UNIVERSIDADE FEDERAL DE MINAS GERAIS CURSO DE POS-GRADUAÇAO EM CIÊNCIAS E TÉCNICAS NUCLEARES

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1 <;> UNVERSDADE FEDERAL DE MNAS GERAS CURSO DE POS-GRADUAÇAO EM CÊNCAS E TÉCNCAS NUCLEARES CONTRBUÇÃO AO ESTUDO E AVALAÇÃO DA GERAÇÃO DE REJETOS RADOATVOS NO PROGRAMA NUCLEAR BRASLERO Belo Horizonte 1978

2 UNVERSDADE FEDERAL DE MJNAS GERAS CURSO DE PÕS-GRADUAÇÃO EM CÊNCAS E TÉCNCAS NUCLEARES CONTRBUÇÃO AO ESTUDO E AVALAÇÃO DA GERAÇÃO DE REJETOS RADOATVOS NO PROGRAMA NUCLEAR BRASLERO # JOSÉ MÁRO DOMNGOS DE MELO ORENTADOR: JAR CARLOS MELLO Tese apresentada ã Universidade Federal de Minas Gerais, omo requisito parial para obtenção do grau de Mestre Belo Horizonte, dezembro de 1978

3 ^ M'-f *&S_ ':. f" f! V C O HÚM.CO FKDERAL $ ; ' ^ V ' \ U N V E R S D A D E F E D E R A L D t M N A S G E R A S $*í%f ESCOLA DE ENGENHARA f -^)\Jtí> 3 O. U O U Q E L O H O R Z O N T E M N A G G E R A S Dorai*ta:'íC-ní.o do Engenharia U Teo aproooutíjúa ou oarão públia o arnrovada do aorde «.-o Crdenaiiontoo Lialorj ('-» Ualvoridado Fodurai âo Kinao GsraiíJ oa o líuularior.t) o ao noiraao do Curuo de Ciônien o ;;uslo:ir3«oonío a Cnizu-.ão Kxaainsdora aposta doa quo aoiiiar.i :;to Soruo. ií:\ da Cri;-i*S'iV" ^Q -3C0.M do :.ii t ';o:iliaria 0 02 ouxvjo 1979 / y Goaoo Juix* Carloo :ollo (Qsdõatador; irof. tültn Vieira Campas Cordonadar

4 * AGRADECMENTOS ) Ao PKofieòòoK JaiK CaKlot, Mello, okientadok deita teie, pe a oportunidade, de realização e onluòão d<n>t<i tuabalho. ' Ao VfiOQfiamadou Luiz Heniqixz OX.KQ.JLKO doò Santoò, funionakio do CECOM/ÜFMG, pzla olaboração na zlabokação doò > pkogkamaò do. omputadok. Ao?Kol<ib&oK Milton Vi&iKa Campai, CooKd&nadoK do CUKÒO de. Ciênia-*, e Teniaò NaleaKeò da UFMG, pelo apoio que me fioi pke&tado. * Ao SeKviço de Doumentação Ténia, pok toda oope- Kação pket>tada. Â~ Comiòòão Naional de EneKgia NuleaK, pela &ão de bol&a de eòtudoò. A todoò que diketa ou indiketamentz olabokakam pa~ Ka a Kealização deite. tkabalho.

5 J»»» i i i i _ Â Minha esposa e filho: Elígia Luís Paulo A meus pais e irmãos: Antonino César de Melo Geralda Carvalho de Melo Madalena Paulo Afonso Luiz Eugênio Maria de Lourdes

6 RESUMO * As diversas ausa da poluição da indústria nulear são tratadas neste trabalho. A maior ênfase foi dada ã polu_i_ ção radioativa e, em partiular, ã radioatividade dos produtos de fissão. Modelos físio-matematios foram desonvolvi- P dos para o álulo da atividade dos produtos de fissão: den- ) tro do reator, fora do reator e a atividade aumulada anual- * mente. Para o alulo da atividade dos produtos de fissão, f dentro do reator, foram onsiderados todos os proessos de formação e desapareimento dos nulídeos, tais omo: fissão nulear, absorção de neutrons e desintegração radioativa. Fo_ ram analisados e ritiados os diversos tipos de dados u t í 1 _í_ * zados neste trabalho. As atividades espeífias na desgarga ) do ombustível irradiado, e sua evolução, fora do reator, f» ram aluladas. As atividades anualmente aumuladas dos pro-. dutos de fissão, num horizonte de 50 anos, tendo omo referênia o Programa Nulear Brasileiro, foram também aluladas. Comentários, disussões espeífias são apresentadas s * bre os resultados obtidos, os quais foram omparados aos re- sultados de trabalhos semelhantes.

7 4 SUMARY A general desription is given of the auses of pollution in the nulear ndustry. Emphasis was given to the radioative pollution, espeially radioativity of fission produts ( F P ). Physial mathematial models were established to alulate the FP ativities "in" and "out" of the reator and the yearly aumulated a t i v i t i e s. To alulate FP ativities "in"reator, all physial proess of formation and destrution of nulides were o n s Í d e r e d : n u 1 e a r fission; neutron absorption and radioativity deay. The neessary input data were analysed and ritiised. The speifi ativities of the disharged fuel were alulated and also their evolution outside reator. The annual aumulation of FP ativities were also alulated for the referene ase : the Brasilian Nulear Program for a 50 year horizon. The results were ommented and speifi disussions and omparison with other similar studies were made.

8 r N D tce PAGNA > CAPÍTULO 1 - NTRODUÇÃO E DESCRÇÃO GERAL DO TRABALHO mportânia da energia nulear f para o mundo e para o Brasil A poluição da indústria nulear CAPÍTULO 2 - ATVDADE GERADA DENTRO DO REATOR Fissão nulear A teoria da fissão 12 * 2.3, Produto da fissão 12 P Radioatividade dos produtos de p fissão 13 ^ 2.5. Cadeias radioativas dos produtos de fissão Rendimento de fissão 15 ' 2.7. Cilo do ombustível 16 P Extração do urânio 16 P Conversão do urânio 18 p Enriqueimento do urânio.. 18 ^ Fabriação do elemento ombustível Utilização do ombustível no reator 2 0 P 2.8. Reproessamento do ombustível.. 21 CAPÍTULO 3 - RADOATVDADE ACUMULADA DEVDA AOS P PRODUTOS DE FSSÃO 23 P 3.1. Considerações gerais 23 p 3.2. Origem da poluição nulear 25 ^ 3.3. Poluição devida aos produtos de fissão Soluções propostas para a disposição final dos rejeitos f

