introdução à engenharia nuclear

8/13/2019 Introduo Engenharia Nuclear

1/170

UMA INTRODUCAO A ENGENHARIA

NUCLEAR

Joao Jorge R. DamascenoFaculdade de Engenharia Qumica

Universidade Federal de Uberlandia


2/170


3/170

Apresentacao

A ideia de produzir este livro surgiu devido a necessidade de dar aos alunos do Cursode Engenharia Qumica da Universidade Federal de Uberlandia um material para orientacao deseus estudos na disciplina optativa Introducao a Engenharia Nuclear. Era meu desejo produzirum material sucinto mas, ao mesmo tempo, rigoroso o suficiente para dar aos meus alunoscondicoes de entender e discutir as vantagens e dificuldades oriundas da utilizacao da energianuclear para fins pacficos. Evidentemente nao tenho a pretensao de que este texto seja algoprofundo e inovador, mas acredito que ele poder a ser muito util para aqueles que desejarementender um pouco dos fenomenos que ocorrem num reator nuclear e que tornam possvel aproducao de energia eletrica a partir de reacoes nucleares.

Gostaria de agradecer a profa. Veronica Maria de Araujo Calado, da Escola de Qumicada Universidade Federal do Rio de Janeiro, pela revisaoo ortografica da primeira edicao destetrabalho.

Gostaria, tambem, de agradecer a Lucas Lacerda Gomes Reis, aluno do curso de En-genharia Qumica da Universidade Federal de Uberlandia, pela valiosa ajuda na elaboracao dasfiguras presentes neste livro.

Finalmente desejo oferecer este trabalho aos meus alunos, esperando deles crticas econtribuicoes para torna-lo cada vez mais util aos seus estudos.

Joao Jorge Ribeiro DamascenoUberlandia, Marco de 2005

3


4/170


5/170

Sumario

1 Geracao de Potencia 1

1.1 Introducao . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1

1.2 Estrutura atomica . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 2

1.3 Reacoes atomicas . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 4

1.4 Energia nuclear e forcas nucleares . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 5

1.4.1 Energia de ligacao . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 5

1.4.2 Estabilidade nuclear . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8

1.5 A fissao nuclear . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 13

1.6 A energia dos neutrons, moderacao . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 19

1.7 O ciclo do combustvel nuclear . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 21

1.8 Alguns tipos de reatores nucleares . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 24

1.8.1 Reatores com refrigerante lquido . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 25

1.8.2 Reatores refrigerados a gas . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 27

1.8.3 Reatores com combustvel fluido . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 28

1.8.4 Reatores conversores e regeneradores . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 29

i


6/170

ii

1.9 O Reator PWR . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 30

1.9.1 O Circuito primario . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 30

1.9.2 O circuito secundario . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 31

1.9.3 Sistemas auxiliares do PWR . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 32

1.10 Filosofia dos projetos de centrais nucleares . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 33

2 O Decaimento Radioativo 37

2.1 Reacoes Nucleares . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 37

2.2 Radioatividade . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 39

2.2.1 Partculas- . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 41

2.2.2 Partculas- . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 41

2.2.3 Radiacao- . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 42

2.2.4 Decaimento por emissao de positrons (decaimento positivo) . . . . . . . 44

2.2.5 Captura K . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 45

2.2.6 Emissao de neutrons . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 45

2.3 Taxas de decaimento radioativo . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 45

2.4 Equilbrio radioativo . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 52

2.4.1 t1/2(I) t1/2(II) ou k1 k2 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 53

2.4.2 t1/2(I) t1/2(II) ou k1 k2 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 55

2.4.3 t1/2(I), t1/2(II), . . . t1/2(n) tem a mesma ordem de grandeza . . . . . . . 55

2.5 Unidades de radioatividade . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 56


7/170

iii

2.6 A fissao nuclear e seus produtos . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 58

2.7 Producao de nucldeos radioativos em reatores atomicos . . . . . . . . . . . . . . 61

2.8 Calor de decaimento . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 63

3 Reacoes envolvendo neutrons 65

3.1 Introducao . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 65

3.2 Energia dos neutrons . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 66

3.3 Neutrons de fissao . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 66

3.4 Dispersao de neutrons . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 67

3.5 Neutrons termicos . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 70

3.6 Secoes de choques nucleares . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 73

3.7 Livre percurso medio dos neutrons . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 76

3.8 Fluxos de neutrons e taxas de reacoes nucleares . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 77

3.9 Criterios para escolha de um moderador . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 79

3.10 A variacao das secoes de choques com a energia dos neutrons . . . . . . . . . . . 81

3.11 A regiao 1/v . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 81

3.12 A regiao de ressonancia . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 82

3.13 A regiao de neutrons rapidos . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 85

3.14 Secao de choques para dispersao e energia dos neutrons . . . . . . . . . . . . . . 86

3.15 Projeto de nucleos de reatores . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 87

4 Fluxo de Neutrons em Reatores 93


8/170

iv

4.1 A difusao de neutrons . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 93

4.2 A termalizacao de neutrons rapidos . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 97

4.3 A difusao de neutrons termicos . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 100

4.4 O ciclo de vida de um neutron . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 102

4.5 Os fatores de multiplicacao . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 106

4.6 A equacao do reator termico . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 107

4.6.1 O modelo do grupo unico . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 108

4.6.2 O modelo do grupo unico modificado . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 109

4.6.3 O modelo dos dois grupos . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 110

4.6.4 O modelo de Fermi . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 112

4.6.5 O modelo dos multigrupos . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 113

4.7 Solucao da equacao para reatores sem refletores . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 113

4.7.1 Solucao para reatores esfericos . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 115

4.7.2 Outras geometrias simples reatores nucleares . . . . . . . . . . . . . . . . 118

4.8 Determinacao do buckling . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 119

4.9 Refletores e seus efeitos . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 125

5 Exerccios Propostos 131

A Lista Alfabetica de Elementos 137

B Lista Parcial de Isotopos 141


9/170

Lista de Figuras

1.1 Visao esquematica e simplificada da fusao nuclear. . . . . . . . . . . . . . . . . . 5

1.2 Visao esquematica e simplificada da fissao nuclear. . . . . . . . . . . . . . . . . . 6

1.3 Variacao da energia de ligacao nuclear por nucleon com o numero de massa. . . . 8

1.4 Variacao do numero de neutrons em funcao do numero de protons para os 270isotopos estaveis. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 9

1.5 As cadeias regenerativas do uranio (A) e do torio (B). . . . . . . . . . . . . . . . 13

1.6 Distribuicao da energia liberada na fissao do U235. . . . . . . . . . . . . . . . . . 18

1.7 O ciclo do combustvel nuclear. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 24

1.8 Esquema simplificado de um reator refrigerado por lquido. . . . . . . . . . . . . 25

1.9 Esquema simplificado de um reator refrigerado por lquido em ebulicao. . . . . . 27

1.10 Esquema simplificado de um reator refrigerado a gas, com ciclo aberto e direto. . 28

1.11 Esquema simplificado de um reator refrigerado a gas com ciclo fechado e direto. . 29

1.12 Esquema simplificado de um reator com combustvel fluido. . . . . . . . . . . . . 30

2.1 Tipos de radiacao-: (a) forte e (b) suave. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 43

2.2 Isomeria nuclear. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 43

v


10/170

vi

2.3 Taxa de decaimento radioativo em funcao do numero de meias-vidas. . . . . . . . 47

2.4 Determinacao experimental da constante de decaimento em papel mono-log. . . . 49

2.5 Determinacao experimental da constante de decaimento em papel milimetrado. . 49

2.6 Cadeia de decaimento radioativo doU235. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 53

2.7 Cadeia de decaimento radioativo doX e140 (produto de fissao do U235). . . . . . 54

2.8 Numero de atomos em funcao do tempo para o caso de k1 k2. . . . . . . . . . 54

2.9 Numero de atomos em funcao do tempo para o caso de k1 k2. . . . . . . . . . 55

2.10 Numero de nucleos versus tempo para o caso de k1 e k2 serem da mesma ordemde grandeza. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 56

2.11 Modelo para fissao nuclear. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 59

2.12 Fatores de producao para reacoes de fissao. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 60

3.1 Secao de choques total para o cadmio, ndio e boro. . . . . . . . . . . . . . . . . . 67

3.2 Distribuicao de velocidades e de energia cinetica para neutrons termicos na tem-peratura T. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 71

3.3 Distribuicao de velocidades em duas temperaturas diferentes. . . . . . . . . . . . 72

3.4 Feixe de neutrons atravessando um corpo de secao transversal A. . . . . . . . . . 75

3.5 Secao de choques total para o cadmio, ndio e boro. . . . . . . . . . . . . . . . . . 78

3.6 Secoes de choques para o U235. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 82

3.7 Secoes de choques para o U238. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 83

3.8 Nveis de energia de um nucleo composto supondo o nucleo parado antes do choque. 84

3.9 Espacamento e meia-espessura dos picos de absorcao na regiao de ressonancia. . 85


11/170

vii

3.10 Secoes de dispersao elastica para o hidrogenio na agua. . . . . . . . . . . . . . . . 86

3.11 Um reator homogeneo a uranio natural. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 88

3.12 O nucleo de um reator heterogeneo. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 90

4.1 Fuga de neutrons de um volume infinitesimal. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 96

4.2 O Ciclo de vida dos neutrons num reator. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 103

4.3 Queda na energia de neutrons de um reator em funcao do tempo. . . . . . . . . . 107

4.4 Limite de extrapolacao de um reator. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 115

4.5 Algumas geometrias simples de reatores. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 120

4.6 Distribuicao de neutrons em reatores homogeneos desprovidos de refletor. . . . . 126

4.7 Distribuicao de neutrons em reatores homogeneos dotados de refletor. . . . . . . 126

4.8 Distribuicao de neutrons em reatores homogeneos que possibilita um funciona-mento otimo do reator. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 127

4.9 Distribuicao de neutrons em reatores termicos esfericos e homogeneos com e semrefletor. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 128

