Comissão Nacional de Energia Nuclear Diretoria de Pesquisa e Desenvolvimento

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1 Resumo Este documento apresenta algumas orientações de trabalho para elaboração do Escopo do Projeto Grupo 5 Fabricação de Combustíveis, que define as diretrizes básicas, critérios de projeto e características gerais para atendimento do projeto do (RMB). Histórico do Desenvolvimento e Estado da Arte do Combustível Tipo MTR Após a construção do primeiro MTR (MateriaIs Testing Reactor), empreendimento conjunto do ORNL (Oak Ridge National Laboratory) e do ANL (Argonne National Laboratory) e operado desde 31 de março de 1952, os reatores de pesquisas moderados e refrigerados a água leve com elementos combustíveis tipo placa tem sido denominados reatores tipo MTR. Numerosos reatores de pesquisas em todo o mundo utilizam elementos combustíveis tipo MTR, o qual é formado pela montagem de placas combustíveis fabricadas empregando-se a conhecida técnica de montagem núcleo, o qual incorpora o material físsil, moldura e revestimentos, com posterior deformação por laminação ("picture frame technique"). Inicialmente, este tipo de combustível utilizava usualmente como material do núcleo ligas de urânio-alumínio (U-Al) contendo 18 % em peso de urânio altamente enriquecido (93 % em peso de U 235 ). Ainda na década de 50, tendo em vista a preocupação com a não proliferação de armamentos nucleares, começaram a ser utilizados combustíveis contendo urânio com baixo enriquecimento (20 % em peso de U 235 ) em reatores de pesquisas de baixa potência. Com o abaixamento do enriquecimento, para que não fosse diminuída a reatividade e a vida útil dos caroços dos reatores, tornou-se necessário o aumento da quantidade de urânio em cada placa combustível. Placas combustíveis contendo núcleos a base da liga U-Al com 18 % em peso de urânio altamente enriquecido eram facilmente fabricadas. Entretanto, surgiram dificuldades na fabricação de placas combustíveis com núcleos de liga U-Al contendo 45 % em peso de urânio com baixo enriquecimento, devido à fragilidade e propensão à segregação desta liga. Uma alternativa para contornar-se este problema foi a utilização de núcleos fabricados por metalurgia do pó, que utilizavam dispersões de compostos de urânio em alumínio e podiam incorporar quantidades de urânio com baixo enriquecimento sensivelmente maiores. Em 1956 tinha início a operação do reator Argonauta (10 MW), desenvolvido pelo ANL, que utilizou placas combustíveis com núcleos a base da dispersão U 3 O 8 -Al contendo 39 % em peso de U 3 O 8 com baixo enriquecimento. Esforços foram realizados no sentido de aumentar-se a concentração Nome Assinatura Data 1

2 de urânio neste tipo de dispersão, obtendo-se até o final da década de 70 um máximo de 65 % em peso de U 3 O 8 no combustível para o reator de pesquisa Puerto Rico (Puerto Rico Research Reator) do Puerto Rico Nuclear Center. Com o desenvolvimento de reatores de pesquisas com potências mais elevadas para obtenção de altos fluxos de nêutrons, foi necessária a continuação da produção de combustíveis que utilizavam urânio altamente enriquecido (93 % em peso de U 235 ) obtendo-se maior reatividade específica, e economia, uma vez que estes combustíveis podiam permanecer mais tempo no núcleo do reator (maior vida útil). O HFIR (High Flux Isotope Reactor), com potência de 100 MW, utilizava dispersão U 3 O 8 -Al com 40 % em peso de U 3 O 8 e o ATR (Advanced Test Reactor), com 250 MW, utilizava o mesmo tipo de dispersão com 34 % em peso de U 3 O 8. Além das dispersões U 3 O 8 -Al, eram correntemente utilizadas as dispersões UAl x -Al (com o valor de x aproximadamente 3) e as ligas U-Al, todos os sistemas utilizando urânio altamente enriquecido. Nesta época, no fim da década de 70, a máxima densidade de urânio obtida qualificada foi de 1,7 gu/cm 3. Desde que na década de 70 o urânio altamente enriquecido era de fácil obtenção comercial, mesmos os reatores que utilizavam urânio com baixo enriquecimento foram gradualmente convertendo seus núcleos para combustíveis altamente enriquecidos. Assim, chegou-se a um total de aproximadamente 156 reatores de pesquisas em 34 países utilizando urânio altamente enriquecido, resultando numa circulação anual de aproximadamente 5000 kg deste material. Em 1977 ressurgiu a preocupação com o risco de proliferação nuclear associada ao extravio deste combustível durante a fabricação, transporte e armazenamento, resultando na restrição pelo governo americano da comercialização de urânio com alto grau de enriquecimento (acima de 90 % em peso de U 235 ), produzindo um impacto na disponibilidade e utilização deste combustível para reatores de pesquisas. A partir de 1978 foram estabelecidos programas de redução de enriquecimento, que visavam o desenvolvimento da base tecnológica para substituição, nos reatores de pesquisas, do urânio altamente enriquecido por urânio com baixo enriquecimento (abaixo de 20 % em peso de U 235 ). O principal programa, ainda ativo nos dias de hoje, é o Programa RERTR (Reduced Enrichment for Research and Test Reactors), o qual tem por objetivo desenvolver a tecnologia necessária para converter os reatores que usam urânio altamente enriquecido ( 20% U-235) por urânio com baixo enriquecimento (< 20% U-235). Durante a existência desse programa mais de 40 reatores de pesquisas foram convertidos, entre eles o reator IEA-R1 do IPEN. Desta vez, a redução de enriquecimento tem exigido um esforço superior ao verificado anteriormente, pois Nome Assinatura Data 2

