composição do combustível novo e gasto
92.6% U-238
66
Reprocessamento
• Objetivo
– Recuperar U, Pu para serem utilizados como combustível
– Converter os rejeitos radioativos em formas adequadas paraarmazenamento seguro
• Reprocessamento é caro, não sendo economicamente viável amenos que o preço do urânio aumente 10 vezes (ou que oarmazenamento seja muito mais caro ou impossível).
67
• O ciclo do combustível fechado é constituido por seis etapas básicas
• Ciclo Fechado Presença de reprocessamento e posterior
reutilização do material recuperado
68
• Tipos de Reprocessamento:
» PUREX
» CHELOX
» AIROX
» Coprocessamento
» UREX
» GANEX
• Envolvem diferentes formas de recuperação e reutilização de materiais físseis presentes em combustíveis irradiados
69
Reprocessamento PUREX
Pu – U - Recovery - EXtraction
• Ciclo baseado no reprocessamento do combustível irradiado e na fabricaçãodo novo combustível misto – MOX (Mixed-Oxide).
• O método PUREX realiza a extração e purificação dos óxidos de urânio eplutônio através da técnica de extração por solvente.
• A seguir os dois produtos são tratados separadamente para atingir o grau depureza desejado
70
Reprocessamento PUREX
O óxido de Plutônio puro é entãoenviado para a usina de fabricação deMOX onde é misturado com UO2 combaixo grau de enriquecimento parareduzir o alto nível de isótopos físseispresentes no PuO2 (>60%) ao teor deenriquecimento desejado.
O óxido de urânio utilizado para istopode ser o urânio natural, urânioreprocessado ou urânio proveniente dofluxo empobrecido das plantas deenriquecimento (0,2 – 0,3%) de 235U.
Não são necessárias modificações noprojeto do reator alimentado com UO2
para adaptá-lo ao MOX, apenas ajustespara compensar pequenos distúrbioscausados pela mudança do espectroneutrônico para energias mais altasacarretada pela presença de maiorquantidade de plutônio.
71
Conclusões
I. O ciclo do combustível nuclear é um sistema complexo, cobrindoprocessos que vão desde a mineração do urânio até ogerencimento de rejeitos radioativos.
II. Existem duas opções básicas para o ciclo do combustível:a. Ciclo aberto ,b. Ciclo fechado.
Atualmente o ciclo aberto é o mais usado por causa do baixopreço do urânio.
III. Para cada etapa do ciclo do combustível, existem soluçõestécnicas utilizadas pela industria nuclear. Frequentemente,múltiplas soluções para o mesmo problema. Existem opçõestecnológicas para a mineração, geração de potência eenriquecimento.
73
IV. Existem soluções para o problema da disposição final dos rejeitosnucleares. Estas soluções tem características específicas pararejeitos radioativos de baixo e de alto nível de radiação.
V. A quantidade de materiais circulantes no ciclo do combustívelnuclear é significantemente menor que nos ciclos decombustíveis fósseis; entretanto, materiais nucleares,(combustível e rejeitos) necessitam de um tratamento maisextensivo.
74
Obrigado pela atenção!
top related