Humberto Vitor Soares Patrícia Amélia de Lima Reis
Tópicos INTRODUÇÃO Aspectos gerais da energia nuclear Elemento urânio Urânio como combustível nuclear Indústrias Nucleares do Brasil- INB Reservas de urânio no mundo e no Brasil CICLO DO COMBUSTÍVEL NUCLEAR Mineração e beneficiamento Conversão do urânio Enriquecimento Reconversão Fabricação do combustível Queima no reator Reprocessamento Gerenciamento de Rejeitos Deposição final 2
Introdução A energia elétrica de origem nuclear é obtida a partir do calor gerado por uma reação nuclear (fissão) do combustível (urânio). Utilizando-se o princípio básico de funcionamento de uma usina térmica convencional que é sempre igual: A queima do combustível convencional produz calor que ferve a água de uma caldeira transformando-a em vapor. O vapor movimenta uma turbina que, por sua vez, dá partida a um gerador que produz a eletricidade. 3
Conteúdo energético dos principais combustíveis Combustível Pode produzir cerca de 1 kg de madeira 2 kwh 1 kg de carvão 3 kwh 1 kg de óleo 4 kwh 1 m 3 de gás natural 6 kwh 1 kg de urânio natural (Usina nuclear com reator do tipo PWR) 60.000 kwh Fonte: International Nuclear Societies Council, Report on nuclear power. 4
Comparação de custo entre centrais térmicas 5
Emissões de gases por centrais térmicas Emissão de CO 2 por kw.h de energia elétrica gerada Caso todas as usinas a carvão fossem substituídas por usinas nucleares deixariam de chegar a atmosfera cerca de 5 bilhões de toneladas de CO 2 / ano. 6
Geração de energia elétrica por tipo de combustível no mundo (2006) Fonte: IEA, 2008 7
Urânio
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O minério urânio O elemento químico urânio é um metal encontrado em formações rochosas da crosta terrestre, aparecendo como constituinte da maioria da rochas. Não tem uma cor característica, pode ser amarelo, marrom, ocre branco, cinza... as muitas cores da terra. 10
Combustível nuclear: Urânio
O urânio figura como fonte primária da matriz energética mundial desde meados dos anos 60. O urânio extraído não chega a usina em estado puro. Pelo contrário: passa por um processo bastante complexo. O processo completo de utilização do urânio abrange ainda a destinação do material utilizado. A extração do urânio não é a única forma para obtenção do combustível utilizado nas centrais nucleares. Existem também as fontes secundárias, compostas por: material obtido com a desativação de artefatos bélicos; estoques civis e militares; reprocessamento do urânio já utilizado e sobra do material usado no processo de enriquecimento. Em 2006, segundo a IEA, o urânio extraído das reservas respondeu por 54% da energia nuclear produzida no mundo. O restante veio de fontes secundárias. 12
Reserva de Urânio no mundo Reservas mundiais de urânio recuperáveis de baixo custo: US$ 80 / kg U 309000 toneladas: 6ª maior reserva mundial 30 reatores em operação por 35 anos! Fonte: OECD NEA & IAEA, Uranium 2007: Resources, Production and Demand ("Red Book"). 13
As Indústrias Nucleares do Brasil atuam na cadeia produtiva do urânio, da mineração à fabricação do combustível que gera energia elétrica nas usinas nucleares. Vinculada ao Ministério da Ciência, Tecnologia e Inovação, a INB tem sua sede na cidade do Rio de Janeiro e está presente nos estados da Bahia, Ceará, Minas Gerais, Rio de Janeiro e São Paulo. Apenas a INB é autorizada pelo Governo Federal a extrair e processar o urânio e demais minerais radioativos. INB- Caldas- MG INB- Caetité- BA INB- Itataia- CE 14
Depósitos e instalações da INB 15
Reservas de urânio no Brasil O Brasil possui uma das maiores reservas mundiais de urânio o que permite o suprimento das necessidades domésticas a longo prazo e a disponibilização do excedente para o mercado externo. Trabalhos de prospecção e pesquisa mineral foram realizados em apenas 25% do território nacional. Fonte: INB (2006) 16