3 em reatores de maior potência e projetados para operar em condições limites esta substituição implica no desenvolvimento e qualificação de combustíveis com a máxima concentração de urânio possível, cujos limites são impostos pela fabricabilidade e desempenho sob irradiação severa e prolongada. Neste contexto, os desenvolvimentos inicialmente basearam-se no aumento da concentração de urânio nos combustíveis correntemente utilizados na época do início do Programa até o limite prático de 2,3 gu/cm 3 no caso do UAl x -Al e 3,2 gu/cm 3 no caso do U 3 O 8 -Al, e também no desenvolvimento de novos combustíveis que permitissem a obtenção de densidades de urânio de 6 a 7 gu/cm 3, bem acima das possíveis de obter-se com os combustíveis UAl x -Al e U 3 O 8 -Al. O desenvolvimento destes novos combustíveis possibilitariam a conversão para baixo enriquecimento de praticamente todos os reatores de pesquisas existentes. Altas densidades de urânio na dispersão somente podem ser conseguidas através da utilização na dispersão de compostos físseis com alto teor de urânio. A figura 1 apresenta o potencial de vários compostos de urânio. O limite tecnológico para utilização de dispersões é de 45 % em volume de material físsil disperso, uma vez que deve ser mantida uma matriz contínua de dispersante, no caso alumínio. Os silicetos de urânio e o U 6 Fe foram inicialmente os compostos considerados promissores. O problema encontrado na utilização destes intermetálicos com alto teor de urânio como material físsil na forma de dispersões em alumínio está relacionado à sua instabilidade dimensional durante a operação, conduzindo a um inchamento das placas combustíveis e, por conseguinte, a problemas termohidráulicos que comprometem a segurança do reator. Em meados de 1988, com base em resultados de testes de irradiação, o combustível a base da dispersão U 3 Si 2 -Al foi qualificado pelo US Nuclear Regulatory Commission e liberado para comercialização para densidades de urânio de até 4,8 gu/cm 3, apresentando um inchamento compatível com o observado no caso das dispersões correntemente utilizadas. Pesquisas visando a utilização de intermetálicos com ainda maiores concentrações de urânio, tais como U 3 Si, U 3 SiAl e U 6 Fe como material físsil na forma de dispersões em alumínio continuaram. Contudo, resultados de testes de irradiação demonstraram uma inaceitável instabilidade dimensional nestes novos combustíveis. O U 6 Fe, devido à sua alta concentração de urânio (96 % em peso) foi particularmente considerado, sendo as pesquisas praticamente abandonadas a partir de 1986 devido ao alto inchamento observado em testes de irradiação, aliado aos resultados promissores obtidos com a dispersão U 3 Si 2 -Al, sendo considerado uma alternativa inviável. Nome Assinatura Data 3

4 Figura 1 Densidade de urânio na dispersão em função da concentração da fase físsil dispersa para diferentes compostos de urânio. Apenas por meio da utilização do U 3 Si 2 como material físsil nas dispersões em alumínio, não foi possível a conversão de todos os reatores de pesquisa, aguardando os reatores de alto desempenho uma solução tecnológica definitiva, necessitando de uma densidade de urânio de 6 a 9 gu/cm 3. Num esforço para converter-se estes reatores, outros combustíveis de alta densidade tem sido estudados, incluindo dispersões a base de UMo, U 3 SiCu, U 3 Si 1,5, U 3 Si 1,6, U 75 Ga 15 Ge 10, U 75 Ga 10 Si 15 e nitretos de urânio. Ainda, inovadoras técnicas de fabricação tem sido investigadas baseadas em compactação isostática a quente (HIP - Hot Isostatic Pressing), seja aumentandose a fração volumétrica do U 3 Si 2 para além de 50% (o limite tecnológico aceito atualmente é de 45%) ou utilizando-se arames de U 3 Si e/ou U 75 Ga 10 Si 15 e/ou U 75 Ga 15 Ge 10 caldeados em alumínio numa geometria tal que gere placas com densidade próxima a 9 gu/cm 3 no núcleo combustível. A alternativa mais próxima de ser implantada comercialmente é a dispersão de ligas de UMo em alumínio, possibilitando atingir-se a densidade de 9 gu/cm 3. O desempenho sob irradiação desse tipo de combustível está sendo testado com resultados promissores. Contudo, ainda Nome Assinatura Data 4

5 não é um combustível comercializado. Em resumo, atualmente, a mais avançada tecnologia de fabricação de placas combustíveis tipo MTR disponível comercialmente está baseada na dispersão U 3 Si 2 -Al, com concentração de U 3 Si 2 que resulta numa densidade de urânio no núcleo da placa combustível de 4,8 g/cm 3. A próxima tecnologia que estará disponível comercialmente utilizará uma dispersão da liga UMo com 7 a 10% em peso de Mo, resultando numa densidade de urânio entre 6 e 9 g/cm 3. Elementos Combustíveis Fabricados no Brasil Atualmente, no Brasil, existe apenas um local produzindo rotineiramente elementos combustíveis tipo MTR, a base de dispersão em alumínio. Trata-se do Centro do Combustível Nuclear (CCN) do IPEN-CNEN/SP, localizado no campus da Universidade de São Paulo, na capital paulista. O CCN produz atualmente dois tipos de elementos combustíveis: a base de U 3 O 8 -Al, com 2,3 gu/cm 3, e U 3 Si 2 -Al, com 3,0 gu/cm 3. A seguir apresenta-se uma descrição sucinta da tecnologia de fabricação de elementos combustíveis tipo MTR adotada pelo CCN do IPEN-CNEN/SP. Os elementos combustíveis tipo MTR são formados pela montagem de um conjunto de placas combustíveis espaçadas entre si, permitindo a passagem de um fluxo de água que serve como refrigerante e moderador. As placas combustíveis consistem de um núcleo, contendo o material físsil, que é totalmente revestido com alumínio. Como dito anteriormente, elas são fabricadas adotando-se a tradicional técnica de montagem núcleo, moldura e revestimentos e posterior laminação, técnica conhecida internacionalmente com o nome de picture frame technique. Técnicas de metalurgia do pó são utilizadas na fabricação dos núcleos das placas combustíveis, compostos de cermets, compósitos cerâmico-metálicos, utilizando pó de U 3 O 8 ou U 3 Si 2 enriquecido a 20% no isótopo 235 U (material combustível nuclear), em conjunto com pó de alumínio (material estrutural da matriz do núcleo). As placas combustíveis são as peças mais importantes do elemento combustível MTR, o qual não passa de um conjunto de 18 placas combustíveis paralelas entre si, montada rigidamente para formar o conjunto denominado elemento combustível, como ilustra a figura 2. Comercialmente, estão disponíveis no mercado elementos combustíveis que utilizam os compostos U 3 O 8 e U 3 Si 2, os quais estão muito bem qualificados ao redor do mundo. Num futuro não muito distante, a liga de urânio-molibdênio desponta como uma alternativa comercial muito boa para substituir o U 3 Si 2, que é o composto mais amplamente utilizado nos dias de hoje. De modo geral, o processo de fabricação de elementos combustíveis tipo MTR, sejam do tipo óxido de urânio (U 3 O 8 ) ou siliceto de urânio (U 3 Si 2 ), apresenta as Nome Assinatura Data 5