9 » PAGNA & 3.5. Produtos de fissão espeiais 2 5 ) 3.6. Risos de subproduto aumulado riso do plutônio Estudos realizados sobre o assunto Rejeitos de alto nível Rejeitos do revestimento * Gases nobres 3 4 fr 3.8., 4. odo Tríio 3 5» Rejeitos om alfa Miselanea alfa-beta-gama G. Miselanea beta-gama Refugo das minas 3 6 CAPÍTULO k - MODELO FTSC0-MATEMAT CO PARA 0 CALCULO * DA ATVDADE DOS PRODUTOS DE FSSÃO 37 w 4.1. ntrodução Formação dos produtos de fissão m 4.3. Desapareimento dos produtos de fissão Cálulo da ati\ idade Cálulo da atividade fora do ^ reator Cálulo da atividade aumulada p anualmente 61 t CAPÍTULO 5 " DESCRÇÃO DOS PROGRAMAS DE COMPUTADOR ntrodução ^ 5.2. Desrição do programa "grava _ dados ' Desrição do programa "atividade dentro do rsator" Desrição do programa ''atividade fora do reator" 7 2 t f f

10 > 5 PAGNA 5.5. Desrição do programa l: atividade * aumulada Desrição do programa "impressão de tabe as"! Desrição dos programas"auxiliares" 7 5 CAPÍTULO 6 - BBLOTECA DE DADOS 77 * 6.1. ntrodução Dados básios Programa nulear brasileiro 79 CAPÍTULO 7 ~ ATVDADE ESPECÍFCA E ACUMULADA ntrodução 84 * 7.2. Atividade espeifia Atividade aumulada 85 CAPÍTULO 8 - DSCUSSÃO, COMENTÁRO E CONCLUSÃO 105 ^ APÊNDCE A APÊNDCE B BBLOGRAFA 159 9» 9 > i i

11 p CAPÍTULO 1 NTRODUÇÃO E DESCRÇÃO GERAL DO TRABALHO 1.1. mportânia da Energia Nulear para o Mundo e para o Brasi1 * Consideramos desneessário repetir, aqui, os arfr gumentos mais importantes que realçam o papel da energia no f progresso geral da humanidade, e na elevação dos padrões de & vida dos países atualmente onsiderados subdesenvolvidos. _ As exigênias da industrialização e a neessidade de aumentar a efiiênia do trabalho humano, pelo aumento da produtjl vidad, requerem que a energia seja sempre disponível, nas * quantidades neessárias e a ustos relativamente baixos. % Existem orrelações tradiionalmente onheidas que mostram que as taxas de resimento do onsumo de ener- ^ gia "per apita", nos países subdesenvolvidos ou em desenvol. vimento, são sempre e, desejavelmente, maiores do que as taxas médias de resimento eonômio geral, desses países. * Ao reorrer, maiçamente, ao onsumo de energia % produzida, a partir de fontes naturais brutas, para realiza-,% ção de uma gama de tarefas e trabalhos, o homem libera sua» própria apaidade e pode, então, dediar seus esforços ã re _ alização de tarefas mais nobres e sofistiadas, geralmente, não passíveis de serem exeutadas por suas máquinas e ferramentas. * Como regra geral, essa substituição do trabalho \ humano direto, por fontes brutas de energia, se dá om bai-. fe xas de efiiênia que, em alguns asos, pode atingir várias ordens de grandeza. Esse fato pode ser onstatado aompanhan ^ do-se a evolução, nos últimos anos, da energia embutida por unidade de produto final, para os prinipais produtos agrío as e industriais. Mais ainda, a energia embutida por unida- ' de de produto, é muito maior nos países desenvolvidos do que nos subdesenvolvidos. - Para atender a essa resente neessidade de e-

12 nergia, o homem lançou mão de suas várias fontes primárias, dando ada vez, mais preferênia ãs de menor onentração de obtenção e uso mais fáeis. Desse modo, o arvão mineral que assumiu papel preponderante, a partir da segunda metade do séulo XV, om a revolução industrial, somente edeu seu lugar para o petróleo, em meados do presente séulo, por representar, este, fonte mais onentrada além de ser manuseado e transportado om maior failidade e eonomia. nfelizmente, o gás natural e as outras fontes de energia já itadas, todas de origem fóssil, são esgotãveis; no aso do petróleo, apresentados os primeiros sinais, estes, mesmo não sendo de esgotamento, o são de manutenção dos mesmos níveis das reservas. Ê dentro desse ontexto que surge a energia nulear-alternativa destinada a assumir importante papel omo fonte primária de energia. De iniio, a energia nulear será, quase exlusivamente, usada para geração de energia elétria, mas, ê provável que, om o desenvolvimento de uma tenologia adequada e resimento dos outros tipos de deman da, a energia nulear passe a ser, também, utilizada para ou tros fins. Muitos problemas tenológios e eonômios terão, ainda, que serem resolvidos, antes que a energia nulear possa, omo fonte primária de energia, assumir, de fato, a sua importânia. Criatividade e engenhosidade serão neessárias, em larga esala, a fim de se onseguir- desenvolver, industrialmente, os reatores autofertilizantes os hamados reatores "BREEDERS". Tais reatores possibilitariam produzir, além de energia e seu próprio ombustível, o ombustível para novos reatores a serem instalados. Constituiriam, ainda, quando esperados om um ombustível urânio-plutônio, o emprego ideal para o plutônio produzido nos reatores onvenionais, permitindo, a longo prazo, prever um baixo usto potenial de geração.

13 * 1.2. A Poluição da indústria nulear Após justifiarmos a neessidade de se reorrer 0 ao uso da energia nulear, que no Brasil deverá assumir im- portante papel, espeialmente na região Sudeste brasileira, ^ passamos a abordar uma onseqüênia inevitável deste evento "a poluição gerada pela indústria nulear". ^ A potênia nulear no Brasil, que por volta do ano deverá produzir era de 40% da potênia elétria total, trará onsigo a poluição térmia, químia e uma nova e perigosa forma de poluição - a nulear. A poluição térmia * ê produzida pelo alor residual das usinas nuleares, e afe- ta, em maior esala,o loal de desarga, que poderá ser um rio, um lago ou mesmo o mar. Como se sabe, os reatores nuleares exigem muito * mais água para refrigeração, do que as instalações onvenio ^ nais de ombustíveis fosseis, perdem mais energia do que as usinas onvenionais, e toda ela ê dissipada omo alor. A água aqueida altera o funionamento global do eossistema a_ * quãtio, estimulando o resimento de algas que desoxigeni- 9 zam a água e destroem o deliado equilíbrio. Os peixes são afetados em seu metabolismo, são ^ obrigados a respirar mais rápido e, onseqüentemente, onsu- mir mais oxigênio, e, em ertas espéies, a reprodução é pa-» ralizada. Assim, a fauna e também a flora podem sofrer sê- ^. rios prejuízos através da poluição térmia. É preiso, portanto, enontrarmos, meios de se usar todo esse alor disponível. Uma possibilidade de uso desse alor é a onstrução geminada de reator/usina de dessalinizaçao. O alor residual ^ seria, então, utilizado para a evaporação neessária ao pro- % esso de dessalinizaçao na produção de água potável. f Embora, a industria nulear produza, omo disse- ^ mos, poluição térmia e químia, a de maior vulto e, poteni almente superior, é a poluição nulear. Com a resente implantação da potênia nulear, teremos desarga anual de e- normes quantidades de ombustível irradiado, altamente radio

