II Workshop Internacional ENUMAS 2010 REATORES NUCLEARES DE POTÊNCIA

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1 II Workshop Internacional ENUMAS 2010 Oportunidades em Atividades Nucleares no Brasil: Medicina, Agricultura e Indústria REATORES NUCLEARES DE POTÊNCIA Antonio Teixeira e Silva Unicamp-Campinas, 19 e 20 de agosto de 2010

2 Reatores Nucleares - História 1920 É proposta a existência dos nêutrons por Rutherford. Em 1920, Ernest Rutherford, prosseguia com estudos em relação à estrutura nuclear do átomo. Ele percebeu que quando comparamos a razão massa pela carga de diferentes átomos, achamos números diferentes do esperado. Por exemplo, se dividirmos a massa do hidrogênio pela sua carga achamos 1,04375 x 10-8 kg/c, que era um valor esperado para qualquer outro átomo, mas se fizermos o mesmo para átomo de hélio acharemos 2,0875 x 10-8 kg/c. Ernest Rutherford ( ) Rutherford supor a existência de mais uma partícula no núcleo atômico com massa ligeiramente maior que a do próton e não portadora de carga chamada de nêutron.

3 Reatores Nucleares - História 1932 Verificada a existência dos nêutrons por Chadwick. A hipótese da existência do nêutron foi confirmada em 1932 por James Chadwick ( ) em um artigo publicado com titulo de Possible Existence of a Neutron, esse trabalho realizado com partículas emitidas por um material radioativo natural rendeu para seu autor o Prêmio Nobel de Física de James Chadwick ( )

4 Reatores Nucleares - História 1934 Fermi observa o comportamento dos nêutrons lentos. Em 1934, um grupo de pesquisadores liderados por Fermi verificaram que resultados obtidos para a radioatividade induzida eram diferentes quando se mudava a mesa que transportava o pesado espectroscópio Hilger, isto é, dependia do fato de ser a mesa de madeira ou de mármore. Verificou-se mais tarde que o fato poderia ser explicado pela moderação de velocidade dos nêutrons no hidrogênio da madeira. Enrico Fermi ( ) No dia 18 de outubro de 1934, para esclarecer este "mistério", começaram a estudar sistematicamente este problema.

5 Reatores Nucleares - História 1934 Fermi observa o comportamento dos nêutrons lentos. Para evitar a dispersão de nêutrons na experiência, foi constituído um pequeno anteparo de chumbo. Sem que ninguém soubesse o por quê, Fermi substituiu o pesado anteparo por parafina. No dia 22 de outubro de 1934, foi utilizada pela primeira vez parafina na moderação de nêutrons. Fermi convocou todos os membros do Instituto para verificar um estranho fenômeno: a parafina multiplicava grandemente o efeito da radioatividade produzida pelos nêutrons. Fermi concluiu que: I - os nêutrons lentos eram mais eficazes que os rápidos na produção de reações nucleares em certos elementos; Enrico Fermi ( ) II - a parafina agia como moderador, isto é, no choque dos nêutrons com os núcleos de hidrogênio (elementos leves) da parafina, eles perdiam grande parte da energia cinética.

6 1938 Otto Hahn e Lise Meitner descobriram a fissão nuclear Otto Hahn e Fritz Strassmann, dois cientistas alemães, bombardeavam uma amostra de urânio com nêutrons na t e n t a t i v a d e c r i a r e le m e n t o s m a i s p e s a d o s e acidentalmente criaram bário no meio do experimento, o que os deixou muito surpresos. Sem saber o que de fato havia acontecido, Hahn enviou os dados para sua colega Lise Meitner ( ). Otto Hahn ( ) e Fritz Strassmann ( ) E l a a n a lis o u o s d a d o s j u n t o c o m s e u s o b r i n h o O t t o F r i s c h. Após da analise dos dados enviados por Hahn, Lise e seu sobrinho chegaram a seguinte conclusão: que o átomo de urânio ao ser atingindo pelos nêutrons partiuse em dois, como uma célula em processo biológico e chamaram esse fenômeno de fissão.

7 Reatores Nucleares - História 1939 Fermi (já nos EUA) e colaboradores mostraram ser possível uma reação em cadeia com nêutrons de fissão. O Governo americano é informado da possibilidade de se fazer um poderoso explosivo com urânio. Liberação de US$ 1,400, para ajudar as pesquisas na Universidade de Columbia.