6 principais etapas ilustradas no diagrama de blocos apresentado na figura 3. A etapa do processo indicada em vermelho na figura refere-se à fabricação dos briquetes e das placas combustíveis, as quais são as mais importantes no processo de produção. Figura 2 Vista das placas combustíveis montadas no elemento combustível. A figura 4 mostra o diagrama de blocos do processo de fabricação das placas combustíveis. Os briquetes são fabricados a partir dos pós de alumínio e de U 3 O 8 ou U 3 Si 2. As composições são definidas com base na máxima densidade de urânio qualificada sob irradiação no reator IEA-R1, de 2,3 gu/cm 3 no caso de U 3 O 8 e 3,0 gu/cm 3 no caso do U 3 Si 2. Os pós são pesados, homogeneizados e compactados, obtendo-se uma peça sólida com boa resistência mecânica, a qual será o núcleo da placa combustível. Nome Assinatura Data 6

7 UF 6 Hidrólise TCAU UO 2 DUA UF 4 UF 4 Urânio Metálico U 3 O 8 U 3 Si 2 U 3 O 8 Recuperação de Urânio Briquetes U 3 Si 2 -Al ou U 3 O 8 -Al Placas Combustíveis Elementos Combustíveis Tratamento de Efluentes Figura 3 Diagrama de blocos simplificado do processo de fabricação de elementos combustíveis tipo MTR. Nome Assinatura Data 7

8 Figura 4 Diagrama de blocos do processo de fabricação de placas combustíveis. Nome Assinatura Data 8

9 As placas combustíveis são fabricadas utilizando-se a técnica de montagem de moldura e revestimentos e posterior laminação. Os procedimentos do processo de fabricação são idênticos para os combustíveis a base de U 3 Si 2 e U 3 O 8. A figura 5 mostra uma vista da placa obtida após a laminação, ilustrando a forma final dos componentes da placa. Após a laminação ocorre o perfeito caldeamento entre todos os componentes do conjunto, obtendo-se uma peça única onde o núcleo está perfeitamente vedado, encamisado por alumínio, o que impede o contato do material físsil com a água refrigerante do caroço do reator. Figura 5 Vista dos componentes da placa combustível após a laminação. As placas combustíveis são montadas para a formação de um estojo contendo as placas combustíveis, utilizando-se suportes laterais (direito e esquerdo), bocal, pino de sustentação e parafusos. Todos os componentes e o elemento combustível são fabricados de acordo com desenhos que são parte das especificações. A figura 2 mostra um elemento combustível acabado, ilustrando detalhes do pino de sustentação e do bocal, os quais formam as duas extremidades do elemento combustível. Nome Assinatura Data 9

10 Experiência Prévia e Status Tecnológico Alcançado O início do desenvolvimento da tecnologia de fabricação de elementos combustíveis no IPEN-CNEN/SP é muito antigo. O trabalho foi iniciado ainda na década de 60 com objetivo de fabricar o combustível para o reator de pesquisas ARGONAUTA, do Instituto de Engenharia Nuclear da CNEN. Entre 1964 e 1965 foram fabricados os elementos combustíveis para esse reator, usando pó de U 3 O 8 enriquecido a 20 % em U 235, o qual foi fornecido pelas Nações Unidas dentro do programa Átomos para a Paz. Apesar da baixa exigência tecnológica do combustível do reator ARGONAUTA, o qual é de muito baixa potência, da ordem de kw, nessa época foi plantada uma semente que viria a germinar 20 anos mais tarde, na década de 80, quando se retomou no IPEN-CNEN/SP as pesquisas na área do combustível a base de dispersão. A semente viria a florescer definitivamente na década de 90, quando o IPEN-CNEN/SP dominou a tecnologia e iniciou a produção do combustível para o reator IEA-R1. A relativamente maior potência (2 MW) demandou um significante progresso tecnológico nas técnicas de fabricação. A partir de 1980, então, o IPEN-CNEN/SP intensificou seus esforços para desenvolver a tecnologia de fabricação de elementos combustíveis a base de dispersão, com o objetivo de atualizar a tecnologia para fabricar um combustível mais avançado, substancialmente superior ao antigo combustível do ARGONAUTA. Naquele tempo o IPEN-CNEN/SP não pode adquirir combustível no mercado internacional para suprir o reator IEA-R1, devido a restrições comerciais relacionadas a programas de não proliferação de armas nucleares. A crescente dificuldade para adquirir elementos combustíveis no mercado internacional atuou como força impulsora para o IPEN- CNEN/SP deflagrar seu programa de fabricação própria do elemento combustível. A tecnologia previamente desenvolvida nos anos 60 foi atualizada a partir de 1985, com base nos mais recente avanços tecnológicos na área. Entre 1985 e 1988, o IPEN- CNEN/SP trabalhou na montagem de uma pequena instalação de fabricação em escala de laboratório, com capacidade para produzir 6 elementos combustíveis anualmente. Essa capacidade era suficiente para suprir o reator IEA-R1 operando a 2 MW num regime de 64 horas por semana. Em 31 de agosto de 1988, como parte das comemorações do seu 32 o aniversário, o IPEN-CNEN/SP proveu o reator IEA-R1 com o primeiro elemento combustível fabricado no Brasil, apenas onze dias antes da exaustão do combustível do reator. O material físsil usado foi o mesmo usado na fabricação do combustível para o ARGONAUTA. Existia uma reserva de cerca de 30 kg desse material. A partir de 1988, após a produção do primeiro elemento combustível, o IPEN-CNEN/SP iniciou a produção rotineira de elementos combustíveis, a qual continua até os dias de hoje. Nome Assinatura Data 10