A produção brasileira de urânio começou em 1982, no município de Caldas, em Minas Gerais, onde uma reserva já conhecida, foi explorada durante 13 anos, abastecendo a usina de Angra 1 e programas de desenvolvimento tecnológico. Com o avanço das prospecções geológicas, outras reservas foram descobertas e, em 1995 a unidade da INB em Caldas encerrou a produção de urânio, entrando então na fase de descomissionamento. Em 1998 o urânio começou a ser explorado em Caetité, na Bahia. Caetité possui 100 mil toneladas, volume suficiente para abastecer o complexo nuclear de Angra I, II e III por 100 anos. A Unidade de Concentrado de Caetité produz anualmente cerca de 400 toneladas/ano de concentrado de urânio, o suficiente para abastecer as usinas Angra 1 e Angra 2. 17
Recursos adicionais estimados (não conhecidos) Fonte: INB (2006) 18
CICLO DO COMBUSTÍVEL NUCLEAR
O Ciclo do Combustível Nuclear é o conjunto de etapas do processo industrial que transforma o mineral urânio, desde quando ele é encontrado em estado natural até sua deposição final. 20
CICLO ABERTO Prevê disposição do combustível (Brasil, EUA,...) CICLOS DO COMBUSTÍVEL CICLO FECHADO Admite reprocessamento do urânio (França, Bélgica, Inglaterra e Japão) 21
Ciclo aberto 22
Ciclo fechado 23
Mineração e beneficiamento
Na usina de beneficiamento o urânio é extraído do minério, purificado e concentrado sob a forma de um sal de cor amarela, conhecido como "yellowcake". No Brasil, tais atividades são desenvolvidas no município de Caetité, no Estado da Bahia. Durante a fase de extração e processamento do minério os níveis de radioatividade são permanentemente monitorados e controlados pelos órgãos reguladores. Caetité- Britagem Concentrado de urânio- yelowcake 25
Processo de beneficiamento do urânio Minério Triturado Estocado Aquecimento (remover material orgânico) Moído H 2 SO 4 Extração do solvente Filtros Lixiviação NaClO 3 (oxidante) NH 4 Cl Precipitação Lavagem Centrifugação Secagem Estocagem em tambores de aço 26
Conversão Enriquecimento
A conversão do urânio - transformação do yellowcake - U 3 O 8 em hexafluoreto de urânio - UF 6 - é um conjunto de processos físicos e químicos que versam sobre a transformação de compostos de urânio onde o UF 6 é o produto final. O UF 6 foi escolhido para ser utilizados nos processos de enriquecimento do urânio por suas propriedades especiais: i. O UF 6 é sólido a temperatura ambiente. ii. Com pequenas elevações de temperatura, o UF 6 se torna gás tornando-se ideal para os processos de enriquecimento. Propriedades do UF 6 Densidade do sólido 4,68 g/cm 3 Densidade do líquido 3,63 g/cm 3 Ponto de fusão (ponto triplo) 64,05 ºC Ponto de ebulição (sublimação) 56,54 ºC 28
O UF 6 forma cristais cinza na CNTP Cilindros de Hex de 30 USEXA- Unidade piloto de hexafloreto de urânio. Centro experimental Aramar- Sorocaba SP. Atualmente essa conversão é feita na CAMECO, no Canadá e, posteriormente o enriquecimento é realizado no consórcio europeu URENCO. 29
Enriquecimento Enriquecimento
Objetivo Aumentar a proporção de 235 U de 0,711% para o nível necessário O urânio, como ocorre na natureza compreende 2 isótopos principais 235 U 0,711% 238 U 99,28% Somente o 235 U é físsil 31
Processos de enriquecimento são feitos no gás UF 6. Dentre os diversos métodos de enriquecimento de urânio somente 2 processos são viáveis para a produção industrial: Processo de Difusão Gasosa Processo de Ultracentrifugação 32
Difusão gasosa O principal processo de enriquecimento de urânio empregado pelos Estados Unidos é a difusão gasosa. Em 1945, no complexo de Oak Ridge (K-25) foi obtido o urânio 235 através de 3122 estágios. 33
Baseia-se no uso da diferença de velocidade das moléculas dos isótopos de urânio a uma mesma temperatura. 34
A pequena diferença entre as velocidades de efusão do 235 UF 6 e 238 UF 6 nos diz que são necessários muitas barreiras de efusão (estágios) para o enriquecimento. 35