8 Reatores Nucleares - História 1940 Criação do NDRC ( National Defense Research Committee) para pesquisas associadas à defesa) Transferência das pesquisas da Universidade de Columbia para a Universidade de Chicago.

9 Reatores Nucleares - História 1942 Primeiro Reator Nuclear com reação em cadeia auto-sustentada: Chicago Pile

10 Reatores Nucleares - História 1955 Primeiro PWR (Submarino Nautilus)

11 Reatores Nucleares - História 1956 Primeiro reator comercial - Calder Hall (Inglaterra).

12 OBTENÇÃO DA ENERGIA NUCLEAR A PARTIR DA FISSÃO FISSÃO INDUZIDA POR NÊUTRONS Reação nuclear que ocorre mediante incidência de nêutrons com qualquer energia cinética em nuclídeos físseis, por exemplo: U n I Y n + γ + ν Nuclídeo Nêutrons físsil Nêutron Produtos emitidos Raios-gama incidente de fissão prontos γ Raios-gama de decaimento Anti-neutrinos ν β Partículas beta negativas

13 NUCLÍDEOS FÍSSEIS 235 U (0,72 % do urânio natural) enriquecimento do urânio natural por difusão gasosa ou ultracentrifugação. 239 Pu (não existe na natureza) captura radiativa de nêutrons pelo 238 U: β ; T 1 / 2 = 23,5 min 239 β ; T1 / 2 U(n, γ) U Np = 2,36 d 239 Pu 233 U (não existe na natureza) captura radiativa de nêutrons pelo 232 Th: β ; T 1 / 2 = 22,3 min 233 β ; T1/ 2 Th(n, γ) Th Pa = 27,0 d 233 U Os nuclídeos 238 U e 232 Th são denominados férteis, sendo fissionados mediante a incidência de nêutrons rápidos.

14 Características importantes da fissão nuclear induzida por nêutrons Seção de choque para fissão do 235 U em função da energia cinética do nêutron incidente:

15 Características importantes da fissão nuclear induzida por nêutrons Seção de choque para fissão do 239 Pu em função da energia cinética do nêutron incidente:

16 Características importantes da fissão nuclear induzida por nêutrons Seção de choque para fissão do 233 U em função da energia cinética do nêutron incidente:

17 Características importantes da fissão nuclear induzida por nêutrons Seções de choque para fissão do 238 U e do 232 Th em função da energia cinética do nêutron incidente: Energia de limiar para fissão do 238 U por nêutrons cerca de 1,0 MeV Energia de limiar para fissão do 232 Th por nêutrons cerca de 1,4 MeV

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20 REAÇÃO NUCLEAR DE FISSÃO EM CADEIA AUTO-SUSTENTADA Ocorre em um sistema contendo nuclídeos físseis para o qual: k = Número Número de de fissões fissões da de uma geração geração precedente 1 sendo k denominado fator de multiplicação efetivo. Segundo o valor de k, um sistema pode ser classificado como: k < 1 sistema subcrítico não há reação em cadeia auto-sustentada k = 1 sistema crítico reação em cadeia no estado estacionário k > 1 sistema supercrítico reação em cadeia divergente

21 Material absorvedor de nêutrons controlar a reação em cadeia, através da regulagem do número de nêutrons em circulação no sistema; Moderador desacelerar os nêutrons rápidos em nêutrons lentos, através do espalhamento elástico por núcleos leves; Refrigerante remover o calor gerado pela reação em cadeia controlada, por intermédio de convecção forçada.

22 Configuração do sistema Configuração heterogênea o moderador e o combustível nuclear são separados; Combustível nuclear material contendo nuclídeos físseis, em meio ao qual ocorrem as fissões nucleares que, nesta configuração, são causadas majoritariamente por nêutrons térmicos

23 Características importantes da fissão nuclear induzida por nêutrons Valor médio da energia total liberada na fissão de um núcleo de 235 U por nêutron térmico: Energia cinética dos fragmentos de fissão Energia cinética dos nêutrons emitidos Energia dos raios-gama prontos Energia do decaimento beta Energia do decaimento gama Energia dos anti-neutrinos ENERGIA TOTAL DA FISSÃO 167 MeV 5 MeV 7 MeV 5 MeV 5 MeV 11 MeV 200 MeV Resultados análogos são obtidos para 239 Pu e 233 U.