11 Após a produção de 26 elementos combustíveis, o pó de U 3 O 8 enriquecido terminou em Por esse motivo, em 1994 o IPEN-CNEN/SP iniciou o desenvolvimento do processo de reconversão do UF 6 ao U 3 O 8 e a recuperação do urânio contido nos refugos de fabricação. In 1996 o IPEN-CNEN/SP realizou a reconversão de cerca de 20 kg de UF 6 importado. O IPEN-CNEN/SP estava então preparado para assumir a produção rotineira de elementos combustíveis partindo do UF 6 como matéria-prima. Em 1997 o IPEN-CNEN/SP aumentou a capacidade de produção de 6 elementos combustíveis anuais para 10, máxima capacidade possível considerando-se a infra-estrutura disponível. Como mencionado anteriormente, para aumentar a capacidade de produção de radioisótopos do IPEN-CNEN/SP, a potência do reator IEA-R1 foi aumentada de 2 MW to 5 MW. Nesse contexto, em 1997 foi iniciado o desenvolvimento de um novo combustível com densidade de urânio sensivelmente superior, para atender à necessidade de reatividade adicional requerida, para ter um núcleo do reator mais compacto para otimizar o fluxo de nêutrons e para gerar um menor número de elementos combustíveis queimados na piscina de estocagem do reator. O novo combustível adotou a dispersão U 3 Si 2 -Al em substituição à dispersão U 3 O 8 -Al, atingindo-se, em curto espaço de tempo, a densidade de 3,0 gu/cm 3. Em 1998 a tecnologia de fabricação do novo combustível de siliceto de urânio foi implantada, mas o pó de U 3 Si 2 ainda era importado. Entre 1999 e 2000 dezesseis elementos combustíveis a base de U 3 Si 2 foram produzidos. A partir de 1998 se iniciou o desenvolvimento da tecnologia de produção do pó de U 3 Si 2, buscando a nacionalização de todo o processo, partindo do UF 6 enriquecido e reconvertendo-o para UF 4, o qual é reduzido para urânio metálico que é a materia-prima para a produção do pó de U 3 Si 2, chegando, finalmente, à fabricação das placas combustíveis e à montagem do elemento combustível. Nessa época, o IPEN-CNEN/SP procurou por cooperação internacional por meio da Agência Internacional de Energia Atômica e teve um Projeto de Cooperação Técnica aprovado, designado BRA/4/047. Com ajuda da cooperação internacional, em 1999 o IPEN-CNEN/SP dominou a tecnologia da produção de UF 4 usando o SnCl 2 como agente redutor. Na área do urânio metálico, o IPEN-CNEN/SP tinha uma valiosa experiência anterior, adquirida nos anos 90, na produção de grandes lingotes de urânio natural, com 150 kg. Com base nessa experiência, o IPEN-CNEN/SP iniciou esforços no sentido de diminuir o tamanho das peças de urânio metálico, tentando produzir peças com cerca de 3 kg, agora usando material enriquecido a 20 % em U 235 para ser usado como matéria-prima para a produção do U 3 Si 2. Em 2002 o processo de fabricação do urânio metálico estava dominado, o que tornou possível o desenvolvimento do processo de fabricação do intermetálico U 3 Si 2. Em 2004 o IPEN-CNEN/SP obteve o primeiro lote de pó de U 3 Si 2 Nome Assinatura Data 11

12 natural fabricado com tecnologia nacional, dominando o que foi chamado de Ciclo do Siliceto de Urânio. Em 2006 o IPEN-CNEN/SP consolidou a tecnologia de fabricação do combustível a base de U 3 Si 2 com a fabricação do primeiro elemento combustível de siliceto de urânio com tecnologia totalmente nacional. Esse elemento combustível, designado IEA-202, entrou para operar no caroço do reator IEA-R1 no dia 26 junho de Agora, os esforços no desenvolvimento do combustível tipo dispersão estão direcionados para o aumento da densidade de urânio. Inicialmente, em curto prazo, pretende-se produzir e qualificar o combustível a base de U 3 Si 2 com 4,8 gu/cm 3, o qual é o combustível comercial mais avançado nos dias de hoje. No futuro, em médio prazo, o objetivo é obter a tecnologia de fabricação do combustível de dispersão a base da liga U-Mo, atualmente em fase de qualificação pela comunidade científica internacional. Com o aumento da potência e do regime de utilização do reator IEA-R1, aumentou-se também sua necessidade de combustível, passando de 6 elementos combustíveis anuais, de U 3 O 8 -Al, para 18, de U 3 Si 2. Além disso, para enfrentar o continuo aumento da demanda de radioisótopos, cogita-se a construção do RMB, o novo reator de pesquisas multipropósito para produção de radioisótopos e testes de materiais. Essa decisão foi muito importante, tendo em vista a avançada idade do reator IEA-R1, que é praticamente o único reator produtor de radioisótopos do país. Esse novo reator consumirá um número significativamente maior de elementos combustíveis anualmente. Assim, uma demanda de cerca de 50 elementos combustíveis anuais parece ser bastante realista no futuro. Antecipando as necessidades futuras de elementos combustíveis e a necessidade urgente de ampliar a capacidade de produção atual do IPEN-CNEN/SP, para 18 elementos combustíveis por ano, em 2001 iniciou-se um projeto para promover a adaptação da infra-estrutura com vista ao aumento da capacidade de produção. Atualmente esse projeto está em andamento e prevê a montagem de uma nova unidade de fabricação de elementos combustíveis, substituindo-se a atual infraestrutura, de caráter laboratorial. A nova unidade de fabricação está planejada para ter uma capacidade de produção nominal de 30 elementos combustíveis anuais. Esta capacidade atenderá integralmente a demanda de elementos combustíveis em curto prazo. A capacidade de produção dessa nova unidade poderá atingir 80 elementos combustíveis anuais, o que supriria também o novo RMB planejado para ser construído. A conclusão desse projeto está prevista para Preparando-se para o futuro, em 2001 o IPEN-CNEN/SP começou atividades envolvendo a liga U-Mo, em contribuição com o programa RERTR (Redução de Enriquecimento para Reatores de Pesquisas e Testes de Materiais) para Nome Assinatura Data 12