4.10 Variacao daeconomia dimensional pelo refletore do tamanho do reator em funcaode Te/Lt. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 130


12/170

viii


13/170

Lista de Tabelas

1.1 Principais subpartculas. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 3

1.2 Faixa de energias liberadas em reacoes. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 5

1.3 Alguns tipos de radiacoes eletromagneticas. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 11

1.4 Energia liberada por quilo de material fssil. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 16

1.5 Distribuicao da energia liberada na fissao do U235. . . . . . . . . . . . . . . . . . 17

2.1 Queda da atividade de um radionucldeo em funcao do numero de meias-vidastranscorridas (n). . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 48

2.2 Meias-vidas de alguns radioisotopos importantes. . . . . . . . . . . . . . . . . . . 50

2.3 Potencia devida ao decaimento. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 63

3.1 Classificacao dos neutrons. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 66

3.2 Numero de colisoes elasticas de neutrons necessarias para reduzir sua energia de2 MeV para 0,025 eV. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 70

3.3 Energias e velocidades de neutrons termicos. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 73

3.4 Propriedades de alguns moderadores. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 80

3.5 Producao de neutrons nos processos de fissao. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 87

3.6 Secoes de choques microscopicas para U235, U238 e uranio natural. . . . . . . . . 89

ix


14/170

x

3.7 Alguns tipos de reatores em funcao do enriquecimento do combustvel. . . . . . . 91

4.1 Caractersticas de alguns moderadores. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 102

4.2 Principais caractersticas de reatores simples sem refletor. . . . . . . . . . . . . . 120


15/170

Captulo 1

Geracao de Potencia

1.1 Introducao

Uma grande parte das usinas geradoras de potencia idealizadas pelo homem e concebida baseadaem reacoes qumicas ou nucleares. Este captulo apresentara discussoes sobre a geracao depotencia atraves de reacoes qumicas e nucleares e suas relacoes com as estruturas atomicas emoleculares; ao final, serao apresentados os principais tipos de usinas nucleares e discutidas suascaractersticas.

Durante os ultimos 50 anos as necessidades energeticas do mundo tem sido cobertaspor combustveis fosseis, principalmente carvao, petroleo e gas natural. Num futuro proximoessas fontes se esgotarao. Na atualidade, o consumo mundial de energia e da ordem de 1017

Btu por ano. Levando-se em conta o crescimento constante da populacao mundial bem como oaumento no consumo de energia per capita, pode-se estimar que no ano 2000 havera um ritmo

de utilizacao de energia de 5 a 10 vezes superior ao atual. Preve-se que as reservas de carvao,petroleo e gas natural que podem ser utilizadas, a custos nao maiores que o dobro dos atuais,equivalem a 4 1019 Btu. Isto significa que, dentro de 100 anos, mais ou menos, as reservasmundiais de combustveis fosseis economicamente utilizaveis estarao proximas do esgotamento.

Uma conclusao logica, tomando-se como referencia os dados citados, e a necessidadeda busca de novas fontes de energia durante os proximos 50 anos visto que as reservas decombustveis fosseis do planeta nao serao suficientes para suportar suas necessidades energeticas,considerando-se o rtmo de seu crescimento populacional.

Atualmente sao estudadas, principalmente, duas fontes alternativas de energia: a ener-

gia solar e a energia nuclear.

1


16/170

2 CAPITULO 1. GERACAO DE POTENCIA

Apesar de ser bastante atrativa a ideia de se utilizar de forma mais direta a energia

solar, o desenvolvimento de processos adequados em escala industrial tem sido bastante lento, ese mostrado muito dispendioso.

A energia nuclear pode ser obtida tanto por fiss ao de nucleos pesados quanto porfusao de nucleos leves. No caso da fusao existem inumeros problemas ligados a sua utilizacaocontrolada. Em contrapartida, a fissao ja se mostrou eficiente na producao de energia e competiraeconomicamente, num futuro proximo, com a energia proveniente da queima de combustveisfosseis.

A quantidade de materias-primas basicas para producao de energia nuclear via fissao,uranio e torio, existentes na crosta terrestre, ate uma profundidade de 5 km e muito grande,possivelmente da ordem de 1012 toneladas; entretanto, grande parte destas esta presente emminerios tao pobres que sua extracao seria proibitiva. As reservas conhecidas de minerios dealta qualidade sao estimadas em 2 106 toneladas. Imaginando-se que o progresso tecnologicoconsiga reduzir os custos de extracao de minerios de media qualidade pode-se chegar a conclusaoque as reservas mundiais sao da ordem de 20 milhoes de toneladas de uranio e 1 milhao detoneladas de torio.

Posteriormente sera mostrado que 1 libra de material fissionavel pode produzir umaquantidade de energia da ordem de 3 1010 Btu; consequentemente, a energia que pode serobtida das 21 106 toneladas de torio e uranio cuja extracao parece possvel economicamente

e da ordem de 1021

Btu. Tais reservas seriam suficientes para suprir as atuais necessidades deenergia do mundo por cerca de 10000 anos!

Tais dados demonstram a necessidade de se estudar profundamente a utilizacao daenergia nuclear, principalmente no que tange a modernizacao dos processos de extracao, deproducao de energia e disposicao de rejeitos.

1.2 Estrutura atomica

O atomo e constitudo de um nucleo, que e carregado positivamente e concentra a maior partede seu peso, e de partculas muito mais leves, carregadas negativamente, que orbitam o nucleoa altas velocidades, os eletrons. O nucleo, por sua vez, e constitudo de subpartculas chamadasde nucleons. Existem, basicamente, 2 tipos de nucleons: os neutrons, que sao eletricamenteneutros e os protons, que sao carregados positivamente. A carga de um proton e igual a cargade um eletron, porem com sinal contrario e, como o atomo e eletricamente neutro, conclui-seque o numero de protons e igual ao numero de eletrons que o constituem.

Como ja mencionado, a maior parte da massa de um atomo esta localizada no nucleo.

As massas das 3 partculas primarias do nucleo sao apresentadas na tabela 1.1.


17/170

1.2. ESTRUTURA ATOMICA 3

Tabela 1.1: Principais subpartculas.

Partcula Smbolo Massa (amu)neutron n 1,00898proton p 1,00759eletron e 0,00055

Amu e a abreviatura de atomic mass unit, uma unidade de massa, aproximadamenteigual a 1, 66 1024 g ou 3, 66 1027 lbm.

Os atomos de todos os elementos sao constitudos dessas 3 partculas primarias e adiferenca entre suas massas ocorre por apresentarem numeros diferentes destas.

Atomos ou nucleos com o mesmo numero de protons tem propriedades fsicas e qumicassemelhantes e sao chamados de isotopos. Os isotopos tem massas diferentes por possuremquantidades diferentes de neutrons. Por exemplo, o atomo de hidrogenio possui um protonno seu nucleo e o atomo de deuterio um proton e um neutron, logo hidrogenio e deuterio saoisotopos.

O numero de protons existente no nucleo e chamado de numero atomico e e simbolizadopor Z. O numero total de nucleons no nucleo e chamado de numero de massa e e simbolizadopor A. Como as massas de um proton e de um neutron sao aproximadamente iguais a 1 amu,A e o numero inteiro mais proximo da massa do nucleo expressa em amu que, por sua vez eaproximadamente igual a massa atomica do atomo em questao. Isotopos de um mesmo elementopossuem o mesmo numero atomico mas diferem no numero de massa.

A simbologia adotada para especificar um atomo, on ou nucleo e a seguinte:

ZXA ,

onde X e o smbolo qumico do elemento, Z seu numero atomico e A seu numero de massa. Parapartculas que nao contem protons, no lugar de Z e colocada a carga eletrica relativa, em termos

da carga do proton; assim, um eletron e representado por 1e0

e um neutron por 0n1

.

Grande parte dos elementos aparecem na natureza como misturas de is otopos comdiversas abundancias. Por exemplo, o uranio aparece na natureza com, respectivamente, 99,282%, 0,712 % e 0,006 % em massa, de U238, U235 e U234, todos apresentando numero atomico92. Muitos isotopos nao existem na natureza mas sao produzidos em laboratorio ou em reatoresnucleares; o uranio, por exemplo, possui um total de 14 is otopos, tendo numeros de massavariando de 227 a 240.

O apendice A apresenta a lista alfabetica dos elementos conhecidos, com seus smbolose numeros atomicos. O apendice B lista os mesmos elementos em ordem de numeros atomicos;

a terceira coluna da a massa atomica dos elementos, levando em conta a abundancia de seus


18/170


isotopos naturais. As tres colunas seguintes apresentam os numeros de massa dos isotopos

conhecidos, suas massas atomicas e abundancia na natureza. As propriedades listadas nas tresultimas colunas serao estudadas posteriormente.

1.3 Reacoes atomicas

Existem dois tipos gerais de reacoes atomicas: reacoes qumicas e reacoes nucleares.

A Reacao qumica e uma reacao em que dois ou mais atomos se combinam ou se separampara formar novas substancias. Na reacao qumica nao ocorrem modificacoes nos nucleos dosatomos envolvidos e o processo de ligacao atomica envolve apenas interacoes entre as suas nuvenseletronicas. A massa total de material presente no incio da reacao praticamente se manteminalterada ao final da mesma. A energia liberada ou absorvida na reacao e o resduo existenteapos a ligacao ou separacao dos atomos envolvidos na reacao.

A Reacao nuclear e aquela em que ocorrem modificacoes nos nucleos dos atomos envol-vidos. Em geral as reacoes nucleares ocorrem em nucleos pouco estaveis como o dos elementosextremamente leves, como o hidrogenio e o ltio ou dos elementos extremamente pesados comoo torio e o uranio.

Existem muitos tipos de reacoes nucleares mas, para producao de energia em grandeescala, destacam-se a chamada fissao nuclear e a fusao nuclear.

Na fusao nuclear dois ou mais nucleos leves sao fundidos ou combinados para produzirnucleos mais pesados e estaveis; o novo nucleo possui uma massa pouco inferior a soma dasmassas dos nucleos originais.