24 Reação nuclear de fissão em cadeia auto-sustentada Controlada taxa de ocorrência das fissões é mantida constante reator nuclear Fissão de 1 kg de 235 U libera 2, kwh Cilindro metálico com 3,2 cm de diâmetro e 6,6 cm de comprimento 1000 MW(t) 300 MW(e) 24 horas E = 30% Equivalente ao consumo médio diário de brasileiros Enquanto isso, para gerar 300 MW(e) ao longo de 24 horas em uma usina termoelétrica... Combustível fóssil consumido toneladas de carvão mineral toneladas de óleo combustível toneladas de gás natural CO 2 emitido toneladas toneladas toneladas

25 FONTES DE ENERGIA USADAS PARA GERAR ENERGIA ELÉTRICA Todo o progresso tecnológico ocorrido mundialmente ao longo dos últimos 120 anos teve como base o uso intensivo de energia elétrica. Atualmente, cerca de um terço de toda a energia primária do mundo é utilizada para gerar energia elétrica.

26 USO DE ENERGIA NUCLEAR PARA GERAR ENERGIA ELÉTRICA Efetuado pelo funcionamento de reatores nucleares de potência que equipam usinas nucleoelétricas. A) Usina termoelétrica B) Usina nucleoelétrica

27 Dados da Agência Internacional de Energia Atômica (AIEA) referentes a agosto de 2010: 440 usinas nucleoelétricas funcionando em 31 países; Capacidade geradora total de MW elétricos; 13 países utilizavam usinas nucleoelétricas para gerar mais do que um terço da eletricidade que consomem; Maior uso de energia nuclear para gerar eletricidade França (78,1%); Maior capacidade nucleoelétrica instalada EUA (104 usinas, MW elétricos, 20,2% da eletricidade gerada).

28 2000 International Atomic Energy Agency. Comments to Project Officer This page was automatically created on 16 Aug 2010, 16:12: International Atomic Energy Agency. Comments to Project Officer This page was automatically created on 16 Aug 2010, 16:10:02.

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32 2000 International Atomic Energy Agency. Comments to Project Officer This page was automatically created on 16 Aug 2010, 16:12:37. NUCLEAR POWER PLANTS INFORMATION Under Construction Reactors by Type Under Construction Type BWR FBR LWGR PHWR PWR Total: No. of Units Total MW(e)

33 FONTES DE ENERGIA UTILIZADAS PARA GERAR ENERGIA ELÉTRICA NO MUNDO

34 FONTES DE ENERGIA UTILIZADAS PARA GERAR ENERGIA ELÉTRICA NO MUNDO

35 Tipos de reatores nucleares de potência Combustível Enriquecimento Moderador Refrigerante Tipo de reator País de origem UO 2 2% a 4% H 2 O H 2 O PWR EUA UO 2 2% a 4% H 2 O H 2 O (fervente) BWR EUA U metálico Grafite CO 2 GCR Reino Unido UO 2 2% a 4% Grafite CO 2 AGR Reino Unido EUA ThC 2 + UC 2 93% Grafite He HTGR Reino Unido Alemanha UO 2 D 2 O D 2 O PHWR Canadá UO 2 2% a 4% D 2 O H 2 O (fervente) SGHWR Reino Unido UO 2 2% a 4% Grafite H 2 O (fervente) RBMK URSS UO 2 + PuO 2 Na 0 líquido FBR Vários

36 Tipos de reatores nucleares de potência Primórdios dos reatores nucleares de potência Data Local Evento Nome Tipo Potência 20/12/1951 Arco, Idaho, EUA Primeiro reator nuclear a gerar energia elétrica EBR - 1 FBR 0,2 MWe (não conectado) 27/06/1954 Obninsk, Rússia, URSS Primeiro protótipo de usina nucleoelétrica AM - 1 RBMK 5 MWe 17/01/1955 EUA Primeiro submarino com propulsão nuclear USS Nautilus (SSN - 571) PWR 6 MWe (estimativa) 01/10/1956 Cúmbria, Reino Unido Primeira usina nucleoelétrica Calder Hall GCR 50 MWe 31/08/1957 Pleasanton, Califórnia, EUA Primeiro protótipo de usina nucleoelétrica com reator nuclear refrigerado a água fervente Vallecitos Nuclear Center BWR 5 MWe 02/12/1957 Shippingport, Pensilvânia, EUA Primeira usina nucleoelétrica com reator nuclear refrigerado a água pressurizada Shippingport PWR 75 MWe