13 desenvolvimento de combustíveis com alta densidade de urânio. No futuro, esse combustível deverá substituir com vantagens o combustível U 3 Si 2. Atualmente esse trabalho está em curso e também foi apoiado por um Projeto de Cooperação Técnica da AIEA, designado BRA/4/053 Development of Alternative High-Density Fuel Based on Uranium-Molybdenum Alloys. O aumento no regime de produção de elementos combustíveis irá gerar grandes quantidades de resíduos líquidos, sólidos e gasosos, considerados poluentes, os quais devem ser manuseados cuidadosamente. A maior escala de fabricação da nova instalação de produção introduz dificuldades técnicas relacionadas à melhoria dos procedimentos de recuperação de urânio e de tratamento de efluentes e disposição de resíduos. Como a infra-estrutura para fabricação de placas combustíveis já está adequada para enfrentar o novo nível de produção, as principais modificações e ajustes deverão ser realizados nos processos químicos envolvidos na recuperação de urânio de refugos da fabricação e no tratamento de resíduos líquidos e gasosos, incluindo aerossóis, gerados pelo novo regime de produção. Para enfrentar esse novo desafio, o IPEN-CNEN/SP novamente procurou por cooperação internacional com o apoio da AIEA, obtendo, em 2007, a aprovação de mais um Projeto de Cooperação Técnica, designado BRA/3/012 Nuclear Fuel for Research Reactors: Improving Fabrication and Performance Evaluation in Brazil. Os resultados desse projeto irão garantir que a nova instalação de produção atenda integralmente aos requisitos ambientais impostos pela legislação brasileira. Necessidades de Desenvolvimento Tecnológico Estratégia de Qualificação do Combustível MTR no Brasil Até o presente momento, o Centro do Combustível Nuclear do IPEN-CNEN/SP produziu 77 elementos combustíveis, incluindo 14 elementos combustíveis de controle. Como o Brasil não possui laboratórios de células quentes para teste de combustíveis irradiados, para estudo de seu desempenho, e a irradiação fora do país seria muito cara, o IPEN-CNEN/SP decidiu testar e avaliar seu combustível sob irradiação durante a sua operação no reator IEA-R1. Isso foi possível graças à decisão do Centro de Engenharia Nuclear de preparar e iniciar um programa de qualificação do combustível fabricado no IPEN-CNEN/SP e ao fato da especificação do combustível ser muito conservativa para um combustível tipo dispersão, além do fato da potência do reator IEA-R1 ser baixa. Um programa de qualificação sob irradiação foi iniciado com a irradiação de algumas miniplacas na periferia do caroço do reator, apenas para identificar qualquer evento anormal. Em julho de 1985 um elemento combustível parcial com apenas duas Nome Assinatura Data 13

14 placas combustíveis e 16 placas de alumínio foi inserido no caroço do reator para iniciar a qualificação do combustível. Depois disso, outro elemento combustível parcial, este com 10 placas combustíveis e 8 de alumínio, foi também inserido no caroço, em novembro de Esses dois elementos combustíveis foram identificados como os combustíveis precursores, cuja irradiação foi intensamente monitorada e avaliada. Após bons resultados obtidos com os elementos combustíveis precursores, em agosto de 1988 foi decidido iniciar o suprimento do reator com elementos combustíveis fabricados no IPEN-CNEN/SP, os quais possuíam densidade de 1,9 gu/cm 3 e usava a dispersão U 3 O 8 -Al. A estratégia adotada pelo Centro de Engenharia Nuclear do IPEN-CNEN/SP previu que cada elemento combustível novo iniciasse a irradiação na periferia do caroço do reator, sob baixas densidades de potência, até atingir a queima de 4 %, o que correspondia a quase um ano de operação. A partir daí ele poderia, então, ir para posições mais internas do caroço, operando sob densidades de potência mais altas. O ultimo elemento combustível precursor foi retirado do caroço sem apresentar qualquer tipo de problema. Para qualificar o combustível a base de U 3 Si 2 -Al foi adotada a mesma estratégia. Nesse caso, a fração volumétrica da fase físsil na dispersão foi mantida a mesma existente no combustível U 3 O 8 -Al já qualificado, ao redor de 27 %, o que resultou na densidade de urânio de 3,0 gu/cm 3. Atualmente, ambos os combustíveis fabricados pelo IPEN-CNEN/SP estão muito bem qualificados para queimas médias ao redor de 40 % em U 235 e queima de pico de mais de 50 %. Necessidade de Desenvolvimento Tecnológico Futuro para o RMB REATOR MULTIPROPÓSITO BRASILEIRO Um reator multipropósito para suprir as expectativas brasileiras deverá ter potência suficiente para permitir a obtenção de um fluxo de nêutrons que atenda a demanda requerida para a ampliação da capacidade de produção de radioisótopos e para a qualificação de combustíveis e materiais estruturais sob irradiação em condições de alta fluência e transientes. Uma máquina com essas características deverá operar a potências de 30 MW, ou superior. Nesse caso, a tecnologia do U 3 Si 2 será necessária na máxima capacidade de incorporação de urânio, ou seja, na densidade de urânio de 4,8 gu/cm 3. Como anteriormente mencionado, o Brasil possui capacidade de fornecer, através do CCN do IPEN-CNEN/SP, combustível de U 3 Si 2 com densidade de urânio de 3,0 gu/cm 3. Portanto, a próxima ação imediata é elevar essa densidade de urânio até o Nome Assinatura Data 14

15 limite tecnológico de 4,8 gu/cm 3. Os procedimentos atuais de fabricação deverão ser ajustados e o desempenho do novo combustível deverá ser testado sob irradiação. Esse trabalho foi iniciado no final da década de 90 com a fabricação de miniplacas de U 3 Si 2 -Al com 4,8 gu/cm 3, como parte dos objetivos do TC IAEA BRA/4/047. Além disso, foi também desenvolvido no âmbito desse projeto, pelo Centro de Engenharia Nuclear do IPEN-CNEN/SP, um sistema completo de irradiação e acompanhamento da estabilidade dimensional (inchamento) desse novo combustível. Contudo, tal sistema ainda não pôde ser montado no reator IEA-R1 para iniciar-se a irradiação desse novo combustível. Atualmente, esse é o objetivo de um trabalho de Mestrado desenvolvido no Centro de Engenharia Nuclear do IPEN-CNEN/SP. Uma vez obtida as miniplacas, para demonstração da nova tecnologia de fabricação desses combustíveis com alta concentração de urânio, é necessária a fabricação de placas combustíveis de tamanho normal (full-sized). Essa trabalho foi iniciado neste ano, como parte de um trabalho de Mestrado desenvolvido no Centro do Combustível Nuclear do IPEN-CNEN/SP. Ainda, para garantir completamente o suprimento eficiente de um novo reator MTR brasileiro, é necessário o desenvolvimento do novo combustível a base da dispersão UMo-Al, tendência mundial da tecnologia de combustível de dispersão. Esse trabalho também foi iniciado no Centro do Combustível Nuclear e faz parte do seu programa de pesquisa institucional. Resumindo, propõe-se o seguinte programa de pesquisa para o desenvolvimento da tecnologia de fabricação do combustível para o reator RMB. Lembramos que tal programa já foi iniciado e é parcialmente financiado por um projeto FAPESP (2007/ ) e um projeto FINEP, ambos desenvolvidos no âmbito do Centro do Combustível Nuclear do IPEN-CNEN/SP: 1ª. Fase a) Com base na experiência adquirida na produção de miniplacas de dispersão U 3 Si 2 -Al com 4,8 gu/cm 3, definir os parâmetros de fabricação de placas combustíveis de tamanho natural contendo alta concentração de urânio (4,8 gu/cm 3 ) usando pó de siliceto de urânio na dispersão; b) Contratação do serviço para elaboração do projeto mecânico e de montagem de um dispositivo de produção de pós por mecanização; c) Aquisição de materiais e componentes do dispositivo de produção de pós por mecanização. Construção do dispositivo. Possível elaboração de patente para o dispositivo; d) Aquisição de uma caixa de luvas com circuito fechado de gás inerte para fabricação e manipulação de pós pirofóricos de ligas de urânio; Nome Assinatura Data 15