O fator de separação α ~ 1.004 Problemas: 1. Complexidade (muitos estágios) 2. Entupimento das barreiras com sólidos 3. Vazamentos 4. Eletricidade ~ 3MWh/SWU 5. A concentração do urânio em componentes sólidos pode causar a formação de massa crítica principalmente nos últimos estágios de enriquecimento. A radioatividade não é um problema no processo de difusão gasosa, desde que o urânio é predominantemente um emissor α. Então nenhuma blindagem especial é necessária. 36
ultracentrifugação A tecnologia de ultracentrifugação foi desenvolvida na Alemanha, durante a 2º Guerra Mundial. Atualmente, menos de 10 países no mundo dominam esta tecnologia, sendo o Brasil um deles. O Brasil vêm desenvolvendo está técnica desde o final da década de 70, a primeira ultracentrífuga foi construída em 1982 e a primeira cascata 6 anos depois. As ultracentrífugas brasileiras empregam um sistema de rotação diferente de outros países, que utilizam um sistema sustentado por mancal mecânico, enquanto o rotor desenvolvido no Brasil gira levitando por efeito eletromagnético, o que reduz o atrito e, em conseqüêntemente, os desgastes e a manutenção. 37
Utilizando parte das instalações da Fábrica de Combustível Nuclear da INB, em Resende - RJ, encontra-se em implantação a primeira planta de enriquecimento isotópico de urânio, em escala industrial, constituída de cascatas de ultracentrífugas desenvolvidas e fornecidas pelo Centro Tecnológico da Marinha em São Paulo (CTMSP). A primeira das dez cascatas foi inaugurada em 2006. Prevê-se para final de 2012 a conclusão da primeira fase do empreendimento, compreendendo o total de dez cascatas, que fornecerão a quantidade de urânio enriquecido para a produção de combustíveis nucleares para suprimento de 100% das necessidades do reator de ANGRA 1 e 20% de ANGRA 2. 38
Ultracentrifugação As centrífugas usam o princípio de que em um cilindro, girando a alta velocidade, as forças centrífugas tendem a comprimir as moléculas de gás nas paredes do cilindro. As moléculas mais leves, neste caso as de 235 UF 6, e com maior velocidade tendem a se concentrar no centro. Duas tubulações de saída recolhem o urânio, sendo que numa delas segue o urânio que tiver maior concentração de isótopos 235 (urânio enriquecido), e na outra, o que tiver mais do isótopo 238 (chamado de subproduto). 39
Como grandes quantidades de material enriquecido são necessárias ao suprimento dos combustíveis nucleares, e a produção por elemento separador é diminuta, utiliza-se industrialmente o acoplamento de inúmeros elementos separadores em paralelo, formando a configuração conhecida como estágio de separação. 40
O fator de separação α ~ 1.1-1.2 - A separação isotópica na centrífuga é um processo termodinâmico reversível e o consumo de potência é muito menor do que no processo de difusão gasosa, Eletricidade ~0,3 MWh/SWU 41
Existem outros métodos de enriquecimento do urânio que ainda não são usados na industria: A. Método Eletromagnético Utilizado no início do programa USA. Neste método, um feixe de íons de urânio passa através de um campo magnético transverso. Este separa o feixe dos íons de urânio, que passam a seguir trajetórias dependendo de sua razão carga/massa. U235 U238 42
B. Método Separation Nozzle (Processo Aerodinâmico) Processo desenvolvido na Alemanha, Brasil, África do Sul, Holanda A mistura de H 2 (ou Hélio) e UF 6 é forçada a entrar no orifício a pressões de 266 a 2660 Pa. A mistura de gases experimenta uma grande aceleração centrífuga e se movendo através da fenda curva se espalha. Dois caminhos são fornecidos: um para as moléculas leves e um para as pesadas. 43
Técnicas Laser LIS (Laser Isotope Separation) A separação isotópica do urânio pode ser alcançada baseando-se no princípio de fotoexcitação. Tais tecnologias são: AVLIS Atomic Vapor Laser Separation MLIS Molecular Laser isotope Separation SILEX Separation of isotopes by Laser Excitation Vem sendo desenvolvido pelos EUA a partir de 1985. 44