Na fissao nuclear, um nucleo pesado e dividido em dois ou mais nucleos leves cuja somadas massas e inferior a massa do nucleo original (nucleo-pai).

Tanto na fusao quanto na fissao a massa desaparecida e convertida em energia, deacordo com a equacao de Einstein:

E= m c2 (1.1)

onde E e a energia liberada devido a reacao, m e a diferenca entre a massa total depois eantes da reacao (ou a diferenca entre a massa dos produtos e reagentes, uma vez que uma reacaonuclear e essencialmente irreversvel) e c e a velocidade da luz no vacuo.

Assim, se m < 0 (massa dos reagentes > massa dos produtos) ocorre liberacao deenergia e a reacao e dita exotermica. Se m >0 (massa dos reagentes < massa dos produtos)

ocorre absorcao de energia e a reacao e dita endotermica.


19/170

1.4. ENERGIA NUCLEAR E FORCAS NUCLEARES 5

Tabela 1.2: Faixa de energias liberadas em reacoes.

Tipo de reacao Energia / Reacaocombustao 3 a 4 eV

fusao 3 a 18 MeVfissao 200 MeV

A tabela 1.2 da a ordem de grandeza da energia produzida na combustao de 1 atomode carbono, na fissao de um atomo de uranio e na fusao de 4 atomos de hidrogenio. Um eV oueletron-volt e a energia adquirida por um eletron quando submetido a um potencial eletrico de

1 V; e uma unidade de energia muito usada em ciencia nuclear e equivale a 1, 517

10

22

Btu.Um MeV ou mega eletron-volt equivale a um milhao de eletrons-volt ou 1, 517 1016 Btu.

Deve-se salientar que as massas dos nucleos envolvidos nas 3 reacoes citadas sao bas-tante diferentes em cada reacao e, consequentemente, a geracao de energia por unidade de massade reagentes nao e a mesma apresentada na tabela 1.2.

As figuras 1.1 e 1.2 apresentam uma visao esquematica e simplificada da fusao e fissaonucleares.

Figura 1.1: Visao esquematica e simplificada da fusao nuclear.

1.4 Energia nuclear e forcas nucleares

1.4.1 Energia de ligacao

Uma constatacao interessante, observada atraves da determinacao direta das massas dos diversos

isotopos, por espectroscopia de massa, por exemplo, e que a massa real de um nucleo e sempre


20/170


Figura 1.2: Visao esquematica e simplificada da fissao nuclear.

inferior a soma das massas dos nucleons que o formam. Esta diferenca recebe o nome de defeitomassico e guarda ntima relacao com a energia que mantem ligadas as partculas no interior donucleo. Uma maneira de se determinar o defeito massico para um isotopo e a seguinte: Umavez que o atomo e eletricamente neutro, deve conter Z eletrons, Z protons e (A - Z) neutrons.A soma das massas dos constituintes do atomo e

mp Z + me Z + mn(AZ)

ondemp e a massa do proton, me a massa do eletron e mn a massa do neutron. Se for chamadodeMa massa atomica do isotopo medida experimentalmente, pode-se calcular o defeito massico(DM) da seguinte maneira:

DM = Z(me + mp) + (A Z) mn M

que quando substitudos os valores de me, mp e mn chega-se a

DM = 1, 00814 Z + 1, 00898(A Z) M (1.2)

Assim, e possvel calcular-se o defeito massico de qualquer especie nuclear (nucldeo)sempre que se conheca sua massa isotopica determinada experimentalmente.

Pela teoria da equivalencia entre massa e energia, o defeito massico e proporcional aenergia que mantem os nucleons ligados e, por isso, recebe o nome de energia de ligacao nuclear(EL). Conforme ja mostrado, a expressao da teoria da equivalencia entre energia e massa,proposta por Einstein e:

E = m c2

no sistema de unidades CGS, c = 2, 998 1010cm/s, logo

E(erg) = 8, 988 1020 m(g)


21/170


mas as unidades correntes em ciencia nuclear para energia e massa sao, respectivamente, o

eletron-volt (eV) e a unidade de massa atomica (amu) onde

1 eV = 1, 602 1012erg

1 M ev = 1, 602 106erg

1 amu = 1, 66 1024g

assim,E(M eV) = 931 m(amu) (1.3)

A equacao (1.3) indica que, para se calcular a energia de ligacao nuclear emM eV bastamultiplicar o defeito massico dado em amu por 931.

Uma grandeza mais importante que a energia de ligacao nuclear (EL) e a energia deligacao nuclear por unidade de nucleon (ELn). Assim, combinando-se as equacoes (1.2) e (1.3)tem-se

ELn = EL/A = 931

A

1, 00814 Z + 1, 00898 (A Z) M

(1.4)

A equacao (1.4) permite calcular a energia media de ligacao nuclear por unidade de

nucleon para qualquer nucldeo desde que sejam conhecidos o seu numero atomico, o seu numerode massa e a sua massa isotopica.

EXEMPLO:

Determinar a energia de ligacao por nucleon para o S n120 e para o U235.

Sn120 :Z = 50

A = 120

M = 119, 93904amu (ap.B)

ELn = 931

120(1, 00814 50 + 1, 00898 70 119, 93904)ELn = 8, 508M eV

U235 :Z = 92

A = 235

M = 235, 11704amu (ap.B)

ELn = 931

235(1, 00814 92 + 1, 00898 143 235, 11704)

ELn = 7, 591M eV


22/170


A figura 1.3 apresenta os valores das energias de ligacao por nucleon para diversos

nucleos em funcao do numero de massa. A curva mostra que para nucleos com pequenos numerosde massaELn e baixo, aumentando ate alcancar um valor maximo entre 8 e 9 M eVna regiao de50< A


23/170


Figura 1.4: Variacao do numero de neutrons em funcao do numero de protons para os 270isotopos estaveis.

As forcas coulombianas ocorrem entre os protons, que por serem positivamente carre-gados, repelem-se uns aos outros. Tais forcas sao capazes de atuar a distancias relativamentegrandes. A forca total de repulsao eletrostatica entre todos os protons do nucleo e proporcionalao quadrado do numero destes, isto e, aZ2. Para nucleos de pequeno numero de massa, a forcarepulsiva entre os protons e tambem pequena. Se for considerado como condicao de estabilidade

para um nucleo a situacao em que as forcas nucleares sejam no mnimo iguais as coulombianaspode-se entender que sao necessarios poucos neutrons para garantir esse equilbrio; isto explicao fato da relacao entre o numero de neutrons e o numero de protons, para pequenos nucleosestaveis, ser aproximadamente igual a unidade. Com o aumento de Z, as forcas repulsivas vaoaumentando cada vez mais, visto que elas sao proporcionais a Z2; o numero de neutrons devecrescer de modo nao proporcional a Z para manter a estabilidade do nucleo e, por isso, a relacaoentre o numero de neutrons e o numero de protons tende a aumentar com o aumento de Z.

Existe um limite para o excesso de neutrons sobre protons que um nucleo pode conter,mantendo-se estavel. Em consequencia deste limite, os elementos com Z > 84 nao possuemisotopos estaveis. Existem na natureza elementos com numeros atomicos compreendidos entre


24/170


84 e 92 mas todos sao isotopos instaveis, que apresentam um fenomeno conhecido com o nome

de radioatividade.

Os nucldeos radioativos desintegram-se espontaneamente, com uma velocidade bemdefinida, que depende da natureza de cada nucldeo. O nucleo instavel emite uma partcula ouradiacao eletromagnetica caracterstica e se transforma em um nucleo diferente que pode ou naoser radioativo.

A radioatividade pode se manifestar de varias formas, tanto por emissao de partculasquanto por emissao de energia sob a forma de ondas eletromagneticas. Alguns exemplos sao aemissao de partculas alfa, beta e de positrons. Alguns exemplos sao a emissao de partculas ,, positrons e de radiacao-.

Partculas-sao semelhantes a nucleos de helio, possuindo 2 protons e 2 neutrons sendopois, carregadas positivamente. O nucleo resultante de uma desintegracao tem seu numeroatomico inferior em duas unidades e seu numero de massa em 4 unidades do nucleo inicial, onucleo-pai, ou seja

ZYA (Z2)X

(A4) + 24

onde Y e o nucldeo-pai e X o nucldeo-filho.

Partculas-sao identicas a eletrons, em massa e carga. O nucleo nao contem eletrons,de modo que, na desintegracaoo eletron e produzido no nucleo pela conversao espontanea de

um neutron em um proton:

0n1 1p

1 + 10 + 0antineutrino

0

onde a partcula suplementar, o antineutrino, possui massa desprezvel e e eletricamente neutra; oantineutrino carrega parte da energia liberada na transformacao radioativa. O nucleo resultantede uma desintegracao possui um neutron a menos e um proton a mais que o nucleo-pai, logoseu numero atomico e acrescido de 1 e seu numero de massa se mantem inalterado, ou seja

ZYA (Z+1)X

A + 10 + 0antineutrino

0

Positrons sao partculas positivamente carregadas, isto e, eletrons positivos. A emissao de

positrons se deve a transformacao de um proton em um neutron:1p

1 0n

1 + +10

onde o neutrino e, como o antineutrino, uma partcula eletricamente neutra de massa desprezvel.O nucleo resultante de uma emissao de positron possui um proton a menos e um neutron a maisque o nucleo-pai, logo seu numero atomico e inferior em uma unidade e seu numero de massase mantem inalterado, em relacao ao nucleo-pai.

ZYA (Z1)X

A + +10 + 0neutrino

0

Conforme ja comentado, a emissao de partculas e de raios- e provocada pela instabi-

lidade do nucleo do elemento. A figura 1.4 mostrou que os nucleos estaveis estao compreendidos


25/170


em um limite estreito da relacao entre os numeros de neutrons e protons. Todo o elemento que

nao esta nesse intervalo e radioativo.

