A Energia Nuclear Hoje
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7/30/2019 A Energia Nuclear Hoje
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UNIVERSIDADE FEDERAL DO RIO GRANDE DO SUL
ESCOLA DE ENGENHARIA
DEPARTAMENTO DE ENGENHARIA NUCLEAR
CURSO DE ESPECIALIZAO EM CINCIAS RADIOLGICAS
A ENERGIA NUCLEAR HOJE:
UMA ANLISE EXPLORATRIA
Alberto Ricardo Prss
Porto Alegre2007
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Alberto Ricardo Prss
A ENERGIA NUCLEAR HOJE:
UMA ANLISE EXPLORATRIA
Porto Alegre2007
Monografia apresentada comoparte dos requisitos para obtenodo Grau de Especialista emCincias Radiolgicas.
Orientador: Prof. Dr. Volnei Borges
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Juliana
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AGRADECIMENTOS
A Juliana Tonet, minha amada.
A Josefina Tonet, me da Juliana.
Ao Prof. Alfredo Castro pelo incentivo em prosseguir nos estudos.
Ao Grupo Universitrio pelo emprego que me propiciou diversasconquistas.
A UFRGS por ser minha casa h mais de 15 anos.
Ao DENUC pelo curso que acabo de concluir.
Ao Instituto de Fsica da UFRGS pela bela formao que obtive.
Ao povo brasileiro, por ter pagado boa parte dos meus estudos at hoje.
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LISTA DE ILUSTRAESREFERNCIA
BIBLIOGRFICAPg.
Figura 0.1 - Figura 0.1 Senhor Burns 4 1Figura 0.2 Capa da Revista Super Interessante deJulho/07
4 1
Figura 0.3 Emisso de gases causadores do efeito estufadevido gerao de eletricidade
18 1
Figura 1.1 Evoluo histrica do nmero de reatorescomerciais
18 4
Figura 3.1 Uma tpica fisso nuclear 18 11Figura 3.2 Reao em Cadeia 4 14Figura 3.3 Reator PWR 6 20Figura 3.4 Reator BWR 6 21
Figura 3.5 Reator RBMK (reator pressurizado da guacom canaletas individuais de combustvel), utilizado emChernobyl
26 21
Figura 3.6 Tipos de reatores em uso no mundo 18 22Figura 3.7 Um exemplo de reator de quarta gerao 27 22Figura 4.1 O ciclo do combustvel nuclear 19 24Figura 4.2 Principais reservas de urnio no mundo 28 27Figura 4.3 Localizao das reservas brasileiras de urnio 28 29Figura 4.4 - Ultracentrfuga usada pelo Brasil 3 32Figura 5.1 Bloco de vidro rejeitos HLW 18 35Figura 5.2 Comparao entre vrias fontes de rejeitos -Valores por ano a Europa
18 37
Figura 6.1 Comparao de riscos a sade para diversossistemas energticos
18 44
Figura 6.2 O reator RBMK de Chernobyl 4 47Figura 6.3 Conteno de Angra I e Angra II 4 55Figura 6.4 - O Edifcio do Reator, construdo em concreto eenvolvendo a Conteno de ao, a quarta barreira fsicaque serve para impedir a sada de material radioativo para omeio ambiente e, alm disso, protege contra impactosexternos (queda de avies e exploses)
4 56
Figura 7.1 Participao percentual dos cursos 11 62Figura 7.2 Idade dos entrevistados 11 63Figura 7.3 Grau de instruo dos entrevistados 21 69Figura 7.4 Voc moraria numa cidade que tenha umausina nuclear?
21 70
Figura 7.5 O Brasil deveria investir no desenvolvimento deenergia nuclear mais limpa e segura para futuro uso em suamatriz energtica?
21 70
Figura 7.6 - Existem mais de 400 usinas nucleares noMundo. Nos prximos 10 anos como voc avalia o risco deum acidente srio envolvendo alguma dessas usinas?
21 72
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LISTA DE TABELASREFERNCIA
BIBLIOGRFICAPg.
Tabela 2.1 - Gerao de energia eltrica mundial 18 7Tabela 2.2 Reatores nucleares no mundo (maio de 2007) 24 8Tabela 2.3 - Gerao de energia eltrica no Brasil 3 9Tabela 3.1 - Energia de cada fisso do U-235 = 200MeV 17 13Tabela 3.2 - Quantidade de combustvel para manter umafamlia durante um ms
5 13
Tabela 3.3 Combinaes de Moderador e Refrigerante 17 19Tabela 3.4 Reatores de potncia 17 20Tabela 4.1 Aplicaes do urnio enriquecido 17 25Tabela 4.2 Reservas mundiais de urnio 19 28Tabela 4.3 Urnio comercial e capacidade de
enriquecimento (tSWU/ano)
18 31
Tabela 5.1 Principais HLW (resduos de alto nvel) 18 36Tabela 5.2 Produo anual de resduos radioativos (m3 porano) gerada por uma planta de 1.000MWe
18 36
Tabela 6.1 - Escala Internacional de Eventos Nucleares(INES)
18 41
Tabela 7.1 - Auto-avaliao sobre conceitos de energianuclear
15 60
Tabela 7.2 - Expresses mais citadas 15 60Tabela 7.3 - Vantagens citadas 15 60Tabela 7.4 - Desvantagens citadas 15 61Tabela 7.5 - Possibilidade de residir perto de usinasnucleares
15 61
Tabela 7.6 - Gerao de energia eltrica 15 61Tabela 7.7 Primeiro sentimento relativo radioatividade epercentual de rejeio
11 63
Tabela 7.8 Definio de Radioatividade: nmero derespostas e percentuais
11 63
Tabela 7.9 Conhecimento sobre a Radioatividade Natural 11 64Tabela 7.10 - Das aplicaes da radioatividade, valoresnumricos de respostas afirmativas por orientao e
percentuais por grupo. Os itens e valores em itlicos no soaplicaes nucleares
11 65
Tabela 7.11 - Para termos mais eletricidade para suprir asnecessidades do Brasil nos prximos 25 anos, novas usinasgeradoras precisaro ser construdas. Empresas e agnciasgovernamentais precisam iniciar o planejamento hoje em dia.Como voc deseja que seja a escolha da fonte de energia?
21 71
Tabela 7.12 Termos mais citados 21 72
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SUMRIO
INTRODUO 1
CAPTULO 1 - BREVE REVISO HISTRICA 3
CAPTULO 2 - A ENERGIA NUCLEAR HOJE 72.1 USINAS NUCLEARES EM CONSTRUO 9
CAPTULO 3 - CONCEITOS BSICOS SOBRE REATORESNUCLEARES
11
3.1 O PROCESSO DE FISSO NUCLEAR 113.2 ENERGIA LIBERADA NA FISSO NUCLEAR 13
3.3 A MASSA CRTICA E A REAO EM CADEIA 143.4 CARACTERSTICAS DOS REATORES DE FISSO NUCLEAR 153.4.1 Tipos de reatores 173.4.2 Reatores nucleares de quarta gerao 22
CAPTULO 4 - O COMBUSTVEL NUCLEAR 234.1 INTRODUO 234.2 O ENRIQUECIMENTO DO URNIO 254.3 OCORRNCIA DO URNIO NO MUNDO 274.4 O TRIO (Th-232) 294.5 PRINCIPAIS PASES ENRIQUECEDORES 30
4.6 FABRICAO DE ELEMENTOS COMBUSTVEIS 324.7 CUSTO DO CICLO DO COMBUSTVEL 33
CAPTULO 5 - OS SUBPRODUTOS DA FISSO NUCLEAR: O LIXO 345.1 ORIGENS DOS REJEITOS RADIOATIVOS 355.2 O DESTINO FINAL 375.2.1 Contaminao do ar 385.2.2 Contaminao da gua 385.3 O DESCOMISSIONAMENTO 39
CAPTULO 6 - SEGURANA NAS USINAS NUCLEARES 40
6.1 INTRODUO 406.2 ESCALA INTERNACIONAL DE ACIDENTES NUCLEARES 416.3 ANLISES DE SEGURANA 426.4 AVALIAES DE RISCOS DAS USINAS NUCLEARES ORIENTADAPELO PRINCPIO DA PRECAUO
42
6.5 REATORES COMERCIAIS E SUAS DEFICINCIAS 456.6 ACIDENTES IMPORTANTES 466.6.1 Chernobyl 466.6.2 Acidente em Three Mile Island 506.7 ATOS DE SABOTAGEM E TERRORISMO 526.8 RAZO E EMOO EM TORNO DA TECNOLOGIA NUCLEAR 57
CAPTULO 7 - PERCEPO PBLICA SOBRE ENERGIA NUCLEAR 587.1 PESQUISA NMERO UM 59
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7.2 PESQUISA NMERO DOIS 627.3 AIEA REVELA MAIOR ACEITAO DA ENERGIA NUCLEAR 667.4 ENQUETE FEITA PARA O PRESENTE TRABALHO 687.5 ANLISE DAS PESQUISAS 73
CAPTULO 8 - CONCLUSES 74
REFERNCIAS BIBLIOGRFICAS 75
APNDICE A FORMULRIO DA ENQUETE ONLINE 79
ANEXO A - ENERGIA NUCLEAR VOLTA COMO OPO MAIS "LIMPA" 82ANEXO B - NUCLEAR POWER IN BRAZIL 90
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INTRODUO
Aps um perodo de intenso desenvolvimento em escala internacional, a gerao
de energia eltrica a partir de fonte nuclear atravessou uma fase de baixo crescimento,
em decorrncia, principalmente, de dois acidentes com usinas nucleares: Three Mile
Island (EUA, 1979) e Chernobyl (Ucrnia, 1986).
Figura 0.1 Senhor
Burns, dono de uma
usina nuclear no seriado
Os Simpsons, da Fox.
Sempre retratado como
vilo.
Figura 0.2 Capa da Revista Super Interessante de Julho
de 2007, mostrando o vilo que virou heri
Entretanto, as alteraes climticas do planeta, devido emisso de gases
causadores do efeito estufa produzidos, entre outros, pela operao de usinas
termeltricas; a previso de escassez de petrleo e a contnua elevao do seus
preos; a necessidade de garantia de abastecimento de combustveis; as instabilidades
geopolticas internacionais, e a necessidade de diversificao da matriz energtica e de
reduo de fontes externas de abastecimento vm motivando a reconsiderao, em
vrios pases, da viabilidade de incremento da utilizao da energia nuclear.
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Figura 0.3 Emisso de gases causadores do efeito estufa devido gerao
de eletricidade
No presente trabalho, so feitas algumas anlises genricas da situao da
energia nuclear no Brasil e no Mundo. Pela natureza do texto (monografia), no se
pretendeu um grande aprofundamento (o que acarretaria em muito mais tempo de
execuo) e nem um ineditismo. A idia foi apresentar elementos para que o leitor
possa ter um quadro geral da energia nuclear em 2007. Muitos trechos so adaptaes
de fontes checadas e alguns so frutos de posicionamento do autor.