14 ( ativo. Os produtos de fissão, ontidos neste ombustível irradiado, representam mais de 99% do total da radioatividade gerada pela indústria nulear. Materiais radioativos, omo o os entrais da élula, vitais para a multipliação elular.0 ) 90 Sr é absorvido pelas gramlneas; estas ingeridas pelas va - as, o transmitem ao homem, através do leite. 0 organismo o ' absorve do mesmo modo que o álio, armazenando-o nos ossos e podendo, mesmo, levar ã leuemia. Além de todos estes perigos, existe ainda o peri go radiológio. Os produtos de fissão, espeialmente aqueles de meia vida radioativa longa, deverão aumular-se 90 Sr, o 131 i e o 137 Cs, passam, failmente, através dos proessos metabõlios do orpo, afetando radialmente os núle- intensa- mente e atingir elevados níveis de radioatividade. Eles per- maneerão, perigosamente, radioativos, após entenas de a- nos. Muitos aham que, mesmo para fins paífios, omo, pa «ra geração de enrgia elétria, não deveria ser permitido o fr uso da energia nulear, uma vez que hã sempre o riso de liberação da radioatividade, por aidente. Devemos reonheer, ontudo, que, em toda atividade humana, hã sempre uma erta dose de risos, e, omo já dissemos, no iníio deste apítulo, o uso da energia nulear ê indispensável para o Brasil. Neste aso, todo o uidado ãe 9 ve ser tomado, a fim de minimizar, ao máximo, os risos. Tep mos a obrigação de adotar todas as medidas neessárias para ~ que as probabilidades de aidentes se reduzam.» Este trabalho tem, omo objetivo, estudar e ava- «liar a geração de radioatividade aumulada, anualmente, num» horizonte de inqüenta anos, tendo omo referênia o Programa Nulear Brasileiro. A análise e avaliação de todas as fontes de poluição nulear,geradas no Programa Nulear Brasileiro onsti^ tuir-se-iam num trabalho muito além dos limites do esopo de í uma tese de mestrado. A omplexidade do problema deve-se: % -a grande diversidade de ausas na geração de poluentes ra- * dioativos; t r

15 f - ã omplexidade dos detalhes e dos meanismos destas au- sas; & - e, finalmente, â efiiênia dos dados neessários ao ãlu ~ o ompleto, em ada um dos asos. Em vista disso, resolvemos dediar nossos esforços ao estudo da prinipal ausa de poluição radioativa: a geração dos produtos de fissão, res- * ponsável por mais de 99% da poluição radioativa. i Por outro lado, a geração dos produtos de fisw sao, dentro do reator, e a evolução da sua omposição relati & va, fora do mesmo, são problemas bastante omplexos, ujos álulos preisos, para serem feitos, neessita-se de melhor * onheimento de um grande número de dados básios: rendimen- ~ tos de fissão, onstantes radioativas e, prinipalmente, seções de hoque de absorção de neutrons, em função da energia destes. Para omprovar as difiuldades do problema, basta i^ " tar que, mesmo em países mais adiantados, e dispondo de mais ) reursos, em iênias e ténias nuleares, ainda hoje, o as sunto é objeto de longos ontratos de pesquisa ou de teses» de mestrado ou doutorado. 0 Assim, na exeução do presente trabalho, tivemos * grande difiuldade em oletar e seleionar todos os dados a- ima referidos para todos os produtos de fissão onsiderados, os quais somam 430 nulídeos. Prouramos, apesar disto, elaborar um onjunto ompleto de programas de omputação que permitam, failmente, a introdução de dados básios novos, ou ^ a troa dos mesmos. * Com os dados disponíveis, os programas de ompu- % tação, prontos e testados, foram realizados os álulos des- 9 tinados a avaliar a aumulação de radioatividade no Programa <& Nulear Brasileiro, tomado omo referênia. Ao longo dos tra f balhos de álulo, da análise e avaliação dos resultados dos mesmos, reebemos informações adiionais, sobre as araterístias de alguns produtos de fissão, que, só foram inluí- * das nos álulos, quando os novos resultados obtidos om os ^ mesmos, alteraram, signifiativamente, as prinipais onluf soes do trabalho. f:

16 11» CAPTTULO 2 > ATVDADE GERADA DENTRO DO REATOR 2.1. Fi ssão Nui1 ear Nos experimentos efetuados pore. Fermi,E. Segrè ^ e seus olaboradores, em 1934, o bombardeio de urânio, por neutrons, produziu várias atividades de raios beta, om dife_ rentes meias vidas. Já que o urânio deai por emissão de pair * tíulas alfa, om uma meia vida muito longa, supuseram estar & sendo produzidos elementos transurãnios (Z maior que 92). (2) w Em 1938, O. Hahn e F. Strassmann, no nstitut to Kaiser Wilhelm, em Berlim, mostraram, por meio de análi- ses químias, muito uidadosas, que um dos elamentos radioa- & tivos produzidos no bombardeio do urânio, por neutrons, era - í 3) f o bario( 1Lll Ba j )- E em 1939, O.R. Frish e L. Meitner onfirmaram que o urânio sofria um proesso de quando bombardeado por neutrons, om liberação de " quantidade de energia. FSSÃO NUCLEAR grande Tao logo aqueles pesquisadores anuniaram a nova * desoberta, ientista de todo o mundo formaram equipes para estudá-la. ndagou-se então, a possibilidade de que novos neutrons fossem ejetados, simultaneamente, om o proesso.ca qual o nêutron original produzisse, através da fissão,outros neutrons, que, por sua vez induziriam outras fissões e, as fe so isto oorresse, poder-se-ia obter uma reação em adeia,na sim suessivamente. Pouo depois, na França, H. von Halban, Jr., F. (A) Joliot, e L. Kowarski, anuniaram a verifiação dessa hi- * põtese. Desobriu-se, ainda, que o isótopo do urânio, respon sável pela fissão era, prinipalmente, o 235 u, e que nêu- trons de baixa energia eram mais efiientes do que os nêuf trons rápidos, para induzir o proesso.