Se o nucleo possui uma relacao neutron/proton acima do limite de estabilidade, istoe, contem mais neutrons que o valor correspondente a seu numero atomico para ser estavel,entao devera apresentar radioatividade : um neutron se transforma em um proton, de modoa diminuir a relacao neutron/proton; o nucleo-filho sera sempre mais estavel que o nucleo-pai,mas nao necessariamente totalmente estavel.

Se o nucleo possui uma relacao neutron/proton abaixo do limite de estabilidade, istoe, possui menos neutrons que o valor correspondente a seu numero atomico para ser estavel,pode ocorrer a emissao de partculas ou +1

0. A emissao de partculas quase nunca ocorreem nucldeos com numeros atomicos intermediarios ou baixos. Com poucas excecoes a emissaode partculas so ocorre em nucleos pesados. Em nucldeos com numeros massicos baixosou intermediarios, com relacao neutron/proton abaixo do limite de estabilidade, ocorre maisfrequentemente a emissao de positrons. Apesar de muitas especies radioativas apresentaremradioatividade beta positiva, nenhuma delas e importante para o funcionamento de reatoresnucleares, razao pela qual nao nos aprofundaremos mais no estudo desses nucldeos neste curso.

Na maioria dos casos, mas nem sempre, ocorre emissao de raios-associada a desinte-gracao radioativa. Os raios- sao ondas eletromagneticas penetrantes, de grande energia, muitoparecidas com os raios-X. A diferenca entre os raios-e os raios-X reside no fato dos primei-

ros procederem do nucleo e dos ultimos de fenomenos que ocorrem fora do nucleo; em geral,a radiacao-apresenta nveis energeticos superiores aos da radiacao-X. A radiacao- e emitidaquando o nucleo resultante de uma transformacao radioativa se encontra num estado excitado,ou seja, possui energia acima do normal. O excesso de energia e emitido quase instantaneamente,na forma de ondas eletromagneticas.

A tabela 1.3 apresenta alguns dos diferentes tipos de radia cao eletromagnetica e seusrespectivos comprimentos de onda aproximados:

Tabela 1.3: Alguns tipos de radiacoes eletromagneticas.Logaritmo decimal dos

Nome da radiacao comprimentos de ondadados em metros

ondas de radio log >1infravermelho 3> log > 6

ondas termicas 4> log > 7luz visvel 6> log > 6, 2

ultravioleta 6, 2> log > 8, 3raios X 6, 8> log > 11

raios gama log < 10

Em geral, os neutrons se encontram ligados, no interior do nucleo, mas e possvel


26/170


encontra-los em estado livre. Esses neutrons livres podem interagir de diversas formas com os

nucleos atomicos. Existem 3 interacoes neutron-nucleo bastante importantes: a dispersao, acaptura e a fissao. A primeira etapa de cada uma dessas 3 interacoes consiste na absorcao deum neutron pelo nucleo formando um nucleo composto, em estado excitado, de energia internamuito elevada.

Nas reacoes de dispersao, o nucleo composto expulsa rapidamente um neutron comenergia inferior a do capturado, resultando em um nucleo residual com excesso de energia. Se aenergia adicional se manifestar sob a forma de energia interna, ocorrendo a emissao de raios-degrande energia, diz-se que a dispersao e inelastica; em contrapartida, quando a energia residualdo nucleo se manifesta apenas sob a forma de energia cinetica, diz-se que a dispersao e elastica. Ouso do termo dispersao para descrever essas reacoes se deve ao fato de que, em geral, a direcao

do neutron emitido apos a interacao ser diferente da que tinha antes da mesma. Logo apossua liberacao pelo nucleo, os neutrons possuem energia muito elevada, da ordem de milhoesde eletron-volt e, por isso, sao chamados de neutrons rapidos. Como resultado das diversascolisoes de dispersao com os nucleos existentes no meio em que o neutrons se movem, estesperdem grande parte de sua energia, tornando-se neutrons lentos, com energias nao superioresa 1 eV. Num ultimo estagio, a energia dos neutrons pode cair tanto que praticamente coincidecom a dos atomos ou moleculas que compoem o meio. Como a energia do meio depende datemperatura, recebe o nome de energia termica. Os neutrons que tem sua energia reduzidaa esse nvel recebem o nome de neutrons termicos. Na temperatura ambiente, a energia maisprovavel desses neutrons e de apenas 0,025 eV.

Ao inves de expulsar um neutron, o nucleo composto excitado pode emitir seu excesso deenergia sob a forma de raios-. Este processo e conhecido com o nome de captura radioativa, ousimplesmente captura. O nucleo residual possui um neutron a mais, sendo um isotopo do nucleo-pai com numero massico maior em uma unidade. Os processos de captura sao representadospor n-e sao muito frequentes. Quase sem excecoes, a captura ocorre com maior facilidade comneutrons lentos do que com rapidos.

No funcionamento de reatores nucleares, existem pelo menos duas rea coes de capturaimportantes: a captura de neutrons pelo U238 e a captura de neutrons pelo T h232. A seguir, saoesquematizados esses processos (ver figura 1.5):

Captura radioativa pelo 92U238

92U238 + 0n

1 92U

239 + raios

92U239

1e0 + 93N p

239

93N p239

1e0 + 94P u

239

Captura radioativa pelo 90T h232

90T h232 + 0n

1 90T h

233 + raios

90T h233

1e0 + 91P a

233

91P a233 1e0 + 92U233


27/170

1.5. A FISS AO NUCLEAR 13

Tanto o plutonio-239 quanto o uranio-233 nao sao encontrados na natureza em quan-

tidades expressivas.

Figura 1.5: As cadeias regenerativas do uranio (A) e do torio (B).

O terceiro e mais importante tipo de interacao entre neutrons e nucleos e a chamadafissao nuclear, ou simplesmente fissao. Esse processo sera estudado com mais detalhes, uma vezque e muito importante para o funcionamento de reatores nucleares.

1.5 A fissao nuclear

No processo de fissao, o nucleo composto formado apos a absorcao de um neutron se divideem dois nucleos mais leves, denominados fragmentos de fissao. Quando a energia do neutronincidente e baixa, quer dizer, o neutron e lento, os dois fragmentos em geral apresentam massasdiferentes; dizendo de outra forma, a fissao simetrica e improvavel se o neutron que a causoufor lento. A fissao so ocorre em nucleos de elevado numero atomico, sendo um fator muitoimportante o valor de Z2 e, consequentemente, da forca repulsiva no interior do nucleo.

Somente 3 nucldeos, com estabilidade suficiente para serem armazenados por longo


28/170


tempo, sao fissionaveis por neutrons de todas as energias, desde valores termicos ate de milhoes

de eletron-volt: o U233

, o U235

e o P u239

. Dos tres, apenas o U235

existe na natureza. O U233

e o P u239 sao produzidos artificialmente, por captura neutronica pelos nucldeos T h232 e U238

e posteriores desintegracoes . Existem outras especies fissionaveis por neutrons de todas asenergias mas sao radioisotopos que nao possuem valor pratico para obtencao de energia, vistoque se desintegram muito rapidamente.

Alem dos nucldeos fissionaveis por neutrons de todas as energias existem tambemaqueles que so sofrem fissao quando interagem com neutrons rapidos; dentre eles o T h232 e oU238. Para neutrons com energias inferiores a 1 MeV so ocorre captura radioativa mas, paraneutrons com energias acima deste limite pode ocorrer fissao.

Os nucldeos fissionaveis por neutrons com qualquer energia, U235, U233 e P u239, saochamados denucldeos fsseise os nucldeos que podem ser convertidos em fsseis, como oT h232 eoU238, sao chamados denucldeos ferteis. O processo pelo qual um nucldeo fertil e transformadonum nucldeo fssil recebe o nome de conversao.

Um reator destinado unicamente a produzir nucldeos f sseis a partir de nucldeos ferteise chamado de conversor. Se um reator opera de tal modo que sao produzidos mais nucldeosfsseis do que consumidos por fissao, diz-se que ele e um reator regenerador. Um reator que eprojetado exclusivamente para produzir energia e chamado de reator de producao.

A fissao nuclear e responsavel pelo funcionamento dos reatores nucleares. Nesse pro-cesso e liberada uma grande quantidade de energia por unidade de massa de combustvel nucleare tambem sao expelidos cerca de 2 a 3 neutrons por atomo fissionado; a combinacao dessas cir-cunstancias pode estabelecer uma reacao de fissao em cadeia, auto-sustentada, com producaocontnua de energia. Uma vez iniciada a fissao mediante uma fonte externa de neutrons, a reacaoe propagada pelos neutrons produzidos nas fissoes antecedentes.

Deve-se salientar que somente nucldeos fsseis podem manter uma reacao em cadeiaauto-sustentada. O T h232 e o U238 podem ser fissionados por neurons rapidos mas a reacao emcadeia nao e possvel porque a probabilidade de fissao e baixa uma vez que os neutrons perdemrapidamente a energia devido as reacoes de dispersao inelastica.

A emissao de neutrons no processo de fissao pode ser explicada da seguinte maneira:Ocorrida a fissao, os dois fragmentos, com numeros de massa compreendidos aproximadamenteentre 95 e 140, apresentam a relacao neutron/proton muito alta (aproximadamente 1,57) paraserem estaveis. Como esses fragmentos estao num estado excitado, emitem neutrons para di-minuir a relacao neutron/proton e tornando-se mais estaveis. O numero de neutrons emitidoslogo apos a fissao e insuficiente para conferir estabilidade aos fragmentos de fissao resultantesvisto que eles apresentam relacoes neutron/proton ainda altas; estes fragmentos sao, entao, ra-dioativos e apresentam atividade negativa. Em media os fragmentos de fissao passam por 3desintegracoes radioativas antes de se converterem em nucleos estaveis. A mistura de nucldeosfortemente radioativa, constituda dos fragmentos da fissao e de seus produtos de desintegracao


29/170


recebe o nome de produtos de fissao.