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CAPTULO 1
BREVE REVISO HISTRICA
A radioatividade artificial foi obtida pela primeira vez em 1934, com os trabalhos
de Frederick e Irene Joliot-Curie.
Em 1935, Enrico Fermi comeou uma srie de experincias em que foram
produzidos artificialmente ncleos radioativos, pelo bombardeamento com nutrons de
vrios elementos. Alguns dos seus resultados sugeriram a formao de elementos
transurnicos. O que eles observaram foi a fisso nuclear, mais tarde comprovado porOtto Hahn.
Durante a Segunda Guerra Mundial, as pesquisas na Europa e nos EUA viraram
assunto militar, culminando com as bombas nucleares de Hiroshima e Nagazaki.
Depois da guerra, os EUA procuraram desenvolver um programa que
preservasse a supremacia americana na tecnologia militar com finalidades pacficas.
Em 1951 entrou em operao um pequeno reator em Idaho Falls, para pesquisar
as propriedades regeneradoras de um reator rpido. At 1963 ele sempre forneceu
energia eltrica para o seu prprio edifcio.
Esse reator foi construdo pelo Laboratrio Nacional de Argonne da Universidade
de Chicago e em 1955-1956 manteve a primeira cidade da histria totalmente iluminada
com energia eltrica proveniente de uma central nuclear. Era a cidade de Arco, em
Idaho.
Em 1953 o Presidente Eisenhower lanou o programa tomos para a Paz,
propondo colaboraes internacionais para desenvolver o uso pacfico da energia
nuclear. Um pouco antes os soviticos haviam explodido a primeira bomba atmica
no-americana.
Em 1957 foi fundada em Viena a Agencia Internacional de Energia Atmica, para
controlar o desenvolvimento mundial da energia atmica.
Em 1957 os primeiros submarinos nucleares entraram em operao.
Em 1956 a Westinghouse construiu o primeiro reator comercial dos EUA, em
Shippingport, Pennsylvania. Ele operou at 1982.
O primeiro reator europeu entrou em operao em Moscou, no ano de 1946.
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Em 1954 os soviticos inauguraram a primeira planta nuclear de potencia.
Na dcada de 1960, tivemos o amadurecimento da tecnologia de reatoresnucleares e diversos pases entraram no chamado clube nuclear.
No Brasil, h 25 anos ocorreu o primeiro sincronismo ao sistema eltrico
produo de energia eltrica para abastecimento de uma rede na usina de Angra 1,
tornando a data um marco histrico da energia nuclear no pas. Neste tempo, Angra 1
produziu 56.462.110 MWh, energia suficiente para abastecer uma cidade como o Rio
de Janeiro por trs anos e meio.
Figura 1.1 Evoluo histrica do nmero de reatores comerciais
A procura da tecnologia nuclear no Brasil comeou na dcada de 50, com o
pioneiro nesta rea, Almirante lvaro Alberto, que entre outros feitos criou o Conselho
Nacional de Pesquisa, em 1951, e que importou duas ultra-centrifugadoras da
Alemanha para o enriquecimento do urnio, em 1953.Nas dcadas seguintes o pas no passou da instalao de alguns centros de
pesquisas na rea nuclear.
A deciso da implementao de uma usina termonuclear no Brasil aconteceu em
1969, quando foi delegado a Furnas Centrais Eltricas S.A. a incumbncia de construir
nossa primeira usina nuclear. muito fcil concluir que em nenhum momento se
pensou numa fonte para substituir a energia hidrulica, da mesma maneira que tambm
aps alguns anos, ficou bem claro que os objetivos no eram simplesmente o domnio
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de uma nova tecnologia. Estvamos vivendo dentro de um regime de governo militar e
o acesso ao conhecimento tecnolgico no campo nuclear permitiria desenvolversubmarinos e armas. O Programa Nuclear Paralelo, somente divulgado alguns anos
mais tarde, deixou bem claro as intenes do pas em dominar o ciclo do combustvel
nuclear, tecnologia esta somente do conhecimento de poucos pases no mundo.
Em junho de 1974, as obras civis da Usina Nuclear de Angra 1 estavam em
pleno andamento quando o Governo Federal decidiu ampliar o projeto, autorizando
Furnas a construir a segunda usina.
Em 1975, com a justificativa de que o Brasil j apontava escassez de energia
eltrica para breve, uma vez que o potencial hidroeltrico j se apresentava quase que
totalmente instalado, foi assinado com a Alemanha o Acordo de Cooperao Nuclear,
pelo qual o Brasil compraria oito usinas nucleares e obteria toda a tecnologia
necessria ao seu desenvolvimento nesse setor.
Angra 1 encontra-se em operao desde 1982 e fornece ao sistema eltrico
brasileiro uma potncia de 657 MW. Angra 2, aps longos perodos de paralizao nas
obras, iniciou sua gerao entregando ao sistema eltrico mais 1300 MW, o dobro de
Angra 1.A Central Nuclear de Angra est pronta para receber sua terceira unidade.
Em funo do acordo firmado com a Alemanha, boa parte dos equipamentos desta
usina j esto comprados e estocados no canteiro da Central, com as unidades 1 e 2
existentes, praticamente toda a infra-estrutura necessria para montar Angra 3 j existe,
tais como pessoal treinado e qualificado para as reas de engenharia, construo e
operao, bem como toda a infra-estrutura de canteiro e sistemas auxiliares externos.
Por isso, considera-se acertada a deciso de construo de Angra 3, conforme jexposto no CAPTULO 1.
Brasil e Frana assinaram, em 2002 , um acordo de cooperao para utilizao
da energia nuclear para fins pacficos.
A Frana ira participar financeiramente do projeto de Angra 3 e poder contribuir
com a venda de equipamentos adicionais e, sobretudo em termos de cooperao
tcnica e treinamento de pessoal.
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O interesse dos franceses nesse projeto nuclear pode ser explicado pelo fato de
que a estatal francesa Framatom comprou 80% da Siemens, fabricante do reator
comprado pelo Brasil.
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CAPTULO 2
A ENERGIA NUCLEAR HOJE
As usinas nucleares participam com cerca de 16% do total da energia eltrica
produzida no mundo, embora correspondam a apenas 12% da capacidade eltrica
instalada. Isso indica que a maior parte das usinas nucleares opera com fatores de
utilizao superiores aos das usinas eltricas convencionais.
Tabela 2.1 - Gerao de energia eltrica mundial
Tipo de Usina Participao
Carvo 40,1
Gs 19,4
Hidreltricas 15,9
Nuclear 15,8leo 6,9
Outros 1,9
Total 100,0
Fonte: Agncia Internacional de Energia Atmica - AIEA
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Tabela 2.2 Reatores nucleares no mundo (maio de 2007)GERAO DE
ELETRICIDADEPOR USINASNUCLEARES
OPERAO CONSTRUO PLANEJADOS PROPOSTOS CONSUMO
DE URNIO
billionkWh
% e No. MWe No. MWe No. MWe No. MWe t
Argentina 7.2 6.9 2 935 1 692 0 0 1 700 135Armenia 2.4 42 1 376 0 0 0 0 1 1000 51Belgium 44.3 54 7 5728 0 0 0 0 0 0 1079Brazil 13.0 3.3 2 1901 0 0 1 1245 4 4000 338Bulgaria 18.1 44 2 1906 0 0 2 1900 0 0 255Canada* 92.4 16 18 12595 2 1540 4 4000 0 0 1836China 51.8 1.9 11 8587 4 3170 23 24500 54 42000 1454China:Taiwan
38.3 20 6 4884 2 2600 0 0 0 0 906
CzechRepublic
24.5 31 6 3472 0 0 0 0 2 1900 550
Egypt 0 0 0 0 0 0 0 0 1 600 0
Finland 22.0 28 4 2696 1 1600 0 0 0 0 472France 428.7 78 59 63473 0 0 1 1630 1 1600 10368Germany 158.7 32 17 20303 0 0 0 0 0 0 3486Hungary 12.5 38 4 1773 0 0 0 0 0 0 254India 15.6 2.6 17 3779 6 2976 4 2800 15 11100 491Indonesia 0 0 0 0 0 0 0 0 4 4000 0Iran 0 0 0 0 1 915 2 1900 3 2850 143Israel 0 0 0 0 0 0 0 0 1 1200 0Japan 291.5 30 55 47577 2 2285 11 14945 1 1100 8872Kazakhstan 0 0 0 0 0 0 0 0 1 300 0Korea DPR(North)
0 0 0 0 0 0 1 950 0 0 0
Korea RO(South)
141.2 39 20 17533 1 950 7 8250 0 0 3037
Lithuania 8.0 69 1 1185 0 0 0 0 1 1000 134Mexico 10.4 4.9 2 1310 0 0 0 0 2 2000 257Netherlands 3.3 3.5 1 485 0 0 0 0 0 0 112Pakistan 2.6 2.7 2 400 1 300 2 600 2 2000 64Romania 5.2 9.0 1 655 1 655 0 0 3 1995 92Russia 144.3 16 31 21743 5 2720 8 9600 18 21600 3777Slovakia 16.6 57 5 2064 2 840 0 0 0 0 299Slovenia 5.3 40 1 696 0 0 0 0 1 1000 145South Africa 10.1 4.4 2 1842 0 0 1 165 24 4000 332Spain 57.4 20 8 7442 0 0 0 0 0 0 1473Sweden 65.1 48 10 9076 0 0 0 0 0 0 1468Switzerland 26.4 37 5 3220 0 0 0 0 0 0 575Turkey 0 0 0 0 0 0 3 4500 0 0 0
Ukraine 84.8 48 15 13168 0 0 2 1900 20 21000 2003UnitedKingdom
69.2 18 19 10982 0 0 0 0 0 0 2021
USA 787.2 19 103 98254 1 1155 2 2716 21 24000 20050Vietnam 0 0 0 0 0 0 0 0 2 2000 0
WORLD 2658 16 437 370,040 30 22,398 74 81,601 182 151,345 66,529FONTE: AIEAOperando = conectados a rede de distribuioConstruo = em fase real de construoPlanejados = aprovados e com fundos alocados, com definio de local, mas suspensosPropostos = inteno de construir, mas sem recursos alocados e/ou aprovao
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Tabela 2.3 - Gerao de energia eltrica no Brasil
Tipo de Usina Gerao total (junho/2005 a maio/2006)(MW) %
Hidreltricas 42.771,9 92,1
Gs 1.654,9 3,6
Nuclear 1.360,9 2,9
Carvo 482,2 1,0
leo 162,1 0,4
Totais 46.432,0 100,00Fonte: Operador Nacional do Sistema Eltrico ONS
2.1 USINAS NUCLEARES EM CONSTRUO
Previstas para serem retomadas no ltimo trimestre de 2007, as obras de Angra
3 finalmente deixaro de ser apenas planos. Com a aprovao do Conselho Nacional
de Poltica Energtica (CNPE), na reunio do dia 25 de junho de 2007, a construo da
terceira usina nuclear do Brasil se tornou uma realidade, com o seu trmino
programado para 2013.