17 » 12 A t 2.2. A Teoria da Fissão A expliação mais aeita do fenômeno da fissão * é baseada no modelo do núleo denominado 'gota líquida". Nui ma gota d'água, sua forma esféria resulta da força de atraj ' ção entre as moléulas, que, assim sendo, resiste â deformação. O mesmo foi suposto oorrer no núleo devido âs forças nuleares. Se uma quantidade de energia sufiiente, é forneida, tanto ã gota d'água quando ao núleo, estes podem divi^ dir-se em duas ou mais partes. Nesta interessante teoria da fissão de N. Bohr * e J. Wheeler, as forças atrativas entre os nuleons (pró- tons e neutrons) são responsáveis pela forma esféria do nú- ) leo, ao passo que as forças repulsivas, devidas, prinipal- mente, âs forças oulombianas, são as forças de desequilíbrio. No núleo, omo na gota líquida, as partíulas que estão na superfíie, dispõem de um número menor de partíulas, ao seu redor, omparadas àquelas que estão no interior. Por nios), sua força de atração derese, já que sua superfíie 2 ) aumenta e sua força repulsiva rese, proporionalmente a Z. > Com isto, o núleo ao reeber a energia de um ) nêutron, igual â energia de ligação do nêutron absorvido, re k &» distribui esta energia entre os nuleons, e o núleo inteiro passa a vibrar, podendo, dependendo da amplitude destas vibrações, ausar a fissão nulear Produtos de Fissão Como dissemos, anteriormente, no fenômeno da fis_ * onseguinte, â medida que o núleo rese (núleos trensurâ- são, há emissão de nêntrons, verifiada ser devida aos fragmentos de fissão, imediatamente após a fissão. Os neutrons e mitidos por estes "fragmentos de fissão",foram hamados de * "neutrons prontos" ou "neutrons instantâneos".após a emissão * dos neutrons instantâneos, esses fragmentos são hamados de "PRODUTOS DE FSSÃO". Em geral os produtos de fissão possuem, ainda, um exesso de neutrons e, em onseqüênia, iniiam

18 13 > uma série de desintegrações beta suessivas. Em alguns aj sos, apôs a emissão de um beta, o núleo, produto resultan- te, é deixado em um estado exitado virtual, o que permite a emissão de um nêutron, por esse núleo. Como essa emissão de neutrons tem que esperar primeiro a emissão do beta, para o observador externo, ela aparee omo se fosse uma e- ) missão radioativa, om a meia-vida araterístia do emissor t beta, isto é, om um erto atraso em relação aos neutrons prontos e, por isto, são hamados "neutrons atrasados" ou "neutrons retardados". } Como se sabe, embora os neutrons atrasados sejam. uma pequena fração dos neutrons emitidos na fissão (menos de 1%), têm importânia fundamental no ontrole dos reatores nu leares. Pode-se afirmar que, se não existissem neutrons a- * trasados, o desenvolvimento da utilização da fissão nulear estaria sofrendo, embora em muito menor grau, difiuldades ) análogas âs que têm impedido o desenvolvimento da utilização da fusão nulear Radioatividade dos Produtos de Fissão A instabilidade dos produtos de fissão pode ser, failmente, entendida ao analisarmos o gráfio da Fig grafio representa, nas ordenadas, o número atômio de todos os elementos estáveis existentes na natureza, e, nas absissas, o orrespondente número de neutrons. Notamos que os núleos estáveis estão dentro de uma faixa que, no iníio, apresenta uma relação nêutron/prõton próxima da unidade (nulídeos leves), e vai resendo ' até atingir aproximadamente 1,56 (para os nulídeos pesa- > dos). Os fragmentos de fissão e os produtos de fissão, em geral, estão abaixo desta faixa, o que india exesso de neutrons. Assim sendo, são altamente radioativos e busam a estabilidade, desintegrando-se, por emissão beta, emissão gama e, raramente, por emissão alfa.

19 i!ü r 100 SO o u H 60 O PS i0 o a ^ 10 o *) 50 ho "0 S0 90 1X> Í ) Ul)!t>U NÚMERO DE NEUTRONS (N) FG Número de protons Z era função do número de neutrons N nos núleos estáveis

20 * Cadeias Radioativas dos Produtos de Fisslo 0 Os produtos de fissão que, em sua maioria, são ^ radioativos, desintegram-se por beta, o que lhes permitem livrarem-se do exesso de neutrons, visto que a emissão beta eqüivale ã transformação de um neutron em um proton dentro w do núleo. Contudo, quase sempre, o produto de fissão filho 9 é também instável e desintegra-se por emissão beta, o mesmo % aonteendo om seu filho e assim, suessivamente, ada prom duto de fissão gera uma família radioativa que se denomina ^ "CADEA RADOATVA". A representação gráfia dessa adeia, mostrando todas as ramifiações, hamamos "esquemas de deai. mento". Essas adeias radioativas dos produtos de fissão possuem, para ada progenitor, uma massa onstante, arate- * rístia da emissão beta, que, omo sabemos, sõ muda o número 9 relativo de protons e de neutrons e o estado energétio do nulídeo. _ 2.6. Rendimento de Fissão 1 ~ A fissão nulear oorre de varias maneiras e, 9 onsequentemente, dá origem a um grande número de produtos 9 de fissão. O núleo omposto parte-se em várias dezenas de ) formas diferentes, gerando era de uma entena de núleos- ^ produtos primários de fissão (fragmentos de fissão). Pelas limitações da sensibilidade dos métodos de A medida, onsiderou-se o intervalo de variação do número de ^ massa de 72 a 160 e do número atômio de 30 a 65. Na fig.2.2 está mostrando o gráfio do número de massa (absissa) dos produtos de fissão om a perentagem de fissões nuleares(or * denada) que deram origem ao isõtopo do orrespondente número de massa. ^ O nome dado a esta perentagem é de "RENDMENTO DE FSSÃO" (em inglês 1: FSSON YELD"). Devemos hamar a a- tenção ao fato de que ada fissão dá origem a dois nulídeos

21 16 e portanto, a soma de todos os rendimentos de fissão, no grã fio da Fig. 2.2, dará 200% e não 100%. A razão pela qual re presentamos o numero de massa, ao invés do número atômio, é porque a massa mantêm-se onstante, omo expliado anteriormente, o que não aontee om o numero atômio que muda a a da desintegração beta Cilo de Combustível Após a utilização do ombustível nulear no reator, para geração de energia, existem ainda quantidades importantes de ombustível nulear ujo valor residual ê bastante elevado, tornando, em algumas irunstânias, eonomiamente interessante o seu reproessamento e o seu reenvio ao estágio do proesso preedente ao reator. Ao onjunto de operações orrespondentes dá-se o nome de "CCLO DO COMBUSTÍ VEL". A Fig. 2.3 ilustra os diferentes tipos de operações existentes dentro do ilo de ombustível. Neste exem pio, estamos utilizando o ilo do urânio levemente enriqueido, usado nos reatores PWR. Analisaremos, a seguir, ada uma das fases indiadas na Fig Extração do Urânio O mineral de urânio é extraído através de ténias similares àquelas usadas para extrair outros minérios.em geral,os minérios de urânio possuem baixo teor (menos de 1%) e, para minimizar o usto de transporte deste minério, a pre paração do urânio ê feita em uma usina próxima da jazida. A- qui, o método usado onsiste na moagem om adição de água, dando origem a um pó fino. Este minério onentrado ê tratado om um áido ou solvente orgânio. O urânio ê geralmente onvertido para a forma de oxido (U,0g) na qual ê transporta do para a fase seguinte.

22 17» M 10 1 w Q O EH _2 1 RENDA 10 io" 3. O" 4-4> i 1 / -LÁ., / / / J / 1 T\i s14 MeV Ft ; T "f fr y / onêutrons Térmios ei BNêutrons de 14 MeV te - \ 2 3 5TT NUMERO DE MASSA \ X m 4 FG Distribuição das probabilidades de formação dos produtos de fissão do Ü.