Para estimar-se a energia liberada por fissao de um nucleo atomico basta calcular adiminuicao da massa total do sistema apos o processo e aplicar a relacao massa-energia deEinstein. Um procedimento menos exato mas instrutivo consiste no seguinte: desprezando-se oefeito dos neutrons, a reacao de fissao pode ser representada, de forma aproximada, por

92U255

fragmentoA + fragmentoB + energia

A energia media de ligacao por nucleon para o U235 e de aproximadamente 7,6 MeV (ver figura1.3). Assim, pode-se escrever:

92 1p1 + 143 0n1 92U

235 + 235 7, 6 M eV (1.5)

Os numeros massicos dos fragmentos de fissao estao compreendidos, em sua maior parte, entre95 e 140, faixa a que correspondem energias medias de ligacao por nucleon da ordem de 8,5MeV, portanto,

92 1p1 + 143 0n

1 fragmentoA + fragmentoB + 235 8, 5M eV (1.6)

Combinando-se as equacoes (1.5) e (1.6) obtem-se

92U235

fragmentoA + fragmentoB + 210M eV (1.7)

Assim, a fissao de um atomo deU235

ou de outro nucldeo semelhante libera quantidadesde energia superiores a 200 MeV. A combustao de um atomo de carbono-12 libera 4 eV. Seja aseguinte comparacao:

235 g de U235 : 200 MeV 0, 602 1024 atomos12 g de U235 : x MeV 0, 602 1024 atomos

x = 10, 21 M eV = 10, 21 106 eV

energia por fissao / energia por combustao = 10, 21 106/4 = 2, 55 106 logo, o rendimentoenergetico da fissao doU235 e cerca de 2,55 milhoes de vezes superior ao da combustao de igual

massa de carbono. Em outras palavras, 1 kg de U235 produz a mesma quantidade de energiaque 2550 toneladas de C12, ou seja, 7, 8 1010 Btu/kg.

Exemplo:

A potencia nominal da usina Angra II e de 1300 MW. Estime seu consumo anual deU235 e a sua carga de combustvel.

1M eV = 1, 60 1013 W s

logo a energia liberada por fissao e 200 1, 60 1013 = 3, 2 1011 W s. O

material fssil e o U235, cuja energia liberada por quilo de material fissionado e F


30/170


Tabela 1.4: Energia liberada por quilo de material fssil.

Energia liberada / kg de mat. fssil7, 80 1010 Btu8, 23 1013 J8, 23 1020 erg1, 97 1013 cal6.07 1013 lbf ft1, 03 107 kWh

= 3, 2

10

11

W s/ atomo

0, 602

10

24

atomos

1000

235 F = 8, 2

10

13

W s/ kg= 2, 28 104 Mwh/kg Q (kg/h) = P (MW) / F (MWh/kg) onde P e a potenciada usina, F e a energia produzida por quilo de material fssil e Q e o consumo dematerial fssil por unidade de tempo;

Q (kg/h) = 1300

22800 = 0, 057kg/h = 499 kg/ano .

Assim, o consumo anual de U235 e de aproximadamente 500 kg/ano.

Em geral, as usinas operam por 3 anos sem troca de combustvel que, grosseiramente,e uma mistura de oxidos de uranio 235 e 238, com respectivamente 3 % e 97 % dosisotopos, em peso. Imaginando que a carga Imaginando que a carga inicial do reator

contenha cerca de 5000 kg de U235

significa que um reator com potencia de 1300MW, para operar por 3 anos sem troca de combustvel deve ser carregado com maisde 160 t da mistura dos 2 isotopos ou mais de 190 t do oxido.

Evidentemente este calculo tem apenas valor didatico uma vez que a massa de materialfssil consumida e maior que o valor calculado, devido a perdas de nucleos fissionaveis comoconsequencia de capturas nao seguidas de fissao. Tambem nao foi considerada a perda depotencia com o tempo devido ao aumento da diluicao do material fssil no combustvel.

A tabela 1.4 da a energia liberada por quilo de material f ssil

Exemplo:

O grau de exposicao de um combustvel em um reator (o chamado grau de queimaou burn up) pode ser medido em termos de MW dia/t de ur anio presente nocombustvel ou em termos de fissoes por centmetro cubico de combustvel. Deduziro fator de conversao entre essas unidades. Calcular o numero de fissoes por cm3

para o dioxido de uranio, com densidade 10,2g/cm3 e grau de queima de 10000 MWdia/t.

1 MWd/t = 106 W/MW 24 h/d 3600 s/h 106 t/g

1 MWd/t = 86400 W s/(g de U)


31/170


Tabela 1.5: Distribuicao da energia liberada na fissao do U235.Energia MeV %

En. cinetica do frag. de fissao 165 82,5Radiacao gama instantanea 7 3,5

En. cinetica dos neutrons de fissao 5 2,5Part. beta dos prod. de fissao 7 3,5

Raios gama dos prod. de fissao 6 3,0antineutrinos 10 5,0

Total 200 100,0

Mas 1 kg de material fssil produz 8, 23 1013 J de energia e

0, 602 1024 1000

235 = 2, 56 1024

fissoes.

Assim, para produzir 86400 Ws sao necessarias 2, 69 1015 fissoes, logo 1 MWd/tequivale a 2, 691015 fissoes por grama de uranio, ou 2, 691015 dU fissoes /cm

3

de combustvel, onde dU) e a massa de uranio / cm3 de combustvel.

No problema, supondo que o combustvel e constitudo de oxido de uranio-238, temosque

1U + 2O = U O2

238 + 32 = 270

logo dU = densidade do combustvel 238/270 = 8, 99 g/cm3,

10000 MWd/t = 2, 69 1015 8, 99 10000 = 2, 42 1020

fissoes/cm3.

A maior parte da energia produzida na fissao aparece sob a forma de energia cineticados fragmentos de fissao e se transforma imediatamente em calor. Uma parte da energia res-

tante se manifesta sob a forma de radiacao instantanea, emitida pelos fragmentos de fissaoexcitados e como energia cinetica dos neutrons de fissao. A energia restante e emitida atravesde partculas-beta e radiacao- pelos produtos de fissao, energia essa que e liberada grada-tivamente, segundo esses produtos vao se desintegrando ao longo do tempo. Essa energia dedesintegracao se manifesta, em ultima analise, sob a forma de calor, uma vez que as radia coesinteragem com a materia e sao absorvidas por ela. Na tabela 1.5 e apresentada a distribuicaoda energia de fissao para o caso doU235, que pode ser aplicado, aproximadamente, as 3 especiesfsseis mais importantes (ver tambem a figura 1.6).

Os 10 MeV dos neutrinos associados as desintegracoes beta dos produtos de fissao naopodem ser aproveitados para a producao de energia porque estas partculas interagem muito

pouco com a materia e escapam dos limites do reator, transportando toda a energia.


32/170


Figura 1.6: Distribuicao da energia liberada na fissao do U235.

O ponto mais interessante referente a fissao nuclear, conforme ja comentado, reside nofato de que sao produzidos 2 a 3 neutrons em cada fissao; como apenas um seria necessario

para manter a reacao em cadeia parece, a primeira vista, que uma vez iniciada a reacao emuma determinada massa de material fssil, esta se manteria independentemente da massa deste.Na realidade isso nao acontece pois nem todos os neutrons de fissao sao aproveitados parapromover novas fissoes de modo a manter a reacao em cadeia. Muitos neutrons sao perdidos emcapturas radioativas pelos diversos produtos de fissao; alem disso, diversos neutrons escapamdefinitivamente dos limites geometricos do reator. A fracao de neutrons que escapa dos limitesgeometricos do reator pode ser diminuda aumentando o tamanho do reator, uma vez que talescape e funcao da area superficial do combustvel. Ao se aumentar o tamanho do reator,aumenta-se o seu volume, e consequentemente, a massa de material fssil, alem de diminuir suaarea superficial. Chama- se de massa crticaa menor quantidade de material fssil capaz demanter uma reacao em cadeia, isto e, uma vez iniciado o processo de fissao atraves de uma fonte

externa de neutrons, o mesmo pode se auto-sustentar.


33/170

1.6. A ENERGIA DOS NEUTRONS, MODERACAO 19

A massa crtica necessaria para manter o funcionamento de um reator depende de

muitos fatores, mas para um determinado sistema reator, tem sempre um valor determinado.Assim, por exemplo, a massa crtica de U235 pode variar de 1kg para solucoes salinas com 90% desse nucldeo ate 200 kg contidos em 30 t de uranio natural incrustados em uma matriz degrafite. O uranio natural, com percentagem aproximada de 0,7 % de material fssil nao podealcancar a criticidade por maior que seja sua massa, pela grande perda de neutrons por reacoesdistintas da fissao, conforme sera discutido na proxima secao.

1.6 A energia dos neutrons, moderacao

No interior de reatores nucleares existem neutrons livres com uma gama muito grande de energia,desde diversos milhoes ate fracoes de eletron-volt. Tais neutrons sao classificados, segundo suaenergia, como rapidos, intermediarios e lentos. A energia mais baixa que os neutrons podem tere equivalente a dos atomos e moleculas do meio e, como essa energia e funcao da temperaturado meio, os neutrons nesse estado sao ditos termicos.

Como ja mencionado, oU238 e oT h232 (nucldeos ferteis) podem ser fissionados apenaspor neutrons rapidos, e os isotoposU233, U235 eP u239 (nucldeos fsseis) por neutrons de todasas energias, apesar de, na regiao termica, a probabilidade de fissao ser maior. Isto pode ser

explicado pelo fato de um neutron com baixa energia ter menos possibilidade de escapar dasforcas nucleares, apos sua absorcao.