Nesta reunio, foram apresentados os estudos do Plano Nacional de Energia
(PNE-2030), elaborados pela Empresa de Pesquisa Energtica (EPE), sob a
coordenao Ministrio de Minas e Energia.
O plano indica que o pas, possivelmente, precisar de quatro novas usinas
nucleares at 2030, sem contar Angra 3, para atender a demanda de energia. Ele no
determina o total de usinas a serem construdas, mas representa uma viso estratgia
do Governo sobre as necessidades futuras do Brasil. De acordo com o plano, o pas
necessitar gerar mais 5.300 MWh de energia nuclear nos prximos 23 anos, incluindo
os 1.350 MWh de Angra 3, e dos cerca de 2.000 MWh atualmente gerados por Angra 1
e Angra 2.
At 2005, os Estados Unidos (com 104 usinas em operao e nenhuma em
construo) ampliaram em 20 anos a vida til de 39 dessas usinas (43.380 MW de
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potncia instalada), o que equivale, em termos de gerao futura, construo de 21
novas usinas de 1000 MW cada uma, sem os custos de projeto, construo, montageme comissionamento.
Em 2005, oito novos reatores iniciaram sua operao comercial no Japo,
Rssia, Ucrnia, ndia e Coria do Sul; um foi religado no Canad e dois foram
fechados, um na Alemanha e outro na Sucia.
Pesquisas realizadas na Gr-Bretanha verificam que o pblico em geral aceitaria
uma poltica energtica que combinasse a energia renovvel com construo de novas
usinas nucleares.
Um relatrio da Ontrio Power Authority (rgo regulador do Canad), a pedido
do governo, prope que a gerao de energia eltrica de fonte nuclear seja mantida no
mesmo patamar atual at 2025. Isso implica em construo de novas usinas, na
ampliao de vida til das existentes ou no religamento de unidades desativadas.
Foram publicados recentemente novos estudos sobre o custo da gerao
nuclear, entre eles o New Economics of Nuclear Power da World Nuclear Association
(WNA), onde este valor mais barato entre todos os outros combustveis.
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CAPTULO 3
CONCEITOS BSICOS SOBRE REATORES NUCLEARES
3.1 O PROCESSO DE FISSO NUCLEAR
Somente se produz fisso nuclear em certos ncleos de numero atmico e
mssico elevado, sendo um fator que contribui de modo importante o alto valor de Z(numero atmico) e, por conseguinte, o da fora repulsiva existente no interior do
ncleo. No processo de fisso, o ncleo composto excitado, que se forma aps a
absoro de um nutron, se divide em dois ncleos mais rpidos, denominados
fragmentos de fisso. Quando a energia cintica do nutron incidente pequena, ou
seja, um nutron lento, os dois fragmentos geralmente possuem massas diferentes.
Dito de outra forma, a fisso simtrica por nutrons lentos rara; na maioria das fisses
provocadas por nutrons lentos, a relao de massas dos fragmentos de fisso
aproximadamente de 2 a 3.
Figura 3.1 Uma tpica fisso nuclear
Somente trs ncleos (U-233, U-235 e Pu-239), possuem estabilidade suficiente
para poderem ser armazenados durante um longo tempo e so fissionveis por
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nutrons de todas as energias, desde valores trmicos at milhes de eletro-volt. Dos
trs, unicamente o U-235 existe na Natureza; os outros dois so produzidosartificialmente a partir do U-238 e Th-232, por captura neutrnica seguida de duas
desintegraes beta. So conhecidas algumas espcies mais capazes de experimentar
a fisso de nutrons de qualquer energia, porm so fortemente radioativas e se
desintegram to rapidamente que no oferecem valor prtico para obteno de energia
nuclear.
Alem dos nucldeos fissionveis por nutrons de qualquer energia, existem
outros que requerem nutrons rpidos para produzir fisso, destacando-se entre eles o
Th-232 e o U-238.
Do ponto de vista da utilizao da energia nuclear, a importncia do processo de
fisso se direciona em dois caminhos. O primeiro que nesse processo se libera uma
grande quantidade de energia por unidade de massa de combustvel nuclear, e
segundo que a reao de fisso, iniciada por nutrons, origina a liberao de mais
nutrons. Esta combinao , justamente, o que faz possvel o projeto de um reator
nuclear, onde se estabelece a reao em cadeia, autossustentada, com produo
contnua de energia. Uma vez iniciada a fisso de alguns ncleos, mediante uma fonteexterna de nutrons, os nutrons produzidos na reao se propagam a outros ncleos.
Deve-se notar, entretanto, que uma reao autossustentada somente possvel com
certos ncleos fissionveis. Nem o Th-232, nem o U-238 podem manter uma reao em
cadeia, devido a baixa probabilidade de fisso.
A liberao de nutrons no processo de fisso ocorre porque o ncleo composto
U-236, que se forma quando o ncleo de U-235 captura um nutron, a relao de
nutrons e prtons da ordem de 1,57; em conseqncia, ao cindir-se esse ncleo emdois fragmentos com numero de massa compreendidos entre 95 e 140, a relao
nutron/prton deve ter o mesmo valor nos produtos. Se os ncleos produzidos por
fisso dispem de energia de excitao suficiente, podem emitir nutrons, tendendo
com isso a adquirir maior estabilidade.
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3.2 ENERGIA LIBERADA NA FISSO NUCLEAR
Para determinar a quantidade de energia liberada por fisso de um ncleo
atmico, uma das formas determinar a diminuio de massa, a partir das massas
iniciais, e aplicar a relao massa-energia de Einstein E=mc , onde:
E o equivalente energtica da massa m e c a rapidez da luz no vcuo.
Tabela 3.1 - Energia de cada fisso do U-235 = 200MeV
MeV
Energia cintica do fragmento da fisso 166
Nutrons 5
Raios gama imediatos 7
Raios gama dos produtos da fisso 7
Partculas beta 7
Neutrinos 10
Fonte: Murray, 2004
Por comparao, vejamos a quantidade de energia liberada por outras fontes de
energia:
Tabela 3.2 - Quantidade de combustvel para manter uma famlia durante um ms
FONTE QUANTIDADE
Nuclear 10g de urnio
Termoeltrica 1.200kg de carvo
Biomassa 75.000kg de bagao de cana
Hidroeltrica 5 piscinas olmpicasElica 1 dia de uma grande turbina
Solar 2 anos de sol
Fonte: Revista SUPERINTERESSANTE, 2007
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3.3 A MASSA CRTICA E A REAO EM CADEIA
Como em cada ato de fisso se liberam dois ou trs nutrons e somente se
necessita um para manter a fisso em cadeia, parece a primeira vista que, iniciada a
reao em uma massa determinada de material fssil, esta se manter por si mesma.
No assim que acontece, pois nem todos os nutrons de fisso so aproveitveis
para manter a reao em cadeia. Alguns nutrons se perdem por outros tipos de
reao, principalmente captura radioativa, com os diversos materiais estranhos
existentes no sistema e inclusive com sua prpria espcie fssil, alm de que alguns
nutrons escapam definitivamente do sistema. A frao dos nutrons que escapam, ou
seja, que saem definitivamente dos limites geomtricos do sistema pode reduzir-se
convenientemente aumentando o tamanho ou massa do material fssil. A
quantidade mnima de material capaz de manter a fisso em cadeia, uma vez que ela
seja iniciada com uma fonte externa de nutrons, recebe o nome de massa critica.
Figura 3.2 Reao em Cadeia
A massa critica necessria para o funcionamento de um reator depende de um
grande numero de fatores, porm para certo reator tem sempre um valor definido.
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Assim, por exemplo, a massa critica de U-235 pode variar de menos de 1 kg, quando se
trata de sistemas constitudos por solues aquosas de um sal de urnio com 90% deistopo fssil, at mais de 200 kg que conteriam 30 toneladas de urnio natural
incrustadas em uma matriz de grafite. O urnio natural somente, com um contedo
aproximado de 0,7% de U-235 no pode alcanar a criticidade, por maior que seja a
sua massa, devido s perdas excessivamente grande de nutrons por reaes distintas
da fisso.
3.4 CARACTERSTICAS DOS REATORES DE FISSO NUCLEAR
Apesar das variedades de sistemas de reatores nucleares, tanto no que se refere
ao desenho e componentes, existem certo numero de caractersticas gerais que todos
esses sistemas possuem em comum, em maior ou menor grau. Um reator consta de um
ncleo ativo, no qual se mantm a cadeia de fisses e onde se libera quase toda a
energia de fisso na forma de calor. O ncleo de reator contem o combustvel nuclear,
constitudo por um nucldeo fssil. Na maioria das vezes queremos que a fisso sejafeita por nutrons lentos, o que necessita o uso de um moderador. A funo do
moderador de frear os nutrons de grande energia procedentes da reao de fisso,
principalmente por meio de colises de disperso elstica. Os melhores moderadores
so aqueles materiais que so formados por elementos de nmero de massa pequeno,
com pouca probabilidade de capturar nutrons; como exemplos desta classe tm a
gua comum, gua pesada (xido de deutrio) e hidrocarbonetos. A natureza do
combustvel e do moderador, assim como as propores relativas a ambos, determina
as energias da maioria dos nutrons que produzem fisso.
O ncleo do reator est cercado por um refletor de nutrons, constitudo por um
material cuja natureza determinada, em grande parte, pela distribuio energtica dos
nutrons existentes no reator. A funo do refletor reduzir a perda de nutrons por
escape, contradispersando parte dos que conseguiram escapar. Por conseguinte, o uso
de refletor ocasiona uma diminuio na massa critica do ncleo fssil. Se o ncleo
possui um moderador de nutrons, pode-se utilizar como refletor esse mesmo material
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ou outro moderador. Se o reator for do tipo que exige nutrons de alta energia, deve-se
evitar a presena de materiais moderadores; nesse caso, o refletor deve ser feito dealgum material denso, ou seja, com elevado nmero de massa.
O calor gerado no ncleo de um reator, como conseqncia das fisses que ali
tem lugar, se elimina os excessos por meio de um refrigerante adequado. Entre os
refrigerantes usados, temos a gua lquida, o sdio lquido, certos compostos
orgnicos, os gases do ar, dixido de carbono e hlio. Quando desejamos converter em
energia eltrica a energia trmica produzida no reator, o calor do refrigerante
geralmente transmitido a um fluido de trabalho, com o objetivo de produzir vapor de
gua ou um gs a temperatura elevada. Esse vapor utilizado num sistema
convencional de turbina-gerador. Em alguns reatores, faz-se que a gua ferva dentro do
prprio ncleo do reator, ou seja, o calor gerado pela fisso utilizado diretamente para
produzir vapor.