23 Conversão do Urânio Antes de seguir para a fase de fabriação das pastilhas, o onentrado é enviado a uma refinaria, onde o u ' rânio é extraído om um solvente orgânio e onvertido, por % aqueimento, para um triõxido (UO.,), essenialmente puro. Es_ gk te material possui uma onentração natural, em peso, de 0,71% de 235 U (que é flssil) e 99,29% de 238 U (que é fér - _ til). Visto que a maioria dos reatores, e, em partiular, os do tipo PWR, usam urânio enriqueido, torna-se neessária onversão do urânio a um omposto epeial: o hexafluoreto * de urânio (UF,). D Este omposto é um sólido na temperatura ambien- te, mas, pode ser mudado para gás, por aqueimento. O proess 9 so de enriqueimento mais usado, atualmente, ê o da difusão gasosa que requer, omo já dissemos, a onversão do urânio ^ em UF,, que ê o únio omposto de urânio na fase gasosa em ondições próximas das ondições-ambiente. a Enriqueimento do Urânio Em uma usina de difusão gasosa, o enriqueimento ê efetuado fazendo o UF, passar através de uma série de bar- 9 reiras porosas e finas. Por ausa da diferença em peso mole- 9 ular, o omposto UF,, formado pelo isõtopo 235 U, passa a- A. través de ada barreira, em uma taxa levemente superior ao ^ omposto UF, formado pelo 2J8 U. Pelo uso de várias barreiras, um enriqueimento w ^ ^. signifiante em 235 U é obtido. O UF fí ontendo o urânio enriqueido em 235 U ê separado e a outra parte, que é um rejeito ê depositada em loais próprios. O urânio empobreido êenvia do a uma estação de fabriação de ombustível, sendo, previa mente, transformado em U0- em pó, para, em seguida, se fabr_i fe ar as pastilhas. i ^ l.i.h. Fabriação do Elemento Combustível» Na fabria de elemento ombustível, o UO? que se

24 Extração Moagem Produção do Conentra rln Purifiação e Pefino Reonversão Enriqueimento Conversão Fabriação do Combust!-' vel rradiação \ no V Reator / U Resfriamento (Depósito )*- Pu Reproessamento # Deposito Embalagem 4 <PJ\«- FG Esquema do ilo de ombustível de urânio levemente enriqueido

25 ) 2 0 * enontra na forma de pó é omprimido em pastilhas e oloado > em tubos, feitos de ligas de zirônio (ziraloy) ou outros mel teriais que resistem ã orrosão em alta temperatura e â rad.i ação rio reator. jv Os tubos arregados, hamados varetas ombustíj veis, são montados, em onjunto? para fáil manuseio, nos denominados elementos de ombustível. Os líquidos e sólidos ontaminados om urânio são os rejeitos dessa fase de operação. fr Utilização do Combustível no Reator ^ Dentro do reator, o ombustível nulear ontido nos elementos de ombustível sofre importantes modifiações químias, físias e físio-químias. Seguramente, as modifi- * açoes m.is importantes e que ausam grande parte das outras w modifiações, sao aquelas que oorrem na omposição do om- $ bustível. Núleos físseis são destruídos por fissão ou tram; k formados em outros núleos pesados, por aptura radiativa e ~ desintegrações beta suessivas. * Núleos férteis são destruídos por fissão rápida ~ e, prinipalmente, por aptura radiativa, o que, após desin tegrações beta suessivas, levam â formação de novos núleos físseis. Como resultado das fissões, produtos de fissão vão " se aumulando no ombustível e, por absorção de neutrons e desintegração beta, provoam a formação e aumulação de algu } mas entenas de variedades de nulídeos diferentes. A fim de permitir que o reator possa funionar ) durante um tempo sufiientemente longo, o que ê mais impor- tante nos reatores de potênia, o ombustível nulear ontêm f um exesso de material fissil, destinado a ompensar os efe_i tos negativos sobre a reatividade devido aos fenômenos itados aima. O exesso de reatividade positiva resultante ê,en» tão, ompensado pela presença de absorvedores distribuídos no núleo do reator ou pela introdução de barras de ontro- le. k A energia liberada na reação de fissão é onduzi^

26 21 da sob a forma de alor, através das pastilhas e das paredes dos elementos de ombustível, para o refrigerante. Em seguida, por proessos que variam omo tipo do reator, é em parte, onvertido em potênia útil. Após um erto tempo de irradiação em que os elementos ombustíveis são desgastados em núleos físseis, não será mais possível manter a reação em adeia ou o reator em funionamento. Com isto, torna-se neessário a troa do ombustível. A troa do ombustível irradia do para o aso dos reatores do tipo PWR, proede-se desligan do o reator e retirando-se o tampão do vaso, tendo, previamente, inuggj^dò a avidade do reator om água borada. 0 nível da água na avidade do reator é tal que a dose na superfíie da água é menor que 2,5mr/h durante as operações de troa de ombustível. Nestas ondições, o ombustível ê transferido, om equipamentos apropriados e ã dis; tânia, através do anal de transferênia que liga a avidade do reator ao poço de ombustível irradiado. No fundo do anal existe o arro transportador sobre trilhos que reebe o elemento ombustível na posição vertial, gira-o para a po sição horizontal, antes de transportá-lo para a pisina ou poço de resfriamento. No poço de ombustível irradiado, que é onserva do inundado a partir da primeira troa, o elemento ombustível é armazenado na posição vertial, sendo a apaidade do poço de ombustível irradiado de 1 1/3 do núleo, embora, em ondições normais de operação fique armazenado somente 1/3 do núleo. As estantes onstituem-se de retiulados quadrados de passo igual, de maneira a garantir a subritialidade mesmo no aso do poço ser inundado om água não borada. Apôs ser oloado o elemento de ombustível irradiado na estante adequada, a ponte do poço pega o elemento de ombustível novo, oloa-o sobre o arro transportador, seguindo o aminho inverso eproessamento do Combustível A quantidade de 235 u e 239 Pu ontida no ombus

27 i f f ) 22. tível irradiado tem um valor que, em ertas irunstânias, > torna ompensador, eonomiamente, o reproessamento que vi- sa separar os materiais físseis e férteis om um mínimo de perdas, e onentrar os produtos de fissão em um volume on-. veniente para posterior armazenamento. Contudo, estas operações sõ serão efetuadas após ^ o deaimento neessário devido â elevada radioatividade dos produtos de fissão ontidos nos elementos ombustíveis irradiados, que, além de difiultar as operações de reproessa- ' mento, deompõe os agentes químios empregados no proesso. ^ O período de resfriamento é em torno de 120 dias. Uma vez ) resfriados, os elementos de ombustível são enerrados em aixões de materiais de alta densidade, tais omo o humbo, ~ para blindar a radiação.» O transporte para a usina de reproessamento, ^ que, em geral, atende a um onjunto de reatores, se dá através de arretas de alta tonelagem envitando-se formar massa rítia ou liberar material radioativo. Chegando na usina os elementos de ombustível são enviados, sob água, ãs seções de desmontagem meânia, exeutada por maquinas espeiais. ) Com o uso de solvente orgânio, provavelment tributil-fosfam. to, extrai-se o plutônio e urânio da solução áida. Os rema- _ nesentes desta solução e a maioria dos produtos de fissão onstituem o hamado "REJETOS RADOATVOS DE ALTO NÍVEL". Pelo uso de resinas, podemos separar o urânio e o plutônio purifiados. Eles são, então, onvertidos para a forma sólida. O plutônio será estoado para uso futuro nos reatores "breeder" ou misturados om urânio para uso nos rea ^ tores atuais. O urânio, dependendo do onteúdo de 23 5u,, se- 9 rã reilado para enriqueimento ou misturado om outros ma- teriais ombustíveis para uso nos reatores.