Num combustvel nuclear contendo U235 e U238 com baixa concentracao do primeiro,a captura de neutrons pelo U238 pode inviabilizar a reacao em cadeia. Deve-se ressaltar que acaptura ocorre muito mais frequentemente com neutrons intermediarios, e que a fissao do U238

so ocorre com neutrons rapidos. Considerando que os neutrons expelidos apos uma fissao, emgeral, sao rapidos, existe pequena chance destes escaparem da captura peloU238 ou continuaremdentro dos limites geometricos do reator ate atingirem as energias baixas onde a probabilidadede fissao do U235 e maior que a de captura pelo U238. Para que seja possvel se sustentaruma reacao em cadeia numa mistura diluda de U235 em U238 e necessario que a energia dos

neutrons seja reduzida rapidamente, de modo a minimizar as chances de captura; isso podeser conseguido com o uso de substancias que nao absorvam excessivamente os neutrons e quereduzam rapidamente, atraves de choques, a energia destes. O combustvel e entao divididoem pequenos elementos, como placas, varetas, cilindros, etc e o espaco entre eles e preenchidocom o material com as propriedades mencionadas; esse material, que tem por finalidade reduzirrapidamente a energia dos neutrons recebe o nome de moderador.

Uma grande parte dos neutrons escapa do elementos combustveeis , para o moderadorainda com altas energias; ocorre a termalizacao fazendo com que esses neutrons, ao voltarempara o combustvel, estejam aptos para fissionar o U235 mesmo que ele esteja bastante diludo,uma vez que a probabilidade de captura pelo U238 e muito pequena. Esse processo recebe o

nome de moderacao e, e evidente que a relacao entre as massas de moderador e combustvel e


34/170


um parametro importante no projeto do reator.

Um bom moderador termaliza os neutrons depois de um pequeno numero de colisoes.Sejammm a massa do nucleo do moderador,vime vmsuas velocidades antes e depois do choquee vin e vn as velocidades do neutron antes e depois do choque; Pela teoria dos choques, sabe-seque a quantidade de movimento e conservada num choque. Por simplicidade, admitindo-se umchoque elastico unidirecional temos:

mm vim + mn vin = mm vm + mn vn

mn

vin vn

= mm

vm vim

, (1.8)

sendo o choque elastico, ocorre tambem conservacao de energia cinetica,

mn

v2in v2n

= mm

v2m v

2im

mn

vin + vn

vin vn

= mm

vm + vim

vm vim

; (1.9)

dividindo a equacao (1.9) pela equacao (1.8) tem- se

vin + vn = vim + vm . (1.10)

Levando o valor de vm da equacao (1.10) na equacao (1.8) obtem-se

vn = 2 mm vim

mn + mm + mn mmvin

mn + mm . (1.11)

A equacao (1.11) pode ser analisada para dois casos de interesse: mm = mn e mm mn.

mm = mn:

vn = 2 mn vim

2 mn+

mn mm

2 mn

= vim ,

assim, se mm = mn entao vn = vim.

mm mn:vn =

2 mm vimmm

mm vin

mm= 2 vim vin

Supondo que o neutron envolvido no choque e rapido e que o moderador esta em equilbriotermico com o meio pode-se escrever que vin vim, ou seja, vn = vin.

Quandomm = mn, o neutron apos o choque adquire a mesma velocidade do nucleo domoderador antes do choque que, por hipotese estava em equilbrio termico com o meio. Quandomm mn, o neutron nao perde velocidade mas apenas muda o sentido de seu movimento.Desse estudo simplificado conclui-se que uma substancia sera tanto melhor moderador quanto

mais proxima for sua massa da massa de um neutron.


35/170

1.7. O CICLO DO COMBUSTIVEL NUCLEAR 21

O hidrogenio e um excelente moderador porque seu nucleo so possui um proton, que

tem massa aproximadamente igual a do neutron. Outros materiais leves, como o deuterio, helio,ltio, berlio, boro e carbono, em primeira analise, podem ser usados como moderadores. Oltio e o boro, por serem fortes absorvedores de neutrons, nao sao usados como moderadores.Os moderadores sob a forma gasosa sao ineficientes, devido ao longo livre percurso medio quepermitem aos neutrons entre dois choques sucessivos e, por isso, o hidrogenio e o deuterio servemcomo moderadores quando ligados em moleculas que se agrupem para formar lquidos ou solidos.Sao exemplos de bons moderadores a agua, a agua pesada, os hidrocarbonetos em geral, o hidretode zirconio e o polietileno, entre outros.

A agua, a agua pesada, o grafite e o berlio sao os moderadores mais usados. A agua eo mais efetivo, em termos de livre percurso medio mas absorve um pouco de neutrons. A agua

pesada nao absorve neutrons mas e muito cara. O grafite apresenta baixa resistencia mecanica.O berlio e muito caro e so e usado quando seu custo nao e de primeira importancia no projeto.

Reatores que dependem de neutrons termicos para funcionar sao ditosreatores termicos.Reatores que utilizam combustveis altamente enriquecidos e nao possuem moderador sao cha-mados de reatores rapidos.

1.7 O ciclo do combustvel nuclear

A producao de combustvel nuclear, sua utilizacao no reator e a recuperacao dos materiais fsseise ferteis do combustvel usado constituem o chamado ciclo do combustvel. Algumas de suasetapas mais importantes sao:

Prospeccao e mineracao;

Beneficiamento do minerio;

Conversao em hexafluoreto de uranio;

Enriquecimento isotopico;

Conversao do hexafluoreto de uranio enriquecido em dioxido de uranio;

Fabricacao do elemento combustvel;

Irradiacao do combustvel no reator;

Reprocessamento do combustvel;

Disposicao de rejeitos radioativos.

Os minerais que contem uranio sao muito pobres neste elemento, o que torna necessaria

sua pre-concentracao. O beneficiamento do minerio consiste em concentrar o mineral onde o


36/170


uranio se apresenta numa percentagem de cerca de 20resultado do beneficiamento e produzido

o yellow cake, o uranio impuro. O yellow cake e refinado e depois passa pelo processo deconversao, onde e produzido o hexafluoreto de uranio, que e um gas altamente corrosivo. Anecessidade da conversao em hexafluoreto de uranio reside no fato de todos os processos deenriquecimento isotopico serem realizados em fase gasosa.

O enriquecimento e um processo pelo qual oU235 tem sua concentracao aumentada emrelacao aoU238. Uma vez que os isotopos tem propriedades qumicas semelhantes, o processo deenriquecimento se baseia em diferencas de propriedades fsicas. Dois dos metodos mais utilizadossao o da difusao gasosa e o da ultracentrifugacao. Ambos se baseiam na pequena diferenca demassa existente entre os dois isotopos.

Na difusao gasosa, o hexafluoreto de uranio e obrigado a passar atraves de placas po-rosas. Como o isotopoU235 e mais leve, existe uma pequena tendencia dele atravessar as placascom uma velocidade maior, produzindo um dado grau de concentracao. O enriquecimento pordifusao gasosa e um processo muito caro pois necessita de um numero muito grande de estagios(no caso, placas porosas) para fornecer resultados sensveis. Devido a natureza altamente cor-rosiva do hexafluoreto de uranio, as placas devem ser feitas de um material altamente inerte.A difusao gasosa foi usada para produzir o ur anio utilizado na bomba atomica lancada emHiroshima; foram usadas milhares de placas porosas no processo, feitas de ouro!

No enriquecimento por ultracentrifugacao, o hexafluoreto de uranio e submetido a um

campo centrfugo muito intenso, que provoca uma forca ligeiramente maior no isotopo maispesado, concentrando-o nas paredes da centrfuga. Como no caso da difusao gasosa, a ultracen-trifugacao e um processo caro visto que necessita de muitas ultracentrfugas, que devem operarcom rotacoes muito elevadas, o que dificulta o projeto destas em termos mecanicos.

Existem outras tentativas de desenvolvimento de processos de enriquecimento, comopor exemplo o jato centrfugo, desenvolvido pela Alemanha e vendido ao Brasil. Este processo,entretanto, se mostrou inviavel devido as inumeras dificuldades de natureza mecanica apresen-tadas na sua amplicacao de escala.

Apos o enriquecimento, o hexafluoreto de uranio precisa ser convertido no combustvel

que, em geral, e um solido. O combustvel pode ser o uranio metalico, o oxido de uranio, ocarbeto de uranio ou um sal soluvel em agua, como o sulfato de uranila.

Na etapa de fabricacao do elemento combustvel, este e colocado dentro de uma es-trutura que visa dar-lhe resistencia mecanica bem como impedir que os produtos gasosos defissao sejam liberados. O elemento combustvel pode ser uma placa, uma vareta comprida, umcilimbro, etc.

Para que o combustvel seja irradiado no reator, e feito um arranjo contendo diversoselementos combustveis. Tal arranjo e projetado para maximizar a eficiencia do reator.


37/170

1.7. O CICLO DO COMBUSTIVEL NUCLEAR 23

Diversas causas podem limitar a vida de um combustvel num reator, dentre elas as al-

teracoes dimensionais dos elementos combustveis, o acumulo de produtos de fissao que capturamneutrons (os chamados venenos de fissao) especialmente nos reatores termicos e o esgotamentodo material fssil. Em geral, e preciso substituir o combustvel quando apenas uma pequenafracao dos materiais fsseis e ferteis foram consumidos. O material nao usado deve ser recu-perado e reciclado, num processo que recebe o nome de reprocessamento do combustvel, queenvolve procedimentos qumicos bastante complexos.

Antes de se iniciar o reprocessamento do combustvel, e necessario estoca-lo por cercade 3 meses para que ele esfrie, ou seja, reduza um pouco a liberacao de calor produzido pelosprodutos de fissao. Todo o processo de reprocessamento envolve grandes riscos aos operadores,visto que, ocorre a manipulacao de materiais altamente radioativos e, por isso, muitos de suas

etapas envolvem metodos via controle remoto. No reprocessamento sao separados os elementosfsseis e ferteis dos produtos de fissa o que, para o caso de reatores termicos, pode envolvertecnicas complicadas, uma vez que neste caso e exigido um alto grau de descontaminacao parareduzir ao mnimo possvel a quantidade de venenos de fissao. Este problema e menos complicadono caso de combustveis de reatores rapidos devido ao fato de ser pequena a probabilidade decaptura de neutrons rapidos. Apos o reprocessamento e fabricado o novo elemento combustvel.