37 Tipos de reatores nucleares de potência

38 Distribuição dos reatores nucleares de potência por tipo: PWR (reator refrigerado a água pressurizada) 60,5% BWR (reator refrigerado a água fervente) 21,5% PHWR (reator refrigerado a água pesada pressurizada) 9,8% RBMK (reator refrigerado a água fervente e moderado a grafite) 3,6% AGR (reator avançado refrigerado a gás) 3,2% GCR (reator refrigerado a gás) 0,9% FBR (reator rápido) 0,5% Fonte: AIEA, julho/2007

39 Função dos componentes principais de um reator nuclear de potência: Núcleo do reator constituir a fonte de energia do reator nuclear (componente onde ocorre, de maneira auto-sustentada e controlada, a reação nuclear de fissão em cadeia); Vaso de pressão conter o refrigerante e proporcionar suporte mecânico ao núcleo do reator; Blindagem biológica evitar o escape de radiações ionizantes (raiosgama e nêutrons) para o meio-ambiente; Trocadores de calor permitir a transferência de calor do refrigerante do reator para o fluido operante no ciclo de potência; Bombas de refrigeração fazer com que o refrigerante circule através do núcleo do reator e dos trocadores de calor.

40 REATOR NUCLEAR REFRIGERADO A ÁGUA LEVE PRESSURIZADA(PWR)

41 REATOR NUCLEAR REFRIGERADO A ÁGUA LEVE PRESSURIZADA(PWR) Tipo de reator nuclear de potência mais utilizado atualmente em todo o mundo; Desenvolvido inicialmente nos EUA para propulsão de submarinos (USS Nautilus, 1955); Adaptado para uso civil com a finalidade de gerar energia elétrica (Shippingport, Pensilvânia, EUA, 75 MW elétricos, 1957); Acidente na usina nucleoelétrica de Three Mile Island, Pensilvânia, EUA, ocorrido em 28/03/1979, evidenciou falhas de segurança corrigidas em projetos subseqüentes; Após 35 anos de desenvolvimento, a tecnologia de reatores PWR atingiu um estágio em que as características de projeto dos reatores deste tipo tornaram-se bastante semelhantes.

42 Características típicas de um reator nuclear PWR: Combustível nuclear Tipo Dióxido de urânio (UO 2 ) com grau médio de enriquecimento em 235 U igual a 2,5%. Formato Pastilhas cilíndricas com 8 mm de diâmetro e 10 mm de comprimento, acondicionadas dentro de um revestimento metálico. Revestimento metálico Tubo de Zircaloy-4 com 10 mm de diâmetro e 4 m de comprimento, pressurizado com gás He e lacrado por soldagem para constituir uma vareta combustível.

43 Disposição Arranjo quadrado com 20 cm de lado, contendo 16 x 16 varetas, mantidas fixas por meio de grades espaçadoras para constituir um elemento combustível.

44 Elemento combustível típico de um reator PWR Westinghouse 17x17.

45 Barras de controle e segurança Distribuição Feixes contendo 20 varetas de controle cada. Material Liga de prata - índio - cádmio (Ag - In - Cd) na proporção respectivamente de 80% - 15% - 5%, revestida com aço inoxidável. Dimensões As mesmas dimensões externas de uma vareta combustível. Núcleo do reator Configuração Elementos combustíveis posicionados lado a lado dentro do vaso de pressão. Dimensões 3,8 m de diâmetro e 3,7 m de altura (parte ativa).

46 Vaso de pressão Material Aço carbono revestido internamente por uma camada de aço inoxidável. Dimensões 4,7 m de diâmetro interno, 10 m de altura e 215 mm de espessura total de parede. Água no sistema de refrigeração primário Pressão 153 atm. Temperatura de entrada 295 C. Temperatura de saída 330 C.

47 Vapor de água no sistema de refrigeração secundário Produção Trocador de calor (gerador de vapor). Pressão 73 atm. Temperatura 290 C. Potência gerada Térmica MW. Elétrica MW. Eficiência térmica geral 34%. Sistema de refrigeração terciário Resfria e condensa o vapor de água após este haver passado pela turbina, utilizando a água do mar ou de um rio.

48 Reator nuclear refrigerado a água pressurizada (PWR)

49 USINAS NUCLEOELÉTRICAS DO BRASIL

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52 Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto Unidade 1 Usina Angra 1 (PWR 657 MW elétricos). Unidade 2 Usina Angra 2 (PWR 1354 MW elétricos). Localização Praia de Itaorna, Angra dos Reis RJ. Angra 1 e Angra 2 em conjunto fornecem aproximadamente 45% da energia elétrica consumida atualmente no Estado do Rio de Janeiro. Angra 1 foi adquirida em 1972 pelo Governo Brasileiro junto à empresa norte-americana Westinghouse Electric Corporation e entrou em operação no ano de Angra 2 é a primeira usina nucleoelétrica resultante do Acordo Nuclear Brasil Alemanha (assinado em 1975) e entrou em operação no ano de 2000.