Quanto maior a temperatura do vapor ou do fluido de trabalho usado, maior ser
o rendimento de converso em potncia til. Por conseguinte, num reator de potncia,
interessa operar a mais alta temperatura possvel. Alem disso, sob o ponto de vista
econmico, interessa que a potncia especfica do reator, ou seja, a taxa de gerao decalor por unidade de massa de material fssil seja elevada. No que se refere a
consideraes nucleares, no existem limites a temperatura ou nvel de potencia que
um reator pode alcanar. Isso significa que as limitaes de operao so
determinadas, na pratica, por questes tecnolgicas e econmicas. A extrao de calor
deve ser feita num ritmo que permita ao refrigerante alcanar temperaturas elevadas,
porm sem que se criem tenses trmicas ou temperaturas internas perigosamente
altas, que poderiam causar danos irreparveis ao reator.A gerao de calor num reator proporcional ao nmero de fisses e este vem
determinado em cada sistema pela densidade neutrnica, ou seja, o nmero de
nutrons por unidade de volume. Por isso, as operaes de controle se realizam
variando a densidade neutrnica no ncleo do reator. Isso feito principalmente pela
insero de barras mveis de um material que captura nutrons com facilidade, como
cdmio ou boro.
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3.4.1 Tipos de reatores
Existem muitas combinaes de materiais e disposies possveis para se
construir um reator nuclear operacional. Devido a isso, temos vrias classificaes para
os tipos de reatores:
a) quanto a finalidade:
- reatores de pesquisa e desenvolvimento, destinados a pesquisa e no objetivam a
produo de energia eltrica. So teis na produo de radio-istopos, utilizados em
aplicaes medicas, por exemplo.- reatores de produo e reatores de potencia so usados para o aproveitamento
dos materiais frteis (U-238 e Th-232), a partir dos quais so fabricados os elementos
fsseis. Existem poucos reatores desse tipo. Podem ser facilmente adaptados para
produo de combustvel nuclear para armas.
- reatores de potncia so os utilizados para produo de energia eltrica. Existem
reatores fixos (os das centrais nucleares) e os mveis, utilizados em navios e
submarinos.
b) quanto a energia dos nutrons
Ainda que os reatores nucleares possam ser classificados de vrios modos, a
distino mais fundamental a que se baseia na energia cintica dos nutrons
responsveis pela fisso. Quase todos os nutrons liberados por fisso possuem
energias elevadas e, por tanto, caso no exista um moderador no ncleo ou um refletor,
a maioria das fisses sero produzidas por nutrons rpidos. O reator que utiliza esse
tipo de situao chamado de reator rpido. O combustvel de tais reatores deve
conter uma proporo considervel de por volta de 10% ou mais de material fssil. Orestante deve ser de alguma substncia de nmero de massa elevado, j que os
elementos de nmero atmico baixo freariam os nutrons. Tambm se devem evitar
materiais cujos elementos possam provocar disperso inelstica e, portanto,
moderao, de nutrons moderadamente altos.
Se no ncleo do reator rpido, ou no que se chama de capa frtil em torno do
mesmo, existe uma espcie frtil, esta se converter em fssil por captura neutrnica. O
nmero de capturas inteis ou parasitas de nutrons rpidos relativamente
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pequeno, de modo que, se mantm mnima a perda de nutrons por escape, cabe a
possibilidade de que se disponha de mais de um nutron, por fisso, para a conversode ncleos frteis em fsseis. Nessas condies, possvel que se produza mais
material fssil, por captura neutrnica, do que se consume por fisso.
Quando o nucldeo fssil produzido idntico ao empregado para produzir a
fisso em cadeia, o reator se denomina reprodutor. Um reator rpido que utilize Pu-239
como combustvel e U-238 como espcie frtil, pode atuar como reator de potncia e
reprodutor, gerando energia e, ao mesmo tempo, produzindo mais Pu-239 do que
consome. Tambm possvel um reator rpido anlogo, reprodutor e de potencia, que
utilize U-233 e Th-232 como nucldeos fsseis e frteis, respectivamente. Parece,
entretanto, que a reproduo nesse sistema pode lograr-se em reatores de outros tipos,
com vantagens sobre os reatores rpidos.
As reservas de U-235, nico material fssil existente na Natureza, so pequenas.
Por conseguinte, chegar ao fim algum dia, com o esgotamento das reservas de todo
U-235 aproveitvel. O aproveitamento do U-238 e do Th-232 depender do emprego de
U-239 e U-233 para manter a fisso em cadeia. Por esse motivo, so importantes os
reatores reprodutores, que produzem e consomem nucldeos fsseis.Quando o ncleo do reator contm uma proporo considervel de moderador, a
elevada energia dos nutrons de fisso cai rapidamente a regio trmica. A maior parte
das fisses em reatores desse tipo, que so chamados de reatores trmicos, ser
produzida por nutrons trmicos ou lentos. Os reatores trmicos tm sobre os rpidos a
vantagem de serem mais flexveis em termos de desenho, podendo-se fazer escolhas
entre diversos moderadores, refrigerantes e materiais combustveis. Em contrapartida,
os reatores rpidos so bem menores.c) quanto combinao moderador e refrigerante:
Existem diversas combinaes possveis de moderador e refrigerante,
destacando-se:
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Tabela 3.3 Combinaes de Moderador e Refrigerante
Moderador Refrigerantegua leve gua leve
gua pesada Dixido de carbono
Grafite Hlio
Berlio Sdio lquido
d) quanto ao combustvel:
O urnio com teor de U-235 variando do urnio natural (0,7%) a levementeenriquecido (3%) a altamente enriquecido (90%) empregado em vrios reatores, com
o enriquecimento dependendo do conjunto. Os nucldeos fsseis Pu-239 e U-233 so
produzidos e consumidos em reatores contendo quantidades significativas de U-238 ou
Th-232. O Pu-239 serve como combustvel para reatores rpidos regeneradores e
podem ser reciclados como combustvel para reatores trmicos. O combustvel pode ter
vrias apresentaes fsicas: metal ou liga, composto UO2, UC, etc.
e) quanto disposio:
Pode-se isolar o combustvel do refrigerante, formando a chamada disposio
heterognea, que a mais utilizada. Outras disposies so as chamadas
homogneas, onde se tem a mistura de combustvel e moderador ou combustvel e
moderador-refrigerador.
f) quanto aos materiais estruturais
As vrias funes num reator so usadas para dar nome a certo tipo de reator.
Alguns dos reatores de potencia mais utilizados so:
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Com
Enriq
Mod
Refri
Reve
Cont
Vaso
PWR
BWR
CAND
Font
ustvel
uecimento
rador
erante
stimento
ole
Pressurized
Boiling Wate
U Canadian
: Murray, 2
guaPressuriza
(PWR)
UO2
U-235 a 3
gua
gua
Zircaloy
Hastes
B4C ou Ag-
Cd
Ao
ater Reactor
r Reactor
ranium-deute
04
abela 3.4
agua e
Ebuli
(BWR)
UO2
U-235
2,5%
gua
gua
Zircalo
de
In-
Cruze
B4C
Ao
rium
Figura
Reatore
mo
ge
ur
(C
PH
U
a U-
g
g
y Zir
de N
mo
A
HTG
LMF
PH
3.3 Rea
s de pot
ua pesada
nio natural
NDU) ou
WR
2
35 a 0,7%
ua pesada
ua pesada
aloy
el do
derador
R - High Tem
BR Liquid M
R Pressuris
or PWR
cia
Refrigeradgs, alta
Temperatu
(HTGR)
UC2,ThC2
U-235 a 93
Grafite
Hlio gaso
Grafite
Hastes
B4C
Concreto
protendido
erature gs-c
etal Fast Bree
ed Heavy Wat
a
ra
RegenRpid
Metal l
(LMFB
PuO2,
% Pu-23
15%
Nenhu
so Slido
Ao
inoxid
de Tntal
hastes
B4C
Ao
oled Reactor
er Reactor
r Reactor
eradorcom
quido
R)
UO2
a
m
lquido
vel
ou
de
20
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Figura 3. Reator
individuai
Figura
RBMK (re
de comb
3.4 Rea
ator press
ustvel), ut
or BWR
urizado d
ilizado em
gua co
Chernob
canaleta
l
21
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Figura 3.6 Tipos de reatores em uso no mundo
3.4.2 Reatores nucleares de quarta gerao
Reatores de Quarta gerao (Gen IV) um conjunto de projetos de reatores
nucleares tericos que esto atualmente sendo pesquisados. Em geral no se espera
que estes projetos tenham aplicao comercial antes de 2030. Os reatores em
operao atualmente no mundo so geralmente considerados sistemas de segunda ou
terceira gerao. As pesquisas deste tipo de reator comearam oficialmente no Frum
Internacional da Quarta Gerao (Generation IV International Forum (GIF)) que props
oito objetivos tecnolgicos. Os objetivos primrios so: melhorar a segurana nuclear,melhorar a resistncia proliferao, minimizar a produo de lixo nuclear e a utilizao
de recursos naturais e diminuir o custo da construo e operao das centrais
nucleares.
Figura 3.7 Um exemplo de reator de quarta gerao
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CAPTULO 4
O COMBUSTVEL NUCLEAR
4.1 INTRODUO
A produo de combustvel nuclear, sua utilizao no reator e a recuperao de
materiais fsseis e frteis, constituem o ciclo do combustvel. Representa este ciclo um
aspecto importante do projeto de um reator, devido principalmente a sua influncia
sobre a economia da energia nuclear. Em primeiro lugar, o processo de minerao do
urnio para converso em um material de grande pureza que possa ser utilizado como
combustvel exige um esforo considervel; o combustvel pode ser urnio metlico,
oxido de urnio ou at um sal solvel em gua como o sulfato de urnio. Ms a maioria
dos reatores utiliza urnio enriquecido com o istopo fssil U-235, ou seja, numa
proporo maior do que a encontrada em estado natural. Devido a isso, deve-se incluir
na preparao dos materiais combustveis, um processo de separao isotpica.A vida do combustvel de um reator depende de diversos fatores:
a) alteraes dimensionais dos elementos combustveis slidos,
b) acumulao de produtos de fisso venenosos, especialmente em reatores trmicos,
c) esgotamento do material fssil.
Normalmente preciso substituir o combustvel quando apenas uma pequena
percentagem do total de espcies fsseis e frteis fora consumida. Os materiais no
usados so reciclados para reutilizao. Apesar da pequena utilizao de material fssil,
a radioatividade intensa dos produtos de fisso introduz um problema peculiar com
relao ao tratamento de combustveis usados.
Os processos de separao do urnio, plutnio e produtos de fisso, podem ser
bastante complexos, dependendo da forma em que se encontram no reator. Em
particular, os reatores trmicos requerem um alto grau de descontaminao, ou seja, de
eliminao de produtos de fisso, com o objetivo de reduzir ao mnimo a quantidade de
absorvedores neutrnicos. Esse problema menos grave quando se trata de
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combustvel para reatores rpidos, devido a que, em geral, a probabilidade de captura
sem fisso de nutrons rpidos pequena. Em qualquer caso, no entanto, a eliminaode produtos de fisso radioativos sempre necessria, para que no final se possa
fabricar-se o material recuperado at dar-lhe uma forma especifica, sem que exista um
risco biolgico.