Existem duas alternativas ao reprocessamento imediato: o chamado throwaway queconsiste em se descartar o combustvel gasto, sem reprocessa-lo e o stowaway que consiste emarmazenar o combustvel gasto temporariamente para possvel reprocessamento futuro.

O reprocessamento pode ser parcial ou completo. No reprocessamento parcial, apenaso uranio e reciclado. No reprocessamento completo sao reciclados o plutonio e o torio alem douranio.

Os rejeitos obtidos apos o reprocessamento devem ser armazenados em local bastanteseguro, visto que apresentam intensa radioatividade. Esta etapa gera um dos grandes problemasecologicos da utilizacao da energia nuclear. Existem produtos radioativos nos rejeitos nuclearesque necessitam de seculos para ter sua atividade reduzida a nveis seguros para o homem. Muitosrejeitos sao lquidos, o que dificulta mais ainda a armazenagem, devido ao seu grande volume.A figura 1.7 apresenta um esquema simplificado do ciclo do combustvel nuclear, que mostra a

interligacao entre suas diversas etapas. No topico seguinte serao apresentados alguns tipos dereatores nucleares, desde os resfriados a agua aos resfriados a metal lquido.


38/170


Figura 1.7: O ciclo do combustvel nuclear.

1.8 Alguns tipos de reatores nucleares

A energia produzida no reator nuclear deve ser removida por um refrigerante para impedir que onucleo do reator (local onde esta localizado o combustvel) atinja temperaturas muito elevadas,bem como para produzir potencia mecanica numa turbina.

Existem muitos tipos de reatores, classificados sob diversos aspectos segundo

sua funcao geral;

o tipo de moderador usado;

o tipo de refrigerante usado;

a energia dos neutrons;

o tipo de combustvel usado;

o projeto do nucleo.


39/170

1.8. ALGUNS TIPOS DE REATORES NUCLEARES 25

Algumas dessas classificacoes determinam outras, por exemplo, um reator refrigerado

e moderado a agua e necessariamente termico. A seguir sera feita uma descricao simplificada dealguns dos reatores mais comuns.

1.8.1 Reatores com refrigerante lquido

Nesses reatores o refrigerante e um lquido que retira o calor produzido no nucleo do reator e otransfere, atraves de um trocador de calor (gerador de vapor), ao fluido de trabalho (em geralagua) que e vaporizado e aciona as turbinas (ver figura 1.8). O refrigerante deve estar submetidoa pressoes mais altas que sua pressao de saturacao, na temperatura mais alta do reator, de modoa garantir que o mesmo nao seja vaporizado. O circuito onde circula o refrigerante e chamadode circuito primario e o circuito onde circula o fluido de trabalho e chamado circuito secundarioou circuito do fluido de trabalho. O vapor produzido no gerador de vapor e expandido numaturbina, gerando potencia util, e depois condensado e retornado ao gerador de vapor.

Figura 1.8: Esquema simplificado de um reator refrigerado por lquido.

O refrigerante pode ser agua, que tambem age como moderador de neutrons. Neste casoo reator e chamado de reator a agua pressurizada (pressurized water reactor PWR). As pressoesnum PWR sao da ordem de 136 atm no circuito primario e de 40 atm no circuito secundario.As principais vantagens deste tipo de reator residem no fato da agua ser barata, abundantee facil de manusear, alem de ter boa capacidade refrigerante e caractersticas termodinamicasmuito bem conhecidas. A agua nao sofre alteracoes significativas quando submetida a radiacoese a radioatividade nela induzida e escassa e de curta duracao. Algumas das desvantagens nouso da agua como refrigerante primario devem-se ao fato dela possuir alta pressao de vapor,

o que exige altas pressoes para mante-la liquefeita, encarecendo o projeto, alta corrosividade a


40/170


elevadas temperaturas e o fato dela absorver alguns neutrons, o que exige que o combustvel seja

enriquecido.

O refrigerante pode ser um lquido organico que tambem atua como moderador. Estetipo de reator e chamado de reator refrigerado e moderado a lquido organico (organic moderatedand cooled reactor OMCR). Devido a pressao de vapor desses lquidos ser menor que a da aguanas mesmas condicoes de temperatura, e exigido um grau de pressurizacao mais baixo, da ordemde 20 a 30 atm, o que resulta num sistema mais barato. Os refrigerantes organicos sao bemmenos corrosivos que a agua, o que diminui os custos fixos e operacionais. Suas propriedadesfisico-qumicas sao tambem bem conhecidas. As principais desvantagens no uso de refrigerantesorganicos sao o seu custo e disponibilidade e o fato de se decomporem devido ao efeito daradiacao e das altas temperaturas existentes no nucleo do reator.

O refrigerante pode ser ainda um metal liquefeito, como o s odio. O esquema destesistema e parecido com o apresentado na figura 1.8, diferindo apenas na existencia de um cir-cuito intermediario entre o primario e o secundario e de dois trocadores de calor. O circuitointermediario e necessario para isolar o fluido de trabalho (agua) do sodio, que apresenta altosnveis de radiacao induzida. Este tipo de reator e chamado de reator refrigerado por metalliquefeito (liquid metal cooled reactor LMCR). Pode ou nao ser usado um moderador, caso oreator seja termico ou rapido, como o grafite ou a agua pesada. Nesse tipo de reator o graude pressurizacao e baixo, pelo fato do sodio apresentar baixas pressoes de vapor. O circuitoprimario esta submetido a pressoes de 7 atm ou menos. Em geral o fluido de trabalho nessesreatores e a agua.

Uma caracterstica marcante dos refrigerantes metalicos liquefeitos e o fato de apresen-tarem caractersticas otimas quanto a transferencia de calor. Devido ao fato deles possuiremuma grande faixa de temperaturas na qual se mantem lquidos (o sodio tem ponto de fusao de 98o C e de ebulicao de 883 o C) pode-se obter altas eficiencias termicas. O alto ponto de fusao dosodio, entretanto, torna necessario o uso de aquecedores eletricos, para que o refrigerante nao sesolidifique durante a parada do reator ou a operacao em baixas potencias. Os reatores rapidos,em geral, usam metais liquefeitos como refrigerante. Como principais desvantagens no uso demetais liquefeitos como refrigerantes estao o seu alto custo e sua reatividade e corrosividade.O sodio, em presenca de pequenas quantidades de oxigenio, e oxidado a oxido de sodio, que

precipita sobre as paredes mais frias das tubulacoes, gerando incrustacoes.

Se a pressao no circuito primario corresponder a pressao de saturacao do refrigerante,o mesmo entrara em ebulicao parcial no nucleo do reator e podera ser usado como fluido detrabalho, resultando na eliminacao do circuito secundario (ver figura 1.9).

Nesse sistema o refrigerante mais usado e a agua e o reator recebe o nome de reatorrefrigerado a agua fervente, (boiling water reactor BWR). A pressao de operacao desses reatorese, em geral, entre 40 e 70 atm. No BWR obtem-se maiores taxas de transferencia de calor porquilo de refrigerante que no PWR e tem-se um sistema mais barato mas corre-se um riscomaior quanto a contaminacao da agua de resfriamento pois, em caso de perfuracao dos tubos


41/170


Figura 1.9: Esquema simplificado de um reator refrigerado por lquido em ebulicao.

do condensador, pode entrar em contato com a agua contaminada por materiais radioativos,presente no circuito. Devido a mudanca de fase do refrigerante, existe uma grande variacao nasua densidade. Como o refrigerante neste caso e tambem moderador, este tipo de reator podeapresentar muitas instabilidades hidrodinamicas e nucleares.

1.8.2 Reatores refrigerados a gas

Os refrigerantes gasosos apresentam capacidades de moderacao reduzidas, tornando necessariaa utilizacao de moderadores, como o grafite ou a agua pesada. Existem tres tipos de reatoresrefrigerados a gas (gas cooled reactor GCR):

Reator com ciclo fechado indireto nesse tipo de reator, o refrigerante primario (dioxidode carbono ou helio) e circulado continuamente em um circuito primario, levando o calor

gerado no nucleo a um fluido de trabalho. O esquema desse reator e identico ao mostradona figura 1.8. A pressao no circuito primario e da ordem de 7 a 14 atm.

Reator com ciclo aberto e direto esse tipo de reator funciona como um ciclo de Brayton,onde o reator substitui a camara de combustao. Como o ciclo e aberto, o unico refrigerantepossvel e o ar, que e submetido a pressoes bem estabelecidas de modo a maximizar aeficiencia termica (ver figura 1.10).

Reator com ciclo fechado e direto esse tipo de reator e semelhante ao anterior, com adiferenca de que o gas nao e descartado e sim recirculado. E necessaria a remocao decalor do gas para completar o ciclo termodinamico. O refrigerante, pelo fato do ciclo serfechado, pode ser um gas com propriedades termodinamicas e termicas mais atraentes que

as do ar, como por exemplo o helio (ver figura 1.11).


42/170


Em geral, os refrigerantes gasosos sao bastante disponveis, baratos e de facil manu-

seio; podem ser utilizados em temperaturas muito altas, o que possibilita a obten cao de altaseficiencias termicas. Quando puros, os refrigerantes gasosos nao apresentam problemas seriosquanto a inducao de radioatividade e, devido a suas baixas densidades, apresentam poucosproblemas quanto a absorcao de neutrons.

As grandes desvantagens dos refrigerantes gasosos residem no fato de possurem baixascapacidades termico-volumetricas, caractersticas de transferencia de calor pouco satisfatorias,necessitarem de grandes potencias de bombeamento e de dutos maiores que os usados no nascentrais dotadas de refrigerantes lquidos. Essas caractersticas tornam necessaria a pressuri-zacao do circuito para reduzir a potencia de bombeamento. Quando se trabalha com gases debaixas massas moleculares deve-se tomar cuidados extremos contra vazamentos. Devidos as

caractersticas termicas insatisfatorias, o que faz com que o nucleo atinja temperaturas muitoaltas, torna-se necessario o projeto de elementos combustveis especiais, o que aumenta muito ocusto do sistema.