Exemplo: Método AVLIS - (Atomic Vapor Laser Isotope Separation) Neste método, faz-se uso do espectro de absorção do vapor de urânio metálico. O princípio básico deste método é excitação seletiva de um átomo usando um laser tunable. Esta excitação é seguida pela ionização dos átomos seletivamente excitados por outro laser. Devido ao laser ser altamente monocromático, os outros isótopos não são envolvidos neste processo de excitação. 45
Reconversão Enriquecimento 46
Reconversão é o retorno do gás UF 6 ao estado sólido, sob a forma de pó de dióxido de urânio (UO 2 ). Após ser enriquecido, o UF 6 é enviado em recipientes para a Fábrica de Combustível Nuclear (FCN) da INB, em Resende, RJ, onde é realizada a reconversão do UF 6 em UO 2. 47
Etapas do projeto UF6 aquecido a 100º C H 2 O U 3 O 8 TCAU- Tricarbonato de amônio e uranila, sólido amarelo insolúvel em água. Fonte: INB 48
Fabricação e montagem Enriquecimento 49
Fabricação de pastilhas de UO 2 Fonte: INB 50
Projeto e fabricação do combustível nuclear As duas principais imposições do combustível nuclear são: O combustível não deve alcançar a temperatura de fusão (2865º C). Nenhum produto de fissão deve ser liberado para o refrigerante. 51
Revestimento do combustível O revestimento do combustível serve para as principais finalidades: Previne a corrosão do combustível pelo refrigerante. Retém os produtos de fissão resultante da quebra do núcleo do urânio durante a geração de energia. Acomoda a mudança de volume do combustível. Transfere calor do combustível para o refrigerante. 52
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Elemento combustível Um elemento combustível com 530 kg de urânio tem capacidade para o suprimento de energia elétrica a 42.000 residências médias durante um mês. Para fornecimento a um mesmo número de residências, em igual período, seriam necessárias cerca de 5.200 t de petróleo ou 13.000 t de carvão. 54
Elemento combustível produzido pela INB Elemento combustível para Angra 1 Elemento combustível para Angra 2 Tecnologia Westinghouse. Conjunto possui 235 varetas combustíveis; 8 grades espaçadoras; 20 tubos guias; 1 tubo de instrumentação; 2 bocais (um inferior e um superior). Tecnologia Siemens/Areva. Conjunto possui 236 varetas combustíveis; 9 grades espaçadoras; 20 tubos guias; 1 tubo de instrumentação; 2 bocais (um inferior e um superior). 55
Queima do combustível no reator Enriquecimento 56
Aquisição do Novo Combustível As atividades necessárias para projetar, fabricar e transportar o combustível são iniciadas cerca de dois anos antes da parada da usina para recarga. Estas atividades envolve não apenas o grupo de gerenciamento de combustível, mas também o fabricante do combustível, a empresa que converte U 3 O 8 em UF 6, a planta de enriquecimento, o grupo que revê o projeto do combustível, o grupo que licencia o combustível. 06/06/2012 57
Usina nuclear de Angra 1 e 2 As paradas programadas nos reatores para reabastecimento de combustível ocorrem a cada 12 meses, aproximadamente, devido à duração do combustível nuclear. A cada recarga são trocados 1/3 do combustível e o restante é remanejado. 58
Armazenamento Enriquecimento 59
Combustível irradiado é o combustível que foi utilizado em reatores nucleares e não é mais capaz de sustentar a reação em cadeia. Combustível irradiado continua a gerar calor por causa do decaimento radioativo dos elementos dentro do combustível. Apesar deste calor de decaimento diminuir rapidamente no início, ele continua a ser gerado por muitos anos depois de ser retirado do reator. Existem, por isto regulamentos e técnicas para o manuseio e armazenamento deste combustível para garantir a proteção do público e do meio ambiente. 2% Transurânicos (Pu, Np, Am, Cm) Meia vida longa, geração de calor, proliferação 5% produtos de fissão Geração de calor, meia vida longa 93% urânio volume de rejeito
Armazenado na piscina no prédio do reator Objetivo : Permitir o decréscimo do calor de decaimento e manter o combustível irradiado em segurança na usina até o tempo de transporte. Soluções técnicas Piscinas na usina quando o calor de decaimento é alto, a seguir encaminhados para depósitos secos.