28 > 23. i * CAPÍTULO 3 } RADOATVDADE ACUMULADA DEVDA AOS PRODUTOS DE FSSÃO 3.1. Considerações Gerais ' A poluição ambiente foi aresida de uma nova e perigosa fonte de poluição - A POLUÇÃO NUCLEAR. A era nule P ar trouxe onsigo o perigo da ontaminação radioativa que as usinas nuleares podem promover. } Embora os diversos efluentes produzidos pelos se res humanos representem um grave problema, prinipalmente f quando não bio-degradáveis, sua solução é viável a um usto possível de se suportar, e, o que é mais importante, num lapso de tempo razoável. Exemplo disto, é a melhoria onside ' rável do ar e das águas do rio Tâmisa, em Londres. Esta mesma failidade não é enontrada om a po- * luição nulear devido ãs suas araterístias peuliares, dentre as quais destaamos as seguintes: * 1. Não sensibilizar os nossos sentidos de manei- & ra que possamos perebê-la. ' 2. Exigir vigilânia por período muito longo. * 3. Neessitar de resfriamento por longo tempo. ) 3-2. Origem da Poluição Nulear No ontexto da indústria nulear, ou seja, exei w tuando a poluição produzida pelas armas nuleares, a poluifr ção radioativa oorre nas diversas operações nuleares, tais \ omo: Extração e moagem nas minas; Conversão e enriqueimen- to do ombustível; Fabriação do ombustível; Operação do re. ator e Reproessamento do ombustível. Dentre todas as operações nuleares, a maior fon, te de rejeito o radioativo = o reproessamento do ombustível nulear. Mais de 99% da radioatividade total, gerada pela in

29 ) dústria nulear, aparee, eventualmente, nos rejeitos de alk to nível do reproessamento do ombustível nulear Poluição Devida aos Produtos de Fissão * Os rejeitos provenientes do reproessamento do ombustível ontêm todos os produtos de fissão, os quais são ) responsáveis pelo alto nível de radioatividade gerada nesta k operação. Os produtos de fissão om meia vida radioativa ur f ta não onstituem grandes problemas, uma vez que se reduzem, onsideravelmente sua atividade, em prazo relativamente urto. O aso mais importante ê devido aos produtos de fissão om meia vida radioativa longa. Estes permaneem radi. oativos por um período tão longo a ponto de não termos, ain- da, uma solução plausível para a "DSPOSÇÃO FNAL" dos re- 9 jeitos. 0 problema assumiu tal ordem de importânia que até } formularam a hipótese de enviar o rejeito radioativo para o l SOL. Como não passou de hipótese, não sabemos se resolveria este problema a um usto ompensador. 3. ^. S o l u ç õ e s P r o p o s t a s p a r a a D i s p o s i ç ã o F i n a l dos R e j e i t o s * Foi tentada a solução perigosa que onsistia em * depositar no fundo do mar, em avernas, o rejeito ontido em % toneis de aço revestidos de onreto. Esta solução não foi satisfatória, uma vez que o ontrole se tornaria muito difi-. il e om grande riso de perdê-lo, o que fez om que a solução fosse abandonada. * Atualmente, existem dois métodos bastante dife- rentes, propostos para lidar om os rejeitos radioativos.en quanto que um proura evitar a água, o outro a utiliza para resfriar o rejeito radioativo imobilizado em sólidos. 0 pri- ^ meiro método onsiste em prourar um depósito seo em uma an > tiga jazida de sal ou outra formação geológia estável, na ) qual os resíduos possam ser depositados para sempre. Este depósito seria, então, protegido da biosfe-

30 t 25 ra e seria, também, vetado o aesso de pessoas ou animais não envolvidos na operação, o que requereria uma vigilânia '"quase eterna 11. Além do mais, este método seria inviável para os países que não dispusessem de tais depósitos, omo é ) o aso do Brasil. * O outro método onsiste em fazer uso de um lenk çol d'água, mantido em ondições aeitáveis para ser usado } omo água potável, para resfriar os rejeitos radioativos de p alto nível. Estes rejeitos são fixados em esferas de vidro f relativamente insolúveis, e, altamente duráveis, de modo que pudessem ser resfriados diretamente pelo lençol d'água. - 0 nível do lençol d'água deve estar,, de preferên ia, mais alto que o nível médio das águas vizinhas, omo r_i os, lagos ou mares. Assim sendo, a água que porventura saís- ^ se do lençol seria diluída, onsideravelmente, ao ser mistu- 9 rada om essas águas de superfíie. ^ Este método onta, ainda, om um sistema pronto $ para entrar em ação, aso o nível de radioatividade do len- ço d'água atingisse valores maiores que os aeitáveis para m a água potável. Este sistema seria onstituído de um filtro ou um troador de íons adequado que reolheria os rejeitos, onentrando-os e fabriando novas esferas de vidro. As ne- * essidades de resfriamento diminuem om o tempo e se tornam ^ desprezíveis depois de era de 200 anos, sendo neessário, porém, observações e supervisão durante era de 500 anos. ^ Não obstante, os métodos propostos para a dispo- sição dos rejeitos radioativos apresentarem relativa seguran * ça, a implantação de usinas nuleares vem sendo, violentamen» te ontestada, pela opinião públia, devido ã ontaminação radioativa que elas podem provoar. sto não só está impli - ando em substaniais atrasos nas obras, omo obrigando aos * governos a refazerem seus planos e apurarem os ritérios de & segurança Produtos de Fisslo Espeiais