Figura 1.10: Esquema simplificado de um reator refrigerado a gas, com ciclo aberto e direto.

1.8.3 Reatores com combustvel fluido

Nessa categoria de reatores o combustvel esta dissolvido num lquido ou num estado fluidizado,o que elimina a necessidade da fabricacao de elementos combustveis. O sistema-combustvelpode ser, por exemplo, um sal como o sulfato de uranila dissolvido em agua leve ou pesada,

que atua como combustvel e moderador. Outro sistema usual e composto por um combustvel


43/170


Figura 1.11: Esquema simplificado de um reator refrigerado a gas com ciclo fechado e direto.

metalico dissolvido num metal liquefeito, como o bismuto. Sistemas desse tipo sao termalizadospor moderadores solidos, como o berlio, e sao chamados de reatores com combustvel metalicoliquefeito (liquid metal fueled reactor LMFR). Combustveis como os oxidos ou fluoretos deuranio podem ser dissolvidos numa base ou sal fundido, como por exemplo o LiODque tambematua como moderador. Um esquema dos reatores com combustvel fluido e apresentado na figura1.12.

1.8.4 Reatores conversores e regeneradores

Como comentado anteriormente, existem reatores que operam exclusivamente convertendo ma-teriais ferteis em fsseis. Esses reatores sao do tipo rapido, nao necessitando por isso de enrique-cimento nem do uso de moderadores. Tais reatores sao chamados de conversores.

Existem tambem reatores que convertem material fertil em fssil e produzem energiaatraves da fissao dos produtos fsseis produzidos. A quantidade de material fssil consumidapode ser menor que a produzida. Neste caso os reatores sao chamados de reatores regene-radores. Um reator regenerador produz material fssil suficiente para, dentro de um determinadoperodo de tempo, alimentar um outro reator regenerador; essa capacidade e chamada de efeito

multiplicador.


44/170


Figura 1.12: Esquema simplificado de um reator com combustvel fluido.

Os reatores conversores sao muito usados para aprendizado de tecnicas de operacao dereatores atomicos e tambem servem de base para a producao de bombas, uma vez que produzemplutonio que, apos sofrer processamento adequado, pode atingir uma pureza bastante elevada.

1.9 O Reator PWR

Os reatores PWR sao amplamente usados no mundo, tendo seu uso adotado tambem no Brasil(Angra I e II). Neste topico sera feita uma descricao mais detalhada desse sistema.

1.9.1 O Circuito primario

O circuito primario e responsavel pela geracao e distribuicao da energia termica produzida peloreator. Na realidade, nos sistemas com potencia de 1300 MW, existem 4 circuitos primariosligados ao nucleo do reator, que e o local onde esta localizado o combustvel e ocorre a reacao emcadeia. Simplificadamente, existem 4 geradores de vapor e 4 bombas refrigerantes em operacao

no funcionamento normal do reator.


45/170

1.9. O REATOR PWR 31

No nucleo do reator, o combustvel e acondicionado nos elementos combustveis que sao

agrupados em arranjos. O nucleo apresenta tambem arranjos chamados de barras de controle,que sao constitudas de venenos neutronicos, como por exemplo carbeto de boro, que tem comoobjetivo controlar o processo de fissao. Essas barras podem ser movimentadas verticalmente,existindo varios grupos com movimentacao independente; dependendo do numero de barrasde controle inseridas tem-se maior ou menor potencia, sendo a insercao de todos os grupos ametodologia para desligamento do reator.

No PWR a agua e usada como refrigerante do nucleo e como moderador, sendo porisso o reator do tipo termico. Existem tambem no nucleo materiais que se destinam a minimizara sada de neutrons do reator. Estes materiais, chamados de refletoresservem para diminuir ovalor da massa crtica para o sistema.

Os geradores de vapor sao trocadores de calor multitubulares tendo o feixe de tubosa forma de U invertido. O refrigerante flui internamente aos tubos e o fluido de trabalho, quetambem e a agua, externamente a estes. Os tubos sao projetados para minimizar a possibili-dade de contaminacao da agua do circuito secundario com a agua radioativa que serve comorefrigerante.

O circuito primario fica contido dentro de uma estrutura de contencao que e projetadapara resistir a sinistros, como terremotos de media magnitude e ate mesmo o choque de um

jumbo em queda livre. Tais precaucoes objetivam a minimizar a possibilidade de contaminacao

do meio ambiente periferico com material radioativo.

Para manter a pressao no circuito primario e controlar as alteracoes volumetricas ocor-ridas no refrigerante existe um dispositivo chamado pressurizador, ligado a um dos 4 circuitosprimarios. O pressurizador e um vaso de pressao que possui cerca de 60 % de seu conteudo naforma lquida e 40 % na forma de vapor, contendo um volume que representa 7 a 10 % do sis-tema primario. Na sua parte inferior sao colocadas resistencias eletricas e na parte superior umconjunto de sprays. As resistencias eletricas mantem a agua em estado saturado. Se o volumede refrigerante aumentar (devido a um aumento na potencia do reator ou queda de tensao nasbombas de refrigeracao do nucleo, por exemplo) os sprays automaticamente borrifam aguafria no pressurizador, provocando uma condensacao do vapor nele existente, diminuindo assim

a pressao. Se ocorre uma contracao de volume do refrigerante (devido a um aumento na cargada turbina, por exemplo) o conteudo de lquido no pressurizador e reduzido, causando umadiminuicao na pressao dentro do vaso, o que causa a vaporizacao instantanea de agua de modoa estabilizar a pressao ou diminuir a magnitude de sua variacao.

1.9.2 O circuito secundario

Em reatores de grande porte existem tambem 4 circuitos secundarios. Simplificadamente, cadaum dos 4 circuitos possui, alem dos geradores de vapor, uma bomba de recirculacao, um con-

densador e uma turbina a gas com respectivo gerador de energia acoplado.


46/170


O vapor produzido no gerador de vapor faz girar a turbina a g as que aciona o gerador

eletrico acoplado, produzindo energia eletrica. O vapor de sada da turbina e condensado e olquido bombeado para o gerador de vapor, completando o ciclo.

Em Angra II, cada gerador devera produzir em regime permanente, cerca de 325 MWeletricos, uma parte dos quais e usada para suprir com energia eletrica a usina.

1.9.3 Sistemas auxiliares do PWR

Existem ainda diversos sistemas muito importantes na operacao do PWR. Alguns deles sao

fundamentais para a operacao da usina e para controle de acidentes, auxiliando direta ou in-diretamente a producao de energia. Tais sistemas sao ditos sistemas auxiliares. Devido a suamaior importancia, citaremos apenas 4 sistemas auxiliares:

1. Sistema de controle volumetrico e qumico ( Chemical and volumetric control system CVCS) que tem como principais funcoes remover ou adicionar refrigerante no circuito primario de modo a manter o volume

de agua no pressurizador num valor tal que possa controlar melhor as situacoes tran-sientes da pressao e temperatura no circuito;

ajustar continuamnete a concentracao de venenos neutronicos dissolvidos no refrige-rante

reduzir a concentracao de produtos de fissao e corrosao no refrigerante passando umafracao deste em leitos desmineralizadores.

O nucleo e projetado de modo a ser supercrtico ( isto e, tem massa muito maior que acrtica), caso contrario, com a formacao de produtos de fissao que absorvem neutrons, aquantidade de uranio tenderia a ficar subcrtica e a fissao em cadeia acabaria. Com oprojeto supercrtico, pode-se adicionar um veneno neutronico, como o boro de modo adiminuir a reatividade do reator. Com o funcionamento do reator a supercriticidade vaidiminuindo, e o CVCS diminui a adicao de boro, de modo a manter constante a potenciatermica do reator.

2. Sistema para remocao de calor residual (Residual heat removal system RHRS ), quee usado para remover o calor liberado pelo decaimento dos produtos de fissao quando oreator esta fora de funcionamento, quer para manutencao quer para troca de combustvel.

3. Sistema injetor de seguranca ( Safety injection system SIS ), que e projetado parafornecer refrigerante ao sistema primario durante acidentes de quebra de tubulacoes, demodo a evitar a fusao dos elementos combustveis. Tal sistema visa impedir a propagacaodo acidente para fora da estrutura de contencao. A injecao de seguranca e feita com adicaode agua proveniente de tanques acumuladores e de inundacao.

4. Sistemas eletricos auxiliares, que objetivam a suprir toda a usina com energia eletrica,de modo a mante-la em nveis sempre compatveis de seguranca. A usina tem uma cen-

tral eletrica acoplada de modo a garantir o funcionamento das bombas, compressores,


47/170

1.10. FILOSOFIA DOS PROJETOS DE CENTRAIS NUCLEARES 33

instrumentacao, etc. Alem disso, a usina esta ligada a duas fontes externas de energia

(hidreletricas) alem de duas internas, compostas por geradores a diesel. As fontes internase externas sao usadas quando o reator nao esta em funcionamento, sendo que os gerado-res a diesel sao sempre ativados nessas condicoes, mesmo que as fontes externas estejamsuprindo corretamente as necessidades da usina.

Existem tambem baterias (DC) para manter em funcionamento exclusivamente a instru-mentacao no caso de imprevistos. Essas basterias tem cargas suficiente para operacao contnuapor dois dias.

Existem muitos outros sistemas auxiliares, como por exemplo, o sistema automati-

zado para o manuseio de combustvel, o sistema de processamento de rejeitos e o sistema paramonitoracao de radiacao, entre outros.

1.10 Filosofia dos projetos de centrais nucleares

Toda central nuclear e pro jetada de modo a maximizar a seguranca da populacao circunvizinha.A localizacao da central e escolhida segundo a densidade demografica da regiao:

Na regiao compreendida no raio de 1Km da central nao devem existir moradias (zonadesabitada);

introdução à engenharia nuclear

Documents