Armazenamento inicial : I. A seco a. Em CASKS armazenados a céu aberto b. Em CASKS abrigados em estruturas apropriadas II. Em piscinas abrigadas em estruturas apropriadas
Dados Angra I Angra II Angra III Data de início de operação das usinas 1985 2000 2014 Vida útil projetada em anos 60 60 60 N de ECs no núcleo do reator 121 193 193 Capacidade da piscina do reator 1252 1084 1084 Total de combustível irradiado durante a vida útil das plantas (valor estimado) 8000 A Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto será dotada de instalação específica externa às usinas para estocagem de elementos combustíveis das usinas Angra I, Angra II e Angra II, ao longo da vida útil destas unidades.
Técnicas de Reprocessamento
Ciclo do Combustível - Urânio Usina nuclear de 1000 MW de eletricidade em um ano 800.000 t de minério Queima do urânio-235 35 t urânio enriquecido 250 t urânio natural 215 t urânio empobrecido 35 t combustível queimado 33.4 t urânio-238 0.3 t urânio-235 0.3 t plutônio 1.0 t produtos de fissão65
Composição do combustível novo e gasto Combustível de urânio com baixo enriquecimento Combustível gasto 95.6 % U-238 92.6% U-238 4.4% U-235 0.8% U-235 1.2% Pu 5.4% produtos de fissão 66
Reprocessamento Objetivo Recuperar U, Pu para serem utilizados como combustível Converter os rejeitos radioativos em formas adequadas para armazenamento seguro Reprocessamento é caro, não sendo economicamente viável a menos que o preço do urânio aumente 10 vezes (ou que o armazenamento seja muito mais caro ou impossível). 67
O ciclo do combustível fechado é constituido por seis etapas básicas Ciclo Fechado Presença de reprocessamento e posterior reutilização do material recuperado 68
Tipos de Reprocessamento:» PUREX» CHELOX» AIROX» Coprocessamento» UREX» GANEX Envolvem diferentes formas de recuperação e reutilização de materiais físseis presentes em combustíveis irradiados 69
Reprocessamento PUREX Pu U - Recovery - EXtraction Ciclo baseado no reprocessamento do combustível irradiado e na fabricação do novo combustível misto MOX (Mixed-Oxide). O método PUREX realiza a extração e purificação dos óxidos de urânio e plutônio através da técnica de extração por solvente. A seguir os dois produtos são tratados separadamente para atingir o grau de pureza desejado 70
Reprocessamento PUREX O óxido de Plutônio puro é então enviado para a usina de fabricação de MOX onde é misturado com UO 2 com baixo grau de enriquecimento para reduzir o alto nível de isótopos físseis presentes no PuO 2 (>60%) ao teor de enriquecimento desejado. O óxido de urânio utilizado para isto pode ser o urânio natural, urânio reprocessado ou urânio proveniente do fluxo empobrecido das plantas de enriquecimento (0,2 0,3%) de 235 U. Não são necessárias modificações no projeto do reator alimentado com UO 2 para adaptá-lo ao MOX, apenas ajustes para compensar pequenos distúrbios causados pela mudança do espectro neutrônico para energias mais altas acarretada pela presença de maior quantidade de plutônio. 71
Conclusões
I. O ciclo do combustível nuclear é um sistema complexo, cobrindo processos que vão desde a mineração do urânio até o gerencimento de rejeitos radioativos. II. Existem duas opções básicas para o ciclo do combustível: a. Ciclo aberto, b. Ciclo fechado. Atualmente o ciclo aberto é o mais usado por causa do baixo preço do urânio. III. Para cada etapa do ciclo do combustível, existem soluções técnicas utilizadas pela industria nuclear. Frequentemente, múltiplas soluções para o mesmo problema. Existem opções tecnológicas para a mineração, geração de potência e enriquecimento. 73
IV. Existem soluções para o problema da disposição final dos rejeitos nucleares. Estas soluções tem características específicas para rejeitos radioativos de baixo e de alto nível de radiação. V. A quantidade de materiais circulantes no ciclo do combustível nuclear é significantemente menor que nos ciclos de combustíveis fósseis; entretanto, materiais nucleares, (combustível e rejeitos) necessitam de um tratamento mais extensivo. 74
Obrigado pela atenção!