Figura 4.1 O ciclo do combustvel nuclear
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4.2 O ENRIQUECIMENTO DO URNIO
Do minrio de urnio at a obteno do metal urnio vai um longo trabalho. Foram
desenvolvidos vrios processos de enriquecimento de urnio, entre eles o da difuso
gasosa e da ultracentrifugao (em escala industrial), o do jato centrfugo (em escala de
demonstrao industrial) e um processo a Laser (em fase de pesquisa). Por se tratarem
de tecnologias sofisticadas, os pases que as detm oferecem empecilhos para que
outras naes tenham acesso a elas.
O processo de coletar o urnio natural, contendo 0,7% de U-235, 99,3% de U-238e traos de U-234, e retirar uma quantidade de U-238 para aumentar a concentrao de
U-235, conhecido como enriquecimento. O melhor processo aquele que envolve o
menor custo de produo. Para a produo de 1 kg de U-235 enriquecido entre 3 e 3,5
% necessrio o consumo de cerca de 2.300 kWh.
Tabela 4.1 Aplicaes do urnio enriquecido
Nvel de pureza Aplicao
0,72% Urnio natural
3-4% Usinas nucleares
40% Barcos e submarinos russos
80% Barcos e submarinos americanos
90% Bombas nucleares
Para separar o istopo de U-235 do U-238, o mtodo mecnico se mostrou
eficiente, utilizando uma mquina centrfuga para separao. A taxa de converso da
ordem de 500 partes de minrio para se obter 1 parte de metal. Desta parte, mais de
99% de U-238, sem finalidade na indstria nuclear.
Em termos simples, a ultracentrfuga segue o mesmo princpio das centrfugas
domsticas, usadas para preparar alimentos: propicia a separao do material de maior
peso, que jogado para a parede do recipiente, daquele de menor peso, que fica mais
concentrado no centro. No processo chamado de enriquecimento acontece algo
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semelhante.
O U-235 apenas ligeiramente mais leve que o U-238, adiciona-se flor ao metal,formando o gs hexafluoreto de urnio. Para o combustvel nuclear interessa apenas o
istopo U-235, que fssil. E como no urnio natural h uma quantidade muito pequena
de U-235, preciso fazer essa separao, ou aumentar a concentrao do urnio fssil.
Dentro da centrfuga, o istopo de urnio U-235 tende a concentrar-se mais no
centro, e o U-238 fica mais prximo parede do cilindro. Duas tubulaes de sada
recolhem o urnio, sendo que numa delas segue o urnio que tiver maior concentrao
de istopos U-235 (urnio enriquecido), e na outra, o que tiver mais U-238 (chamado de
subproduto).
Dessa centrfuga o urnio repassado para outra centrfuga e assim por diante,
num processo em cascata. No final dessa cascata recolhido o urnio com maior nvel
de enriquecimento, enquanto que na base permanece o subproduto. Atravs de uma
tubulao, o hexafluoreto de urnio (UF6) aquecido em uma autoclave a 100C,
adicionam-se outras substncias, dando origem ao tricarbonato de amnia uranila.
Quando o gs passa por um filtro o p de dixido de urnio (UO2) fica retido e
prensado e aquecido a 1.750C.O aproveitamento unitrio das centrfugas muito pequeno, sendo, portanto
necessrio uma bateria de mquinas para permitir a obteno de maior quantidade de
urnio enriquecido.
Enquanto no dominava o processo de enriquecimento, que aumenta a
porcentagem do istopo U-235, este era feito, na Alemanha e Holanda, pelo consrcio
europeu URENCO.
A converso de urnio o processo que consiste na transformao deconcentrados de urnio, o chamado "yellow cake". O material volta ao pas como
hexafluoreto de urnio (UF6). Com ele, as Indstrias Nucleares do Brasil fabricam, em
Resende (RJ), as pastilhas de dixido de urnio (UO2), que abastecem o reatores de
Angra.
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4.3 OCORRNCIA DO URNIO NO MUNDO
Encontram-se vestgios de urnio em quase todas as rochas sedimentares da
crosta terrestre, embora este no seja muito abundante em depsitos concentrados. O
minrio de urnio mais comum e importante a uraninita, composta por uma mistura de
UO2 com U3O8. O maior depsito do mundo de uraninita situa-se nas minas de
Leopoldville no Congo, na frica. Outros minerais que contm urnio so a euxenita, a
carnotita, a branerita, a torbernite e a coffinita. Os principais depsitos destes minrios
situam-se nos EUA, Canad, Rssia e Frana.
Figura 4.2 Principais reservas de urnio no mundo
Embora exista urnio sobre toda a crosta terrestre, as reservas economicamente
explorveis so aquelas com custo de explorao inferior a US$ 130,00/kg. Segundo
esse critrio, temos a seguinte distribuio:
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Tabela 4.2 Reservas mundiais de urnioPas Reservas
Toneladas de urnio %
Cazaquisto 957.000 21,7
Austrlia 910.000 20,6
frica do Sul 369.000 8,4
Estados Unidos 355.000 8,0
Canad 332.000 7,5
Brasil 309.000 7,0
Nambia 287.000 6,5
Outros 897.000 20,3
Total 4.416.000 100,00
Fonte: Indstrias Nucleares do Brasil S.A. - INB
O Brasil, segundo dados oficiais (INB - Indstrias Nucleares do Brasil S.A.),
ocupa a sexta posio no ranking mundial de reservas de urnio (por volta de 309.000t
de U2O8). Segundo esta empresa, apenas 25% do territrio nacional foi objeto de
prospeco, e as duas principais delas so a de Caetit (mina Lagoa Real), e Santa
Quitria (Cear).
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Figura 4.3 Localizao das reservas brasileiras de urnio
Descoberta em 1976, a mina de Caetit feita a cu aberto, numa das 33
ocorrncias localizadas numa faixa com cerca de 80 km de comprimento por 30 a 50
km de largura. Localizada a 20 km da sede do municpio, o complexo instalado produzum p do mineral, conhecido por yellow cake. Esta reserva possui um teor mdio de
3.000 ppm (partes por milho), capaz de suprir dez reatores do porte de Angra 2
durante toda sua vida til.
4.4 O TRIO (Th-232)
O Th-232 outro elemento, inclusive mais abundante que o urnio, que pode ser
empregado como matria prima para a produo de combustvel nuclear.
Em estado puro, ele no entra em reao em cadeia, pois no se fissiona.
Porm, se submetido a um intenso fluxo de nutrons num reator, se converte no istopo
artificial U-233, que assim como o U-235 e o Pu-239.
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Tabela 4.3 Urnio comercial e capacidade de enriquecimento (tSWU/ano)Pas Mtodo
Difuso gasosa Centrifugao
Brasil - 120
China 900 1.000
Frana 10.800 -
Alemanha - 1.800
ndia - 5
Ir - 250
Japo - 1.250
Holanda - 2.900
Paquisto - 5
Rssia - 15.000
Reino Unido - 3.400
Estados Unidos 11.300 -
23.000 22.730
48.730
Notas:
a) As capacidades de Israel e da Coria do Norte no so conhecidas
b)Existem diversas plantas militares e de pesquisa, que no esto contabilizadas
c) Fonte: AIEA
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Figura 4.4 - Ultracentrfuga usada pelo Brasil
4.6 FABRICAO DE ELEMENTOS COMBUSTVEIS
Os reatores a gua (PWR, BWR, PHWR e LWGR) esto sendo empregados
comercialmente h mais de 30 anos. Aproximadamente 96% da capacidade mundial
instalada em centrais nucleares so com estes tipos de reatores e 88% com centrais
nucleares com reatores a gua leve do tipo PWR e BWR. Os combustveis para todas
estas centrais so hoje fabricados em 21 pases.
A demanda de combustvel para todos os tipos de usinas, com exceo de
combustvel MOx e FBR, foi de cerca de 60% da capacidade total instalada. No
momento a capacidade instalada de fabricao de combustvel do tipo LWR, a
demanda em pelo menos 70%.
Uma srie de pases est considerando a construo/expanso de fbricas de
elementos combustveis. Estes pases ou j tem um programa de centrais nucleares
estabelecidos (Ucrnia, China, Repblica da Coria, Mxico e Romnia) ou esto na
fase inicial de implantao de um programa (Indonsia, Egito e Turquia). Por outro lado
um grupo de pases com programas de centrais nucleares j estabelecidos (Finlndia,
Sua, etc.) no possuem fbricas de elementos combustveis e no tem planos para
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implant-las.
O preo do elemento combustvel depende de uma srie de fatores como tipo decombustvel utilizado, incluso ou no de esquemas de gesto do combustvel no
ncleo, treinamento, etc.
O reprocessamento dos elementos combustveis descarregados dos reatores
visa a separao do material fssil e frtil, principalmente plutnio e urnio, dos produtos
de fisso, para eventual uso posterior como combustvel. O reprocessamento constitui-
se em uma tecnologia comprovada e os seus servios esto disponveis em nvel
comercial para todas as empresas de energia eltrica do mundo.
O reprocessamento s se aplica naqueles casos em que se considera o
fechamento do ciclo, com extrao do urnio residual e plutnio para serem reciclados
no reator. Naqueles casos em que o reprocessamento no utilizado h os custos para
a estocagem do combustvel descarregado.
4.7 CUSTO DO CICLO DO COMBUSTVEL
No caso da gerao nucleltrica o custo do combustvel incide sobre o custo final
de gerao em cerca de 20-25%. Considerando-se as condies atuais de mercado
para os diferentes servios e materiais do ciclo do combustvel, um fator de capacidade
de 70% da usina nuclear, o custo do combustvel,incluindo a primeira carga, varia de
US$ 4 a 12/MWh para um ciclo fechado e de US$ 3,5 a 11/MWh para um ciclo aberto
com previso para estocagem definitiva do combustvel irradiado.
No caso brasileiro a INB est fornecendo combustvel a ELETRONUCLEAR que
leva a um custo do ciclo de cerca de US$ 8,5/MWh, ciclo aberto, indicando que seus
custos esto dentro da gama dos custos internacionais.
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CAPTULO 5
OS SUBPRODUTOS DA FISSO NUCLEAR: O LIXO
O lixo radioativo produzido em todos os estgios do ciclo do combustvel
nuclear- desde a minerao do urnio at o reprocessamento de combustvel nuclear
irradiado. Grande parte desse lixo permanecer radioativo por milhares de anos,
deixando uma herana mortal para as futuras geraes. Portanto, o grande desafio
como mant-lo em condies seguras e inviolveis por tanto tempo. Mas, embora tudoisto seja aterrorizante, a Agncia Internacional de Energia Atmica informa que o que
h de lixo radioativo, depois de 50 anos de uso comercial da energia nuclear, no
enche um estdio de futebol.