16 e) Aquisição de retorta para instalação no sistema de hidretação do Projeto FAPESP 2007/ ; f) Aquisição das matérias primas (Mo metálico, gases e materiais de consumo); g) Produção de pó de U-Mo por meio de limagem manual. Utilização de 300 g de liga U-Mo com 10 % em peso de Mo e urânio natural, já disponível; h) Fusão de 2 kg da liga U-Mo com urânio natural e 10 % em peso de Mo. i) Início de irradiação no reator IEA-R1de elementos combustíveis parciais com tecnologia obtida na fase 1ª. 2ª. Fase a) Com base na experiência anterior, ajustar parâmetros e procedimentos de fabricação para obter miniplacas de dispersão UMo-Al com concentrações de urânio de 7 e 4,2 gu/cm 3 (45 e 27 % em volume, respectivamente). O pó de U- Mo a ser utilizado será o obtido na Fase1g. Caso necessário, reajustar temperatura de laminação para controlar a reação termita UMo/Al e transformação gama-alfa. Dados de interação UMo/Al e transformação gamaalfa da liga U-Mo serão obtidos por meio de análise térmica e metalografia, técnicas disponíveis no Centro do Combustível Nuclear do IPEN; b) Utilizando a liga obtida na Fase1h, realização de testes preliminares com o dispositivo de produção de pós por mecanização e determinação dos parâmetros de moagem, basicamente pressão e velocidade da ferramenta; c) Testes de hidretação com a liga U-Mo obtida na Fase1h utilizando a retorta obtida na Fase1e e o sistema de hidretação desenvolvido no Projeto FAPESP 2007/ ; d) Obtenção de 300g de pó de U-Mo pela técnica de hidretação; e) Com base na experiência adquirida na Fase2a, fabricar miniplacas de dispersão UMo-Al com concentrações de urânio de 7 e 4,2 gu/cm 3 (45 e 27 % em volume, respectivamente) utilizando o pó obtido por hidretação na Fase2d; f) Obtenção de 1 kg de pó de U-Mo pela técnica de mecanização, usando os lingotes obtidos na Fase1h; g) Obtenção de 1 kg de pó de U-Mo pela técnica de hidretação, usando os lingotes obtidos na Fase1h; h) Com base na experiência adquirida na Fase1a, definir os parâmetros de fabricação de placas combustíveis de tamanho natural contendo alta concentração de urânio (7 gu/cm 3 ) usando pó de U-Mo na dispersão. Utilizar os dois tipos de pós, mecanizado obtido na Fase 2f e hidretado obtido na Fase2g; 3ª. Fase a) Com base nos resultados obtidos nas fases anteriores, fabricar segundo a especificação vigente, 8 miniplacas de dispersão UMo-Al usando urânio Nome Assinatura Data 16

17 enriquecido a 20 % em peso de U 235 e 10% em peso de Mo, sendo: 2 miniplacas com pó obtido por mecanização e concentração de 7 gu/cm 3 ; 2 miniplacas com pó obtido por mecanização e concentração de 4,2 gu/cm 3 ; 2 miniplacas com pó obtido por hidretação e concentração de 7 gu/cm 3 ; 2 miniplacas com pó obtido por hidretação e concentração de 4,2 gu/cm 3 ; b) Iniciar testes de irradiação das miniplacas produzidas na Fase3a, utilizando o sistema de irradiação disponível no reator IEA-R1 do IPEN; c) Com base nos resultados obtidos na Fase2h, fabricar segundo a especificação 4 placas combustíveis de tamanho natural com dispersão UMo-Al usando urânio enriquecido a 20 % em peso de U 235 e 10% em peso de Mo, sendo: 2 placas combustíveis com pó obtido por mecanização e concentração de 4,2 gu/cm 3 e 2 placas combustíveis com pó obtido por hidretação e concentração de 4,2 gu/cm 3 ; d) Montar dois elementos combustíveis parciais, utilizando as placas combustíveis fabricadas na Fase3c como as duas placas externas do elemento parcial, sendo as restantes de alumínio puro; e) Iniciar a irradiação dos elementos combustíveis parciais obtidos na Fase3d no reator IEA-R1 do IPEN. A continuidade do Projeto se dará no decorrer dos anos em que a irradiação será acompanhada por inspeções visuais das placas externas dos elementos combustíveis parciais (Fase3e) por meio de câmara subaquática. A irradiação das miniplacas (Fase 3a) será acompanhada por meio de análise dimensional no interior da piscina do reator (sob a água) para avaliação do inchamento e análise visual com câmara subaquática. Esse tipo de teste de irradiação tem sido utilizado pelos franceses no reator OSIRIS, cujo dispositivo de irradiação, denominado IRIS, é muito semelhante ao dispositivo disponível no IPEN. A infra-estrutura para realização dos testes de irradiação encontra-se disponível no IPEN. A duração da irradiação depende da rotina de operação do reator IEA-R1, mas considerando-se uma potência de 3,5 MW e 65 horas semanais de operação, que é a situação atual, estima-se um tempo de irradiação aproximado de 2 anos para obter a meta de queima, que será de 40%. A duração total desse projeto de pesquisa está estimada em 24 meses para desenvolvimento. Capacidade Instalada para Produção de Elementos Combustíveis O Centro de Combustíveis Nucleares do IPEN-CNEN/SP foi idealizado para ampliar a capacidade atual de produção de Elementos Combustíveis tipo MTR do IPEN-CNEN/SP, atualmente com capacidade nominal de produção de 6 EC anuais. Além disto, a atual dispersão nas atividades de produção de combustíveis, sendo realizada em diferentes prédios do IPEN-CNEN/SP, resultante da concepção original do processo a nível laboratorial, tem dificultado a eficiência do processo e conduzido a Nome Assinatura Data 17