53 ANGRA 1 Combustível nuclear Tipo Dióxido de urânio (UO 2 ) com grau médio de enriquecimento em 235 U igual a 2,6%. Carga total 51 toneladas de urânio. Formato Pastilhas cilíndricas com 8 mm de diâmetro e 10 mm de comprimento, acondicionadas dentro de um revestimento metálico. Revestimento metálico Tubo de Zircaloy-4 com 10 mm de diâmetro e 3,65 m de comprimento, pressurizado com gás He e lacrado por soldagem para constituir uma vareta combustível. Disposição Arranjo quadrado com 20 cm de lado, contendo 16 x 16 varetas, mantidas fixas por meio de 8 grades espaçadoras para constituir um elemento combustível.

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55 Barras de controle e segurança ANGRA 1 Distribuição 33 feixes, cada um contendo 20 varetas de controle. Material Liga de prata - índio - cádmio (Ag - In - Cd) na proporção respectivamente de 80% - 15% - 5%, revestida com aço inoxidável. Dimensões As mesmas dimensões externas de uma vareta combustível Núcleo do reator Configuração 121 elementos combustíveis, posicionados lado a lado dentro do vaso de pressão.

56 ANGRA 1 Vaso de pressão Material Aço carbono revestido internamente por uma camada de aço inoxidável. Dimensões 3,35 m de diâmetro interno, 12 m de altura e 20 cm de espessura total de parede. Água no sistema de refrigeração primário Pressão 157 atm Temperatura de saída 324 C

57 ANGRA 1 Vapor de água no sistema de refrigeração secundário Produção Trocador de calor (gerador de vapor) Pressão 65 atm Temperatura 287 C Potência gerada Térmica 1876 MW Elétrica 657 MW Eficiência térmica geral 35% Sistema de refrigeração terciário - Resfria e condensa o vapor de água após este haver passado pela turbina, utilizando a água do mar.

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59 ANGRA 2 Combustível nuclear Tipo Dióxido de urânio (UO 2 ) com grau médio de enriquecimento em 235 U igual a 2,5%. Carga total 103,5 toneladas de urânio. Formato Pastilhas cilíndricas com 9 mm de diâmetro e 10 mm de comprimento, acondicionadas dentro de um revestimento metálico. Revestimento metálico Tubo de Zircaloy-4 com 10,75 mm de diâmetro e 3,90 m de comprimento, pressurizado com gás He e lacrado por soldagem para constituir uma vareta combustível. Disposição Arranjo quadrado com 20 cm de lado, contendo 16 x 16 varetas, mantidas fixas por meio de 9 grades espaçadoras para constituir um elemento combustível.

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61 Barras de controle e segurança ANGRA 2 Distribuição 61 feixes, cada um contendo 20 varetas de controle. Material Liga de prata - índio - cádmio (Ag - In - Cd) na proporção respectivamente de 80% - 15% - 5%, revestida com aço inoxidável. Dimensões As mesmas dimensões externas de uma vareta combustível. Núcleo do reator Configuração 193 elementos combustíveis, posicionados lado a lado dentro do vaso de pressão.

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64 Máquina de Carregamento e Transferencia de Combustível na Piscina de Estocagem de Combustível Queimado

65 ANGRA 2 Vaso de pressão Material Aço carbono revestido internamente por uma camada de aço inoxidável. Dimensões 5,75 m de diâmetro interno, 13 m de altura e 25 cm de espessura total de parede. Água no sistema de refrigeração primário Pressão 161 atm. Temperatura de saída 329 C.

66 ANGRA 2 Vapor de água no sistema de refrigeração secundário Produção Trocador de calor (gerador de vapor). Pressão 70 atm; Temperatura 284 C. Potência gerada Térmica MW; Elétrica MW. Eficiência térmica geral 36%. Sistema de refrigeração terciário Resfria e condensa o vapor de água após este haver passado pela turbina, utilizando a água do mar.

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70 MUITO OBRIGADO Antonio Teixeira e Silva teixeira@ipen.br Centro de Engenharia Nuclear IPEN-CNEN/SP