Durante o funcionamento de um reator nuclear so criados istopos radioativos
extremamente perigosos - como csio, estrncio, iodo, criptnio e plutnio. O plutnio
particularmente perigoso, j que pode ser usado em armas nucleares se for separado
do combustvel nuclear irradiado por meio de um tratamento qumico chamado
reprocessamento.
Como parte da operao de rotina de toda usina nuclear alguns materiais
residuais so despejados diretamente no meio ambiente. O resduo lquido
descarregado junto com a "gua de resfriamento da turbina" no mar ou em rio prximo
usina e os resduos gasosos vo para a atmosfera. Em ambos os casos, a vazo
destes efluentes controlada para que no altere a radioatividade natural (background)
do meio ambiente.
Mundialmente so gerados 10.000 t/ano de resduos radioativos. Os EUA dispemde Yucca Mountain, local capaz de estocar 70.000 t ao custo de 15 bilhes de dlares.
Para que a energia nuclear substitusse o petrleo como combustvel para
gerao eltrica seria necessria que sua participao aumentasse at 30% em
meados de 2020, com isto a gerao de resduos chegaria a 40.000 t/ano.
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5.1 ORIGENS DOS REJEITOS RADIOATIVOS
H trs categorias de lixo radioativo:
a) resduo de alto nvel (HLW, de high level waste);
Dentro da categoria HLW existe a subcategoria SNF (spend nuclear fuel), que
formada por istopos que NO PODEM se reciclados).
b) rejeito de nvel intermedirio (ILW, intermediate level waste);
c) rejeito de baixo nvel (LLW, de low level waste).
O HLW consiste principalmente de combustvel irradiado proveniente dos ncleosde reatores nucleares e de rejeitos lquidos de alta atividade produzidos durante o
reprocessamento. A remoo de plutnio pelo reprocessamento resulta num imenso
volume de rejeito lquido radioativo. Parte desse rejeito de reprocessamento,
armazenado em grandes tanques, misturado com material vitrificante quente. Novas
tecnologias vm sendo desenvolvidas, como os ADS - Accelerator Driven Systems, que
podem usar o lixo como combustvel e assim reduzem o tempo de armazenamento em
centenas de anos.
Os blocos de vidro resultantes tambm so classificados como HLW e ainda que o
processo de vitrificao possa tornar mais fcil o transporte e o armazenamento, de
forma alguma diminuem as emisses radioativas.
Figura 5.1 Bloco de vidro rejeitos HLW
O ILW consiste principalmente de "latas" metlicas de combustvel que
originalmente continham urnio combustvel para usinas nucleares, peas de metal do
reator e rejeitos qumicos. Tm de ser blindadas para proteger operrios e outras
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pessoas contra a exposio durante o transporte e a destinao final. O ILW, de
maneira geral, muito mais radioativo que o LLW.O LLW pode ser definido como o rejeito que no requer blindagem durante o
manuseio normal e o transporte. O LLW consiste principalmente de itens como roupas
de proteo e equipamentos de laboratrio que possam ter entrado em contato com
material radioativo.
Tabela 5.1 Principais HLW (resduos de alto nvel)
Istopo Meia-vida aproximada (anos)
Estrncio-90 29
Csio-137 30
Amercio-241 430
Amercio-243 7.400
Plutnio-239 24.000
Tecncio-99 213.000
Fonte: http://www.nea.fr/html/pub/nuclearenergytoday/welcome.html
Tabela 5.2 Produo anual de resduos radioativos (m por ano) gerada
por uma planta de 1.000MWe
Tipo de resduo Aps uma passagem
pelo ciclo
Reciclando o
combustvel
LLW/ILW 50-100 70-190
HLW 0 15-35
SNF 45-55 0
Fonte: http://www.nea.fr/html/pub/nuclearenergytoday/welcome.html
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Figura 5.2 Comparao entre vrias fontes de rejeitosValores por ano a Europa
5.2 O DESTINO FINAL
O combustvel nuclear altamente radioativo retirado do reator e armazenado em
piscinas de resfriamento no interior da prpria usina. De acordo com estimativas da
Agncia Internacional de Energia Atmica (AIEA), a quantidade total de combustvel
usado era de 125.000 t em 1992 e 200.000 t no ano 2000. Contudo, embora diversos
mtodos de destinao tenham sido discutidos durante dcadas incluindo o envio
para o espao ainda no h soluo para o lixo radioativo.
J surgiram propostas para se dispor de tais resduos, inclusive coloc-los em
foguetes e dispar-los para o sol. A maioria das "solues" atualmente propostas para a
disposio final do lixo radioativo envolve seu enterro no subsolo numa embalagem
especial com proteo forte o bastante para impedir que sua radioatividade escape.No bastam perfuraes de teste ou levantamentos geolgicos para o manejo do
lixo radioativo. Os testes adequados demandariam dezenas de milhares de anos
H dois riscos principais no enterro de lixo radioativo: a contaminao do ar e a da
gua.
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5.2.1 Contaminao do ar
As liberaes explosivas ou lentas de gases de um stio de destinao final
subterrneo so possveis teoricamente. Infelizmente, no h forma confivel de
estimar esse risco - h incgnitas demais relativas aos atuais mtodos de deposio e
s interaes qumicas possveis num ambiente real.
5.2.2 Contaminao da gua
Geralmente este considerado o mecanismo de poluio mais provvel ligado
disposio final de rejeitos em rochas. Elementos radioativos podem vazar do invlucro
e entrar em contato com o lenol fretico, contaminando a gua potvel de
comunidades locais e distantes.
Alm do enterro dos rejeitos, vrios esquemas de armazenamento no local de uso
esto sendo investigados. Nisso, o armazenamento de combustvel usado em grandes
recipientes de ao ou concreto de interesse primordial. Ainda que esse tipo dearmazenamento conserve o material no ponto em que foi criado e reduza os custos de
transporte, centenas de comunidades de todo o mundo esto ameaadas de fato por
depsitos de alto nvel s suas portas. Tambm h planos para consolidar o
combustvel usado e coloc-lo em contineres em algumas poucas instalaes
regionais de superfcies, o que resulta num nmero imenso de viagens em recipientes
no destinados a resistir a possveis acidentes.
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5.3 O DESCOMISSIONAMENTO
Grande quantidade de lixo radioativo tambm produzida quando um reator
nuclear desativado. Isso porque muitas das peas que o compem, incluindo o
combustvel, tornam-se radioativas. O processo de tratamento de uma usina nuclear
nesse ponto chamado "descomissionamento". Entretanto, alm da remoo do
combustvel usado, no h consenso sobre o que deve acontecer a seguir. Nenhum
reator de dimenses normais foi desmontado em lugar algum do mundo. Ainda que
alguns pases planejem retirar toda a estrutura, at mesmo as partes radioativas,restando um espao plano desocupado; outros sugerem deixar a edificao onde est,
cobrindo-a com concreto ou, possivelmente, enterrando-a sob um monte de terra.
O custo do descomissionamento dos reatores nucleares objeto de muita
especulao. As estimativas de custo originam-se de estudos genricos, a partir da
projeo dos custos de descomissionamento de pequenas instalaes de pesquisa. O
detalhamento e a sofisticao empregados no desenvolvimento dessas estimativas
variam muito; a falta de padronizao torna difceis as comparaes. Alm disso, a
limitada experincia de descomissionamento nenhuma, se considerados reatores de
grande porte torna impossvel saber se as estimativas so razoveis, mas j se
sugeriu que os custos de descomissionamento poderiam ser de at 100% do custo de
construo inicial.
Nas prximas trs dcadas, mais de 350 reatores nucleares sero desativados.
Quarenta anos depois de a primeira usina nuclear comear a produzir eletricidade, a
indstria nuclear ainda no tem respostas sobre como desmantelar, de forma segura e
economicamente eficiente, um reator.
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CAPTULO 6
SEGURANA NAS USINAS NUCLEARES
6.1 INTRODUO
Em geral, os trs objetivos primrios da segurana das usinas nucleares so:
a) Controle da reatividade, ou seja, a possibilidade de apagar a reao nuclear em
cadeia de fisso. Esse controle deve ser intrnseco ao projeto.
Em Chernobyl no havia algo assim, deixando a interrupo da reao em cadeia nas
mos dos operadores.
b) Remoo do calor de decaimento.
Em Three Mile Island a falha nesse sistema contribuiu para o acidente.
c) Barreiras mltiplas para confinamento da radioatividade.
Os sistemas de segurana de um reator nuclear so de trs tipos:
a) Sistemas ativos, que so sistemas baseados no controle ativo, eltrico ou mecnico,de equipamentos como vlvulas, bombas, trocadores de calor, etc. e so projetados de
forma redundante. Esta redundncia ocasiona uma elevao enorme dos custos da
planta nuclear.
b) Sistemas passivos, que independem de mecanismos complexos ou interferncia
humana para funcionarem, dependendo exclusivamente de fenmenos fsicos, como a
conveco, a gravidade, a resistncia a altas temperaturas.
c) Sistemas inerentes so baseados na eliminao de um dado risco atravs da
utilizao de materiais especficos ou conceitos de projeto.
Os reatores de primeira e segunda gerao confiavam exclusivamente em
sistemas de segurana ativos e em caractersticas inerentes de segurana.
Com os reatores de terceira gerao foram introduzidos os conceitos de
segurana passiva e de diversificao e redundncia dos sistemas de segurana.
Os reatores de quarta gerao obedecero a uma combinao de sistemas de
segurana ativos, passivos e inerentes.
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6.2 ESCALA INTERNACIONAL DE ACIDENTES NUCLEARES
Em 1990 a AIEA e outros rgos internacionais definiram a Escala Internacional
para Eventos Nucleares (INES) como padro internacional para definio dos acidentes
nucleares no mundo todo. .
Tabela 6.1 - Escala Internacional de Eventos Nucleares (INES)Nvel
DescrioImpacto fora da rea da instalao Impacto na rea
da instalaoDegradao da
defesa emprofundidade
Exemplos
ACIDENTES
7Acidente grave
Liberao grave - mltiplos efeitospara a sade e o meio ambiente
Central nuclear deChernobyl, Ucrnia,
19866
Acidente srioLiberao importante -possibilidade de exigncia deaplicao integral dascontramedidas previstas
Usina dereprocessamento deKyshtym, Rssia,1957
5Acidente comrisco fora da reada instalao
Liberao limitada - possibilidadede exigncia de aplicao parcialdas contramedidas previstas
Danos graves noncleo doreator/barreirasradiolgicas
Reator de Windscale,UK, 1957Three Mile Island,EUA, 1979
4Acidente semrisco importantefora da rea dainstalao
Liberao pequena - exposio dopblico entorno dos limitesprescritos
Danos importantesno ncleo doreator, barreirasradiolgicas,exposio fatal deum trabalhador
Central de Saint-Laurent, France,1980Takai-mura, Japo,1999
INCIDENTES
3
Incidente srio
Liberao muito pequena -
exposio do pblico a uma fraodos limites prescritos
Disperso grave
da contaminao,efeitos agudossobre a sade deum trabalhador
Quase acidente
perda total dasbarreiras desegurana
Central de Vandellos,
Espanha, 1989
2Incidente
Dispersoimportante dacontaminao,superexposiode um trabalhador
Incidente comfalhas importantesnos dispositivosde segurana
1Anomalia
Anomalia alm doregime deoperaoautorizado
0Abaixo da escala
Nenhuma importncia com relao
Evento fora da
escalaFonte: Mongelli, 2006
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6.3 ANLISES DE SEGURANA
O relatrio de segurana de uma instalao nuclear um documento
extremamente importante e uma exigncia normativa para o licenciamento e o exerccio
de uma planta nuclear.