18 problemas relativos à segurança física de produtos e instalações. O projeto da nova Unidade Integrada de Fabricação de Elementos Combustíveis do CCN terá capacidade nominal para a produção de 30 EC anuais, ou seja, de 600 placas combustíveis por ano, adotando-se um regime de trabalho de 8 horas por dia e 200 dias efetivo por ano. Está prevista a possibilidade de trabalho em regime excepcional, ou seja, 3 turnos de trabalho, podendo-se elevar a capacidade de produção para 80 elementos combustíveis anuais. O projeto está em andamento e o prazo total para o término da implantação da nova unidade de produção prevê 2 anos, com início da produção seriada a plena capacidade em A Unidade Integrada de Fabricação de Elementos Combustíveis será implantado nos dois prédios existentes no CCN, designados M8 e M9. O prédio M9 encontra-se já montado, contendo as unidades de fabricação de briquetes, de fabricação de placas combustíveis, de montagem do elemento combustível e de metrologia. Resta para concluir a obra, a reforma do prédio M8 que irá receber as unidades de transferência de UF 6, fabricação de UF 4, fabricação de urânio metálico, recuperação de urânio e tratamentos de efluentes. Além disso, no mezanino do prédio, será instalado um laboratório de caracterização química especialmente dedicado à qualificação do elemento combustível. Capacidade da Demanda Atual de Elementos Combustíveis A demanda atual de elementos combustíveis tipo MTR resume-se ao combustível consumido pelo Reator IEA-R1 do IPEN-CNEN/SP. Nas atuais condições operacionais, ou seja, 3,5 MW e 64 horas semanais, a máxima demanda de elementos combustíveis de U 3 Si 2 -Al com 3,0 gu/cm 3 é de 10 ECs anuais. Tal demanda pode ser atendida, apesar de ser o limite operacional atual do CCN. Contudo, se o reator IEA-R1 passar a operar no seu limite operacional, à potência de 5 MW e regime de 120 horas semanais, a demanda aumenta para 18 ECs anuais, o que não poderia ser atendido nas atuais condições de operação do CCN. Nesse caso, a Unidade Integrada de Fabricação de Elementos Combustíveis deverá estar completamente implantada e comissionada para fazer frente a essa demanda. Necessidades de Infra-Estrutura para Atender a Demanda do RMB Como dito anteriormente, a conclusão da Unidade Integrada de Fabricação de Elementos Combustíveis se faz necessária, elevando a capacidade de produção para 50 ECs anuais, em dois turnos, ou 80 ECs anuais, em três turnos (200 dias por ano). O Todo o controle dos produtos intermediários durante o processamento deverão ser analisados química e fisicamente no CCN. Parte deste recurso já foi contemplado através FINEP / Nome Assinatura Data 18

19 Além disso, sob as condições de operação do novo reator, o elemento combustível deverá ser qualificado de forma mais rigorosa, elevando-se a confiabilidade do produto. Para tal, será necessária a implantação de técnicas de fabricação mais sofisticadas, com equipamentos mais automatizados, além de técnicas de qualificação ao nível de 100% de inspeção incluindo nesta etapa um centro de usina específico para fabricação dos componentes estruturais do elemento combustível. Pelo fato da especificação do atual combustível do IPEN-CNEN/SP ser muito conservativa para um combustível a base de dispersão, e também pela baixa potência do reator IEA-R1, alguns métodos de qualificação do combustível puderam ser apenas qualitativos, efetuados por meio de inspeções visuais ou do tipo passa-não-passa. Contudo, frente à maior severidade de operação do reator multipropósito RMB, tal situação modificou-se. Além disso, o aumento da concentração de urânio no combustível, também objetivo do IPEN-CNEN/SP, constitui-se num novo patamar tecnológico que exige métodos de qualificação quantitativos e precisos, para garantia do bom desempenho do combustível em operação. Alguns métodos de qualificação adotados atualmente são subjetivos e incompletos e devem necessariamente ser melhorados para que essa tecnologia possa avançar. Teremos, portanto, que desenvolver e implantar tais metodologias de qualificação. Isso se aplica a três inspeções realizadas no combustível: Desenvolvimento e Implantação de Metodologia para Determinação da Homogeneidade da Distribuição de Urânio no Núcleo da Placa Combustível A homogeneidade da distribuição de urânio no núcleo da placa combustível atualmente é feita apenas por meio de inspeção visual, comparando-se com padrões. Propõe-se desenvolver e implantar uma metodologia quantitativa baseada na densidade óptica obtida de radiografias da placa combustível, quantificando-se a concentração de urânio por meio da comparação dessa densidade óptica com a obtida a partir de padrões contendo concentrações conhecidas de urânio. Por meio da construção de curvas de calibração será possível obter o mapeamento da concentração de urânio ao longo da placa combustível. Tal método é internacionalmente adotado e é possível de ser desenvolvido com a experiência e infraestrutura disponível hoje no IPEN, tanto em termos de equipamentos de radiografia industrial como em relação à fabricação dos padrões. Desenvolvimento e Implantação de Metodologia para Determinação da Distância entre Placas no Elemento Combustível Montado Como mencionado anteriormente, o elemento combustível de dispersão é composto por 18 placas combustíveis montadas paralelamente. A distância entre as Nome Assinatura Data 19

20 placas combustíveis define as dimensões dos canais de refrigeração, já que a água de refrigeração do reator circula entre as placas combustíveis. Quando a potência do reator e a concentração de urânio nas placas combustíveis são elevadas, os canais de refrigeração tornam-se críticos, pois em última instância definem a velocidade da água e, por conseguinte, as condições de transferência do calor gerado nas fissões para o fluido refrigerante. Com o aumento da potência do reator IEA-R1 e da carga de urânio no combustível, proposta por esse Projeto, torna-se inaceitável a qualificação desse aspecto do combustível por meio de calibres passa-não-passa, como é realizado hoje. Portanto, este Projeto propõe desenvolver e implantar uma metodologia que permita determinar quantitativamente a distância entre as placas ao longo da altura do elemento combustível. Isso será realizado ao longo de medições acumuladas durante a montagem do elemento combustível, com base numa superfície de referência obtida a partir de um sistema a ser projetado e construído acoplado à máquina de cravamento, responsável pela operação de montagem. Tal sistema produzirá patente. Desenvolvimento e Implantação de Metodologia para Determinação da Qualidade de Caldeamento da Placa Combustível por Ultrassom O perfeito caldeamento entre os componentes do conjunto para laminação (núcleo-moldura-revestimento) é o que garante que o material físsil e os produtos radioativos de fissão não entrarão em contato com a água refrigerante, contaminando-a e ao saguão da piscina. Atualmente essa inspeção é feita apenas por meio de um teste de bolhas e de um teste de dobramento realizado nas rebarbas do corte final das placas combustíveis. Tal teste de dobramento é perfeitamente aplicável quando o combustível possui pouca solicitação em termos de desempenho. Contudo, no combustível de alta concentração de urânio, ou numa situação de operação mais severa, o que se espera encontrar num futuro próximo, tal inspeção não é suficiente. Propõe-se implantar uma técnica não-destrutiva, baseada em ultrassom, para realização desse tipo de inspeção em 100% das placas combustíveis fabricadas. Propõe-se encontrar no mercado internacional um equipamento que possa realizar essa inspeção. Tal método é internacionalmente adotado e o equipamento de ultrassom está disponível no mercado internacional. Desenvolvimento e Implantação de Metodologia para Determinação Não-Destrutiva da Espessura do Revestimento na Região dos Defeitos Terminais da Placa Combustível (Dog-Boning) A caracterização da espessura do revestimento nas regiões dos defeitos terminais das placas combustíveis é realizada atualmente por meio de técnicas destrutivas, com base numa amostragem de 1 placa inspecionada por cada elemento combustível fabricado. É recomendável realizar esse tipo de inspeção em 100% das placas Nome Assinatura Data 20