31 26 Logo apôs o ombustível ter saído do reator, e- * xiste um grande número de nulldeos om atividade relativa- > mente alta. Todavia, este numero se reduz, onsideravelmen- ) te, após o período de resfriamento que, para o PWR é, em torno de 120 dias. Este fato pode ser visto na tabela da Fig. 3.1, que nos mostra que a atividade espeífia (Ci/ton) total de produtos de fissão é representada por uma perentagem de mais de 95%, por apenas 15 radionulídeos, após " 120 dias de resfriamento. sto pode ser visto melhor no grã- fio da Fig. 3.2, em que representamos a atividade total e a % soma de um grupo de radionulídeos. Vemos, então, que após * 100 anos a atividade total ê representada por mais de 99 % ~ por apenas dois Dares de radionulídeos. v * Devemos, então, destaar estes últimos radionu lídeos 90 Sr/ 90 Y (28 anos), 137 Cs/ 137 Ba (30 anos) que possuem, omo indiado, meia vida longa e, por onseguinte, perma neem ativos por mais de 100 anos. O longo período de ativi- dade destes radionulídeos nos dá uma idéia dos risos deor 9 rentes do aumento da quantidade de rejeito radioativo, quede } vera ser aumulado om a implantação da indústria nulear. os h 3.6. Risos do Subproduto Aumulado» Com base no Programa Nulear Brasileiro, alula mos a atividade aumulada ao longo de 50 anos. Os resultados estão apresentados nas tabelas e gráfios do Capítulo-5. A & ' Fig. 3.3 mostra a orrespondente quantidade de massa de omt bustível que sairá anualmente dos reatores térmios e rãpif dos até o ano 2027, e o gráfio da Fig. 3.4 mostra a massa ^ total e, ainda, o número de usinas de reproessamento, om apaidade de 1500 Ton.U/ano, neessárias para atender àquela desarga. A massa de ombustível total aumulada ao longo * deste mesmo período é dada na tabela da Fig & Uma vez que dispomos de uma noção quantitativa da massa e da atividade aumulada a ser gerada no Programa k Nulear Brasileiro, hamamos a atenção para o perigo que re-

32 TEMPO zero 120 d a 5a 10a 50a 100a GRUPO ATVD. DO GRUPO 4,lxlO 7 9,5xlO 6 3,3xlO 6 9,3xlO 5 6,9xlO 5 2,5xlO 5 7,7xlO 4 ATVD. TOTAL 4,2xlO 7 l,0xl0 7 3,4xlO 6 9,4xlO 5 7,0xl0 5 2,6xlO 5 7,7xlO 4 % DO GRUPO 99% 95% 99% 98% 98% 99% 99% FG Grupo de radionulideos om suas respetivas perentagens do total da atividade dos produtos de fissão.

33 28 10' 10' Atividade Total 90 Sr /90y Cs /137m Ba 10 5 J TEMPO(ano) 100 f Í FG Atividade dos radionulideos 90 Sr/ 90 Y > e 137 Cs 137m Ba omparada â atividade total.

34 presentam estes rejeitos, formados pelos produtos de fissão * e por uma pequena perentagem (era de 1%) de urânio e plu- tônio, bem omo, todos os atinldeos formados pela transmuta ção do urânio e plutônio, no reator. Eles, os produtos de fissão, são geralmente a- raterizados por possuirem radiação de intensa penetrabilida k de, podendo ausar efeitos biológios de grande gravidade, o que requer espessas paredes de onreto ou outro material de alta densidade para suas embalagens. Os sistemas de repro essamento, em uso orrente, sao projetados de forma a asse- * gurar que mais de 99% de atividade dos produtos de fissão e ) teja ontida em um volume muito pequeno de rejeitos líquidos * (0,25 m-vton. de ombustível).uma outra araterístia é sua _ alta taxa de geração de alor, neessitando, portanto de resfriamento. 29 * Riso do Plutônio» ) Alem do perigo radiolõgio representado pelos k produtos de fissão, existe, ainda, o riso de toxidez provo-. ada, espeialmente, pelos atlnideos e em partiular o plutônio, que ê indiado pelos ientistas omo o mais perigoso radionulldeo da tabela periódia. A maioria das partíulas emitidas pelo 239 Pusão partíulas alfa, e estas, são as menos perigosas ruando o e- * missor está fora do organismo, e, ontrariamente, as de maf ior gravidade, quando no interior do organismo. Com isto, o } perigo do plutônio, por radioatividade, é pequeno, uma vez * que esta raioatividade pode ser detida até por uma simples fo lha de papel. 0 grave perigo do plutônio é quando ele pene - tra no organismo por via oral, por inalação ou através de uma ferida. Os efeitos, neste aso, são devidos às partíulas a_l ^ fa emitidas. Estes efeitos são muito pareidos àqueles produ % zidos pelo rádio, om propriedades de aumularem-se no orgal nismo. ^ A toxidez do 239 Pu, por exemplo, é da ordem de m 15 vezes maior que a do radio, o que atribui ao 239 Pu

35 o -1-1 en Reatores Rápidos / i Reatores Térmios ANO FG Massa para reproessamento saída dos reatores térmios e rápidos anualmente

36 »» o CO ANO 2027 FG. 4 - Massa total para reproessamento saída dos reatores (térmios e rápidos) anualmente e orrespondente nú mero de usinas de reproessamento (1500 ton. U/ano)

37 32 araterístias de ser "uma das substânias mais mortíferas onheidas pelo homem". Bastam alguns mirogramas para matar uma pessoa. sto dá o que pensar, pois, em ada tonelada de rejeito radioativo ontém era de 50 gramas de 239 Pu uja meia vida é de 24 mil anos. Aqui, talvez, enontramos expliação para os pro testos que aonteem em vários países do mundo, feitos, prin ipalmente, pelos eologistas e pessoas ligadas ã onservação da natureza. Neste sentido, esperamos que o presente tra balho possa ser útil nos planejamentos e projetos futuros no Programa Nulear Brasileiro. 3-8, Estudos Realizados Sobre o Assunto Foram feitos estudos deste assunto em vários pai; ses no mundo e, prinipalmente, nos Estados Unidos. Um traba lho muito importante foi realizado na França por R.de Tburreil em 1968, om O título "ACTVTE DES PRODUTS DE FSSON DE 235 O e 239 PU " (6)_ f f Tourreil estudou a influênia das diferentes pro priedades dos nulídeos físseis e de seus produtos de fissão na produção da atividade e alor. Para este propósito, resolveu um sistema ompleto de equações difereniais, levan do-se em onta a absorção de neutrons. As atividades e a pro dução de alor por desintegrações beta e gama dos produtos de fissão foram aluladas para várias irradiações e tempos de resfriamento om ombustíveis de 235 U e 239 Pu. Finalmente, o resultado mais importante que obteve foi a influênia da absorção de neutrons pelos produtos de fissão. Tourreil onluiu, em seu trabalho, que a atividade dos Produtos de Fissão sofre mudança apreiável no período de resfriamento, onsiderando a absorção de neutrons, somente para flu xos superiores a 10 n/m.s. Este resultado esta em desaordo om o que nos obtivemos. Não fizemos variações no fluxo, omo Tourreil, ontudo, onstatamos diferença apreiável entre as duas situações: 1) onsiderando a absor