No relatrio de segurana a avaliao e a anlise dos incidentes ocupam um
papel fundamental e o objetivo de demonstrar que a planta construda de maneira tal
que:
a) A probabilidade de acontecimento de qualquer incidente seja pequena;b) o acontecimento de um incidente de pequeno porte no cause danos a instalao;
c) As conseqncias de um incidente de grande porte sejam contidas sem arrecadar
danos a populao das redondezas.
O tema da anlise de segurana pode ser enfrentado de um ponto de vista
determinstico ou probabilstico.
Estes dois mtodos no so alternativos, mas complementares. O mtodo
probabilstico introduz o conceito de risco aceitvel e permite a identificao das
possveis seqncias de eventos indesejveis e os possveis pontos fracos de uma
planta. O mtodo determinstico atribui um limite concreto de gravidade de um
incidente, sendo de grande utilidade para as autoridade supervisoras e para a opinio
pblica.
6.4 AVALIAES DE RISCOS DAS USINAS NUCLEARES ORIENTADAPELO PRINCPIO DA PRECAUO
Alguns crticos dos mtodos adotados para analisar os riscos das usinas
nucleares afirmam que:
a) as avaliaes so limitadas a uma avaliao caso a caso, de modo que cada
situao examinada separadamente, tendo como preposio que os efeitos que
forem sendo identificados sero adicionados aos outros, sendo o efeito total o resultado
da soma dos diversos efeitos individuais identificados. Os efeitos interativos so
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desconsiderados.
b) as avaliaes consideram apenas os perigos para os quais existem provas, de modoque, somente efeitos adversos para os quais existe relao causal e que tenham sido
cientificamente aceitos pela comunidade cientfica so considerados.
c) as avaliaes de risco so expressas de modo unidimensional e em termos de
quantitativos, centrando o debate sobre a probabilidade de ocorrncias ou de
exposies, expressa em numero de bitos, perdas financeiras, etc. Essa quantificao
pressupe que os parmetros do comportamento nas pessoas e no meio ambiente em
questo, podem ser conhecidos, testados e relativamente controlados, de modo que as
chances de diferentes resultados podem ser definidas e quantificadas atravs de
anlises estruturadas de mecanismos probabilsticos.
d) as avaliaes cabem somente aos especialistas, no cabendo ao cidado comum
participar do processo.
A concepo elitista de democracia que orienta as avaliaes de riscos tem
como maior preocupao manter a estabilidade de um determinado sistema tico,
moral, social, cultural e poltico, em que so qualificados como racionais aqueles cujas
aes se encontram em consonncia com o sistema. Nessa concepo, apenas osespecialistas podem so capazes de julgar e decidir pela coletividade.
Os interesses dos cidados so atendidos quando os processos decisrios de
escolhas de tecnologias esto de acordo com os modelos tcnicos de avaliaes de
riscos e consenso das elites.
As implicaes disso so que as avaliaes de riscos acabam sendo realizadas
de modo descontextualizado com as circunstncias praticas das atividades humanas e
pouca ateno dada ao impacto dos aspectos sistmicos e interativos.Podem-se identificar as seguintes limitaes:
a) sabe-se que a maioria dos sistemas fsicos possui uma dinmica no-linear, o que
significa que mudanas de longo prazo so muito difceis de prever e que pequenas
mudanas nas condies iniciais podem mudar a situao final radicalmente (Teoria do
Caos);
b) por no serem fenmenos lineares, no podem ser antecipados com o uso de
variveis estatsticas simples.
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c) todas as anlises so baseadas em poucos casos e so extrapoladas.
Devemos levar em conta que muitos problemas envolvem eventos ou situaesde riscos muito complexos, pois envolvem simultaneamente, fenmenos naturais e
humanos, que se relacionam de forma muito elaborada.
No podemos mais aceitar processos decisrios que so baseados em decises
que no levam em conta as atividades humanas. Temos que reconhecer os limites de
nossas avaliaes baseadas apenas em sistemas lineares.
Figura 6.1 Comparao de riscos a sade para diversos sistemas energticos
Devemos, pois, adotar o Princpio da Precauo, que a garantia contra os
riscos potenciais que, de acordo com o estado atual do conhecimento, no podem ser
ainda identificados. Este Princpio afirma que a ausncia da certeza cientfica formal, a
existncia de um risco de um dano srio ou irreversvel requer a implementao de
medidas que possam prever este dano.
O Princpio da Precauo no deve ser encarado como um obstculo s
atividades assistncias e principalmente de pesquisa. uma proposta atual enecessria como forma de resguardar os legtimos interesses de cada pessoa em
particular e da sociedade como um todo. O Princpio da Precauo fundamental para
a abordagem de questes to atuais e importantes como a produo de alimentos
transgnicos e a clonagem de seres humanos. Reconhecer a existncia da
possibilidade da ocorrncia de danos e a necessidade de sua avaliao com base nos
conhecimentos j disponveis o grande desafio que est sendo feito a toda
comunidade cientfica mundial.
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Devemos sempre lembrar que risco baixo no significa ausncia de risco.
6.5 REATORES COMERCIAIS E SUAS DEFICINCIAS
No incio de 2005, havia 441 reatores nucleares, operando em 31 pases. A
idade, o tamanho e o tipo de projeto de todos esses reatores variam
consideravelmente.
O projeto predominante o Reator de gua Pressurizada (PWR), com 215 deles
em operao. O projeto do PWR foi originalmente concebido para a propulso de
submarinos nucleares. Portanto, esses reatores so pequenos se comparados a outros
modelos, mas possuem uma elevada potncia energtica. Trata-se de um modelo
muito suscetvel a corroso dos componentes, j que a gua atinge altssimas
temperaturas e presses (aproximadamente 320oC e 135 atm).
Vrios defeitos foram encontrados nos PWR ao longo dos anos e mesmo assim,
problemas novos foram encontrados h pouco tempo.
O mesmo ocorre com os outros reatores. Problemas novos aparecem, sem que
possamos evit-los.
Vale lembra o acidente que afundou a maior plataforma de petrleo da
PETROBRAS e os resultados da anlise do acidente:
"A Comisso de Sindicncia que apurou o acidente da P-36 concluiu que foi uma
seqncia de eventos que se alinharam de forma nica e que, isoladamente, no teriam
provocado seu afundamento. A Comisso fez recomendaes para melhorar os
processos internos, como os de emergncia e de operao." - PETROBRAS em
Aes/Julho de 2001
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6.6 ACIDENTES IMPORTANTES
Diversos acidentes e incidentes ocorreram em usinas nucleares. A seguir
analisaremos os dois mais importantes.
6.6.1 Chernobyl
O acidente nuclear de Chernobyl ocorreu dia 26 de abril de 1986, na Usina
Nuclear de Chernobyl (originalmente chamada Vladimir Lenin) na Ucrnia (ento parte
da Unio Sovitica). considerado o pior acidente nuclear da histria da energia
nuclear, produzindo uma nuvem de radioatividade que atingiu a Unio Sovitica,
Europa Oriental, Escandinvia e Reino Unido.
Grandes reas da Ucrnia, Bielorrssia (Belarus) e Rssia foram muito
contaminadas, resultando na evacuao e reassentamento de aproximadamente 200
mil pessoas. Cerca de 60% de radioatividade caiu em territrio bielorrusso.
O acidente fez crescer preocupaes sobre a segurana da indstria nuclear
sovitica, diminuindo sua expanso por muitos anos, e forando o governo sovitico aser menos secreto. Os agora separados pases de Rssia, Ucrnia e Bielorrssia
(Belarus) tm suportado um contnuo e substancial custo de descontaminao e
cuidados de sade devida ao acidente de Chernobyl. difcil dizer com preciso o
nmero de mortos causados pelos eventos de Chernobyl, devido s mortes esperadas
por cncer, que ainda no ocorreram e so difceis de atribuir especificamente ao
acidente. Um relatrio da ONU de 2005 atribuiu 56 mortes at aquela data 47
trabalhadores acidentados e 9 crianas com cncer de tireide e estimou que cerca
de 4000 pessoas morrero de doenas relacionadas ao acidente. O Greenpeace, entre
outros, contesta as concluses do estudo.
O governo sovitico procurou esconder o ocorrido da comunidade mundial, at
que a radiao em altos nveis foi detectada em outros pases. Segue um trecho do
pronunciamento do lder da Unio Sovitica, na poca do acidente, Mikhail Gorbachev,
quando o governo admitiu a ocorrncia:
"Boa tarde, meus camaradas. Todos vocs sabem que houve um inacreditvel
erro o acidente na usina nuclear de Chernobyl. Ele afetou duramente o povo
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sovitico, e chocou a comunidade internacional. Pela primeira vez, ns confrontamos a
fora real da energia nuclear, fora de controle."A usina de Chernobyl est situada no assentamento de Pripyat, Ucrnia, 18 km a
noroeste da cidade de Chernobyl, 16 km da fronteira com Belarus, e cerca de 110 km
ao norte de Kiev. A usina era composta por quatro reatores, cada um capaz de produzir
1 GW de energia eltrica (3.2 GW de energia trmica). Em conjunto, os quatro reatores
produziam cerca de 10% da energia eltrica utilizada pela Ucrnia na poca do
acidente. A construo da instalao comeou na dcada de 1970, com o reator No. 1
comissionado em 1977, seguido pelo No. 2 (1978), No. 3 (1981), e No. 4 (1983). Dois
reatores adicionais estavam em construo na poca do acidente.
As quatro instalaes eram projetadas com um tipo de reator chamado RBMK-
1000.
Figura 6.2 O reator RBMK de Chernobyl
Sbado, 26 de abril de 1986, 01h23min hora local, o quarto reator da usina de
Chernobyl - conhecido como Chernobyl - 4 - sofreu uma catastrfica exploso de vapor
que resultou em incndio, uma srie de exploses adicionais, e um derretimento
nuclear.
H duas teorias oficiais, mas contraditrias, sobre a causa do acidente. A
primeira foi publicada em agosto de 1986, e atribuiu a culpa, exclusivamente, aos
operadores da usina. A segunda teoria foi publicada em 1991 e atribuiu o acidente a
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defeitos no projeto do reator RBMK, especificamente nas hastes de controle. Ambas as
teorias foram fortemente apoiadas por diferentes grupos, inclusive os projetistas dosreatores, pessoal da usina de Chernobyl, e o governo. Alguns especialistas
independentes agora acreditam que nenhuma teoria estava completamente certa.