21 combustíveis fabricadas. Propõe-se encontrar no mercado internacional um equipamento que possa realizar essa inspeção, baseado no princípio de correntes parasitas (Eddy-Current). Tal método é internacionalmente adotado e o equipamento está disponível no mercado internacional. Controle Dimensional do Corte da Placa Combustível por meio de Fluoroscopia Uma das etapas mais morosas do processo de qualificação do combustível é a marcação da posição do núcleo para orientar o corte final da placa combustível, a qual hoje é feita manualmente por meio da traçagem na radiografia. Essa é uma limitação importante da cadeia produtiva, que impõe limitação na capacidade final de produção. É necessária a automatização dessa operação por meio do uso de um fluoroscópio, o qual localiza o núcleo e automaticamente faz a marcação para o corte final. Além disso, esse equipamento facilitará a etapa de qualificação da homogeneidade da distribuição de urânio, a qual poderá ser realizada diretamente por meio de análise de imagem. Fabricação Interna de Componentes Estruturais Atualmente os componentes estruturais necessários para a montagem do elemento combustível, ou seja, placas suportes laterais, bocais, cilindros de amortecimento, pinos e parafusos, são fabricados externamente, pela INB. Com o aumento da demanda desses componentes, torna-se recomendável a produção interna desses componentes, seja sob o ponto de vista de custo, como também sob o ponto de vista de produtividade. Para isso é necessária a aquisição de máquinas especiais de usinagem, do tipo CNC. Necessidades de Recursos Humanos para Atender a Demanda do RMB O aumento da capacidade de produção prevê um aumento da necessidade de técnicos e engenheiros operacionais. Contudo, o número necessário não será impactante, tendo em vista a sensível melhoria na infra-estrutura de produção. É prevista a necessidade de 10 técnicos de nível médio, 3 engenheiros operacionais e 2 profissionais especializados na área de gestão da qualidade. Necessidades de Qualificação do Projeto do Combustível Os elementos combustíveis a dispersão, U 3 O 8 -Al e U 3 Si 2 -Al, fabricados no IPEN- CNEN/SP, seguem rigorosas especificações técnicas, que foram definidas após cuidadosas revisões bibliográficas abrangendo a experiência mundial no projeto, fabricação e análise do desempenho sob irradiação de combustíveis a dispersão. Nome Assinatura Data 21

22 Entretanto, a garantia de um bom desempenho sob irradiação só pode ser confirmada através de minuciosos exames pós-irradiação. No Brasil, não existem reatores de alto fluxo neutrônico onde se possa irradiar miniplacas combustíveis e atingir queimas elevadas em tempos de irradiação curtos, nas quais os danos no combustível apareçam em maior escala. Também, não existem células quentes em que os danos no combustível possam ser examinados através de testes destrutivos. A qualificação dos elementos combustíveis fabricados no IPEN-CNEN/SP foi feita diretamente no reator IEA-R1, através de um programa de acompanhamento da irradiação. Neste programa, o elemento combustível fabricado no IPEN-CNEN/SP foi colocado diretamente no reator IEA-R1 e foi inspecionado visualmente em tempos determinados, até atingir a queima estipulada para a sua qualificação. Até o momento, não houve nenhum tipo de falha de combustível nesta qualificação e, como visto anteriormente, os combustíveis U 3 O 8 -Al e U 3 Si 2 -Al, com densidades de 2,3 gu/cm 3 e 3,0 gu/cm 3, respectivamente, estão qualificados até uma queima de aproximadamente 45% de 235 U. Entretanto, permanecia no IPEN-CNEN/SP o interesse em fabricar combustíveis com densidades de urânio mais elevadas de forma a atingir as densidades máximas qualificadas no mundo, ou seja, 3,0 gu/cm 3 e 4,8 gu/cm 3, respectivamente, para os combustíveis U 3 O 8 -Al e U 3 Si 2 -Al. Havia, porém o receio de se colocar para irradiação no Reator IEA-R1 elementos combustíveis completos nas densidades máximas qualificadas no mundo, sem antes desenvolver testes através de irradiações de miniplacas. Seguramente será necessária a contratação de serviços de irradiação no exterior, para garantir a perfeita qualificação do combustível que será especificado pelo grupo de engenharia do combustível. Não se pode planejar a execução desse serviço no único reator disponível no Brasil, o IEA-R1. Portanto, esse serviço deverá ser contratado no exterior, a exemplo do que recentemente fez o Chile. Estimativa de Custo Unitário do Elemento Combustível As tabelas 1 e 2, apresentadas a seguir, mostra estimativas de custo de um elemento combustível em duas situações. Na figura 1 apresentamos o custo de produção de um elemento combustível tipo MTR sem considerar o pagamento de salários dos operadores da unidade de fabricação, assumindo que a administração pública federal assumirá esse encargo. Na tabela 2, esse valor foi considerado, estando, portanto, contabilizado o CUSTO TOTAL do elemento combustível. Nota-se que o valor do UF 6 enriquecido a 20% considerado foi baseado no custo desse material no mercado internacional. Se esse material for produzido no Brasil, como esperamos, essa fração do custo total deverá ser sensivelmente diminuída. Nome Assinatura Data 22