38 3 3 ção de neutrons, 2) e não a onsiderando. Os resultados absorção de neutrons são da ordem de 30% maiores que sem absorção. Nos Estados Unidos foram feitos trabalhos mais ompletos da projeção dos rejeitos radioativos gerados pela indústria nulear. Um dos trabalhos neste sentido foi realizado em 1974, por J.O. BLOMEKE, C.W. KEE e J.P. NCHOLS in- * titulando-se: "PROJECTONS OF RADOACTVE WASTES TO BE 1 GENERATEDE BY THE U.S. NUCLEAR TOWER NDUSTRY 1 *"^. 0 J.O. BLOMEKE, o primeiro autor, sem duvida uma das maiores autoridades no assunto 7 é um estudioso que ) desde a déada de 1950 vem publiando trabalhos neste assun- to. Blomeke e seus olaboradores seleionaram no trabalho aima referido, dez tipos de rejeitos radioativos f gerados dentro do ilo do ombustível nulear e fizeram um estudo detalhado de ada um destes tipos, alulando suas a- tividades, volumes, fontes destes rejeitos, et. até o final deste séulo. Foram onsiderados os diversos tipos de reato- * res em operação nos Estados Unidos, tais omo: LWR, HTGR e LMFBR. A potênia elétria instalada foi tomada omo sendo de 134, 504 e 1200 GW até o fim dos anos 1980, 1990 e 2000 f respetivamente. As dez ategorias de rejeitos radioativos seleionados estão ligados aos níveis de radiação e ao tipo de partíula emitida. Os tipos seleionados foram os seguintes: 1. Rejeitos de Alto Nível % ^ 2. Rejeitos do Revestimento 3. Gases Nobres 4. odo 5. Tríio no Reator } 6. Tríio no Reproessamento 7. Alfa f 8. Miselânia Alfa-Beta-Gama om a

39 > 3k. * 9. Miselânea Beta-Gama 10. Rejeitos das Minas Prouraremos resumir o que foi feito em ada um des tes tipos seleionados aima, itando os resultados obtidos Rejeitos de alto nível São os rejeitos provenientes do ombustível irra ^ diado. Representam mais de 99% do total da atividade gerada em todas as operações. Seu alto nível requer rigorosa proteção radiolõgia. Foi estimada a geração de 57 litros, 170 li_ ' tros e 85 litros, respetivamente, para os LWR, HTGR e LMFBR % para ada tonelada de ombustível. ^ Rejeitos do revestimento Resultam da absorção de neutrons pelos omponentes do revestimento, ontendo, ainda, uma quantidade aima * de 0,1% de atinídeos e produtos de fissão. Ã proteção radio f lógia é também requerida, bem omo, o resfriamento devido ~ 3 ^ sua taxa de geração de alor, de 1800 a 3500 W/m, e sua a ti» vidade. Para ada tonelada de ombustível produzem-se 60 e 246 litros, respetivamente, nos reatores LWR e LMFBR Gases nob res Estes produtos de fissão foram tratados separada. mente devido ao seu estado físio partiular. Eles são, basjl k amente, representados pelo Kr e Xe. São gerados por oasião do reproessamento do ombustível e liberados, gradativamente, na atmosfera. São produzidos de 5 a 6 kg por tonelada de ombustível, om 9 5% de Xe. 3.8.i». lodo t 0 iodo reebeu também um tratamento espeial devido às suas omplexas propriedades físia, químia e seu al_

40 35 to signifiado biológio.são produzidos dois isotopes 129 (l,6xl0 7 a) e 31 (8,05d), em que 75% do peso total é do isó topo 129. A produção é estimada em 0,1 g por MWD (térmio) Trfio Este tipo de rejeito tem origem na água do iruito primário e na usina de reproessamento. A produção de 75,7m /ano para ada 1.000MW nos LWR (iruito primário) e 700 a Ci para ada tonelada de ombustível no reproess samento Rejeitos om Alfa Os rejeitos deste tipo foram definidos omo sendo aaueles sólidos ontendo plutônio e outros atinídeos e missores alfa. Foram enontrados, em média, 283m, 566in e 3 ~ ~ 113m nas operações de preparação, fabriação e reproessamento em ada tonelada de ombustível. O Plutônio ou partiipam om era de 8,83g/m Miselinea Alfa-Beta-Gama 233 U Constituem, este tipo de rejeito, aqueles mate - riais ontendo alto nível de emissão alfa e gama. Exigem pro teção radiolõgia. Surgem nas usinas de reproessamento. Cer 3 a de 283 destes mater. a de 283 m destes materiais sao gerados em ada tonelada de plutônio reproessado Miselânea Beta-Gama Os materiais ontaminados nas usinas de reproes samento onstituem este tipo de rejeito. Requerem poua pro - teção radiolõgia devido a seu baixo nível de radiação. Sua ~ produção é de 1130m, 2265m e 4531m nas operações de produ ção, fabriação e reproessamento, por tonelada de plutônio ou 233 U reproessado.

41 Refugo das Minas 1 Como o próprio nome sugere, são refugos das nas. Foi estimado que, para ada quilograma de tuoo ou ThO~, 3 i surge um volume de 0,27m deste rejeito, supondo que 95% do urânio ou tõrio sejam extraídos do minério. ) Finalmente, Blomeke e seus olaboradores alu- ) laram a atividade aumulada anualmente a ser gerada pela in- 9 anteriorfr düstria nulear dos Estados Unidos até o ano Calularam ainda, os respetivos volumes, taxa de geração de e área de emitério. mi- alor Em nosso trabalho, não efetuamos todos estes al. vel dos produtos de fissão, que, omo ja dissemos ulos, prouramos nos ater no álulo do rejeito de alto ní- mente, representa em torno de 99% do total da atividade gera ) da em todas as operações. Este tipo de rejeito é, sem dúviw da, o mais omplexo para ser alulado, uma vez que envolve álulos, no interior e fora do reator.»

42 37, CAPÍTULO k Í MODELO FfS CO-MATEMAT CO PARA O CALCULO DA ATVDADE DOSPRt) DUTOS DE FSSÃO ' i h. 1. ntrodução ) Como jã foi visto no Cap.-2, os produtos de fis_ são originam-se nos reatores nuleares através do proesso de fissão. Um núleo fissil absorve um nêutron transformando-se em um núleo omposto que, em seguida, fissiona-se dan do origem a dois "fragmentos de fissão : que, apôs a emissão * dos neutrons "instantâneos" ou neutrons "prontos", passam ) a ser hamados de "Produtos de Fissão 1 '. Estes produtos de fissão, omo jã dissemos, são altamente radioativos. 0 nosso objetivo, aqui neste apítu- o, ê determinar um modelo físio-matemãtio para o alulo f í da atividade destes produtos de fissão. Os álulos neessá rios serão, na seqüênia, os seguintes: A) Dentro do Reator - Cálulo das onentrações - Calulo das atividades espeifias B) Fora do Reator - Cálulo da evolução das atividades fora do * reator C) Com a união destes dois álulos anteriores * obteremos a atividade ACUMULADA. i 4.2. Formação dos Produtos de Fissão Os produtos de fissão podem ser formados por três proessos diferentes, em um reator: * ) Diretamente da fissão ) Por deaimento radioativo ) Por absorção de neutrons