Outro importante fator que contribuiu com o acidente foi o fato que os operadores
no estavam informados sobre certos problemas do reator. De acordo com um deles,
Anatoli Dyatlov, o projetista sabia que o reator era perigoso em algumas condies,
mas intencionalmente omitiu esta informao. Isto contribuiu para o acidente, uma vez
que a gerncia da instalao era composta em grande parte de pessoal no qualificado
em RBMK: o diretor, V.P. Bryukhanov tinha experincia e treinamento em usina
termoeltrica a carvo. Seu engenheiro chefe, Nikolai Fomin, tambm veio de uma
usina convencional. O prprio Anatoli Dyatlov, ex-engenheiro chefe dos Reatores 3 e 4,
somente tinha "alguma experincia com pequenos reatores nucleares".
Algumas ressalvas so importantes:
a) O reator tinha um coeficiente a vazio positivo perigosamente alto. Dito de forma
simples, isto significa que se bolhas de vapor se formam na gua de resfriamento, a
reao nuclear se acelera, levando sobrevelocidade se no houver interveno. Pior,com carga baixa, este coeficiente a vazio no era compensado por outros fatores, os
quais tornavam o reator instvel e perigoso. Os operadores no tinham conhecimento
deste perigo e isto no era intuitivo para um operador no treinado.
b) Um defeito mais significativo do reator era o projeto das hastes de controle. Num
reator nuclear, hastes de controle so inseridas no reator para diminuir a reao. No
projeto do reator RBMK, as pontas das hastes de controle eram feitas de grafite e os
extensores (as reas finais das hastes de controle acima das pontas) eram ocas echeias de gua, enquanto o resto da haste - a parte realmente funcional que absorve os
nutrons e, portanto pra a reao - era feita de carbono-boro. Com este projeto,
quando as hastes eram inseridas no reator, as pontas de grafite deslocavam uma
quantidade do resfriador (gua). Isto aumenta a taxa de fisso nuclear, uma vez que o
grafite um moderador de nutrons mais potente. Ento nos primeiros segundos aps
a ativao das hastes de controle, a potncia do reator aumenta, em vez de diminuir,
como desejado. Este comportamento do equipamento no intuitivo (ao contrrio, o
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esperado seria que a potncia comeasse a baixar imediatamente), e, principalmente,
no era de conhecimento dos operadores.c) Os operadores violaram procedimentos, possivelmente porque eles ignoravam os
defeitos de projeto do reator. Tambm muitos procedimentos irregulares contriburam
para causar o acidente. Um deles foi a comunicao ineficiente entre os escritrios de
segurana (na capital, Kiev) e os operadores encarregados do experimento conduzido
naquela noite.
importante notar que os operadores desligaram muitos dos sistemas de
proteo do reator, o que era proibido pelos guias tcnicos publicados, a menos que
houvesse mau funcionamento.
De acordo com o relatrio da Comisso do Governo, publicado em agosto de
1986, os operadores removeram pelo menos 204 hastes de controle do ncleo do
reator (de um total de 211 deste modelo de reator). O mesmo guia (citado acima)
proibia a operao do RBMK-1000 com menos de 15 hastes dentro da zona do ncleo.
Seqncia de Eventos
A equipe operacional planejou testar se as turbinas poderiam produzir energia
suficiente para manter as bombas do lquido de refrigerao funcionando, no caso deuma perda de potncia, at que o gerador de emergncia, a diesel, fosse ativado. Para
prevenir o bom andamento do teste do reator, foram desligados os sistemas de
segurana. Para o teste, o reator teve que ter sua capacidade operacional reduzida
para 25%. Este procedimento no saiu de acordo com planejado. Por razes
desconhecidas, o nvel de potncia de reator caiu para menos de 1% e por isso a
potncia teve que ser aumentada. Mas 30 segundos depois do comeo do teste, houve
um aumento de potncia repentina e inesperada. O sistema de segurana do reator,que deveria ter parado a reao de cadeia, falhou. Em fraes de segundo, o nvel de
potncia e temperatura subiu em demasia. O reator ficou descontrolado. Houve uma
exploso violenta.
A cobertura de proteo, de 1000 t, no resistiu. A temperatura de mais de
2000C, derreteu as hastes de controle. A grafite que cobria o reator pegou fogo.
Material radiativo comeou a ser lanado na atmosfera.
Para reduzir custos, e devido a seu grande tamanho, o reator foi construdo com
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somente conteno parcial. Isto permitiu que os contaminantes radioativos escapassem
para a atmosfera depois que a exploso de vapor queimou os vasos de pressoprimrios. Depois que parte do teto explodiu, a entrada de oxignio combinada com a
temperatura extremamente alta do combustvel do reator e do grafite moderador
produziu um incndio da grafite. O incndio contribuiu para espalhar o material
radioativo e contaminar as reas vizinhas.
Segundo a CNEN, acidentes como o da usina de Chernobyl, por exemplo, no
podem ocorrer em usinas como a de Angra, que utiliza reator a gua pressurizada
(PWR), em que os elementos combustveis esto dentro de um grande e resistente
vaso de presso de ao, circundados por conteno que impede quaisquer emisses
em caso de acidente. Nos reatores do tipo PWR o sistema automtico de segurana
no pode ser bloqueado; usa-se gua que, diferentemente do grafite, no entra em
combusto quando aquecida.
Alm disso, o edifcio do reator uma estrutura de segurana, construda para
suportar impactos, e no simplesmente um prdio industrial convencional, como o de
Chernobyl. Os elementos combustveis em reatores do tipo de Chernobyl ficam contidos
em canais dentro de uma matriz de grafite. O conjunto no possui envoltrio, obrigatrionos reatores utilizados no Ocidente. As anlises do acidente apontaram para um
sistema deficiente de desligamento de emergncia, alm de violaes de
procedimentos por parte do pessoal de operao. Reatores como o da usina de
Chernobyl s se construam dentro da antiga URSS e s eram exportados para pases
ligados ao bloco sovitico.
6.6.2 Acidente em Three Mile Island
Em 28 de Maro de 1979, prximo a Harrisburg, na Pensilvnia, aconteceu o pior
acidente nuclear dos Estados Unidos com o reator da unidade 2 de 900 MW PWR da
Usina Nuclear de Three Mile Island, meses aps o comeo de sua operao comercial
que se deu em 30.10.1978. O acidente foi causado por falha de equipamento e erro
operacional em avaliarem-se as condies do reator. A falha de equipamento causou
uma perda gradual de gua de resfriamento no ncleo do reator, o que resultou em
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fuso parcial das varetas de elemento-combustvel urnio e na liberao de material
radioativo. No houve vtimas, nem mortes.Devido a este acontecimento foi criado o Institute of Nuclear Power Operations
destinado a promover a excelncia no treinamento, gerenciamento e operao.
O acidente comeou s 4 h do dia 28 de Maro, quando as bombas de gua de
alimentao do gerador de vapor (circuito secundrio) sofreram uma falha tanto
mecnica e eltrica. Neste momento, aconteceu o desarme da turbina e do gerador.
Isto fez com que a temperatura e presso do reator (circuito primrio) aumentassem.
Antes que o sistema de proteo entrasse em funcionamento, desarmando o reator,
uma vlvula de segurana localizada no pressurizador do sistema primrio entrou em
operao.
Aps a atuao desta vlvula de segurana que o reator foi desligado. O reator
comeou a perder presso com a abertura da vlvula. No entanto, a vlvula de
segurana no fechou totalmente, e a presso continuava a baixar provocando mais
perda de gua de resfriamento. Esta perda excessiva de gua de resfriamento fez com
que a temperatura no ncleo do reator aumentasse acima da temperatura normal de
operao.Neste ponto, os operadores avaliaram incorretamente o problema. Concluram que
a vlvula de segurana estava fechada, devido a erro na sinalizao no painel de
operao e que o reator estava em sobrepresso.
Uma manuteno ocorrida 48 horas antes neste sistema havia deixado uma
vlvula incorretamente fechada, impedindo o sistema de funcionar e manter um fluxo de
gua no sistema secundrio. Sendo que isto s foi desfeito 8 minutos depois de
acontecido o acidente.A gua evaporada no circuito primrio com a abertura da vlvula de segurana
no foi reposta no sistema e com a queda de presso a gua que havia no sistema
comeou tambm a vaporizar.
A presso continuou a cair e grandes bolhas de vapor se formaram e impediram a
eficincia do resfriamento com a gua remanescente no sistema. Estas bolhas no
sistema mantiveram o pressurizador cheio de gua. O indicador de nvel do
pressurizador na sala de controle indicava ao operador que o sistema estava cheio de
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gua. Assim, o operador desligou a bomba que adicionava gua neste sistema.
A temperatura no ncleo do reator ultrapassou o ponto de fuso do urnio e domaterial onde estavam as varetas. Os elementos comearam a oxidar-se liberando
hidrognio e acentuando o aquecimento. A tubulao do sistema primrio se rompeu e
aproximadamente 2,5ML de gua radioativa vazaram dentro do prdio do reator.
Para controlar a quantidade excessiva de gua que vazou do sistema de
resfriamento do reator, 1,5 ML de gua foram lanados no rio Susquehanna. Alm
disto, gases radioativos liberados atravs da vlvula de segurana atingiram a
atmosfera e alguns elementos radioativos passaram atravs das paredes de mais de 1
m de espessura da usina.
Uma grande bolha de hidrognio se formou no ncleo do reator. Caso explodisse,
toda a usina seria completamente destruda e grande quantidades de materiais
radioativos seriam liberadas para o meio ambiente.
Apesar disto, o presidente Carter visitou o reator e declarou que o acidente estava
sob controle em 1 de abril. Em 3 de abril, conseguiu-se desfazer esta bolha de
hidrognio e o reator comeou a resfriar.
Para assegurar a segurana da populao mais suscetvel radiao, ogovernador recomendou a evacuao de todas as mulheres grvidas e crianas com
idade pr-escolar em 30 de maro. Os demais deveriam permanecer no interior de suas
casas.
A limpeza da rea do acidente durou at 1993. Em 28 de dezembro de 1993 foi
colocada sob armazenagem monitorada. Enquanto isto, a unidade 1 permanece em
operao e ambos os reatores sero descomissionados a partir de maio de 2008.
6.7 ATOS DE SABOTAGEM E TERRORISMO
A destruio do World Trade Center em 11 de Setembro de 2001, trouxe tona
preocupaes com possveis ataques de terroristas s centrais nucleares. A Nuclear
Regulatory Commission dos Estados Unidos recomendou s usinas nucleares
americanas que voltassem a adotar todas as medidas requeridas para garantir o mais
alto nvel de segurana. No mesmo momento, o Departamento de Energia enquadrou
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os laboratrios de armas nucleares dentro do mesmo nvel de vigilncia. Veja onde se
concentram alvos onde h fabricao de armas nucleares nos Estados Unidos.Para produzir uma bomba nuclear, o material deve ser enriquecido a uma