iperi AUTARQUIA ASSOCIADA A UNIVERSIDADE DE SAO PAULO

iperi AUTARQUIA ASSOCIADA A UNIVERSIDADE DE SAO PAULO Implementação e qualifiação de metodologia de álulos neutrônios em reatores subrítios aionados por fonte externa de nêutrons e apliações Thiago Carluio Tese apresentada omo parte dos requisitos para obtenção do Grau de Doutor em Ciênias na Área de Tenologia Nulear - Reatores Orientador: Prof. Dr. José Rubens Maiorino São Paulo 2011

Universidade de São Paulo Instituto de Pesquisas Energétias e Nuleares Centro de Engenharia Nulear Thiago Carluio Implementação e Qualifiação de Metodologia de Cálulos Neutrônios em Reatores Subrítios Aionados por Fonte Externa de Nêutrons e apliações São Paulo 2011

Thiago Carluio Prof. Dr. José Rubens Maiorino Implementação e Qualifiação de Metodologia de Cálulos Neutrônios em Reatores Subrítios Aionados por Fonte Externa de Nêutrons e apliações Tese apresentada om o parte dos requisitos para obtenção do Grau de Doutor em Ciênias / na Area de Tenologia Nulear - Reatores São Paulo 2011

Agradeimentos V A minha família, que sempre me apóia; \ A Pamela, que me ajudou bastante, pela paiênia; A o orientador e amigo, Prof. Dr. José Rubens Maiorino, pela segura orientação; Aos pesquisadores Prof. Dr. Adimir dos Santos, pelas proveitosas disussões; Aos professores Dr. Hélio Yoriaz, Dr. Daniel Ting e Dr. Piero Ravetto; Aos membros da bana, pelas observações e omentários; Aos amigo Pedro Carlos Russo Rossi, pela ajuda e ompanhia; Aos amigo Alberto Talamo, pela ajuda e hospitalidade; Aos amigos e olegas do Centro de Engenharia Nulear, pelo ompanheirismo e bons momentos no afé; A o CEN, na figura do Dr. Antonio Teixeira, pela infraestrutura forneida; A o IPEN e a divisão de Ensino pelo apoio instituional; A o CNPq, pelo apoio finaneiro, sob o projeto no.: 6666/6666; Ao Departamento de Engenharia Nulear do Argonne National Laboratory, na figura do Dr. Yousry Gohar, pela proveitosa estádia e suporte. À Agênia Internaional de Energia Atômia (IAEA) pelo suporte finaneiro parial através do ontrato de pesquisa (RC 13388). Esta tese foi esrita em I^IpX om a lasse IAGTESE, para teses e dissertações do IAG.

suesso nase do quererf da determinação e persistênia em se hegar a um objetivo. M esm o não atingindo o alvo, quem busa e vene obstáulos, no mínimo fará oisas admiráveis Carlos Gomes, om positor ampineiro. Ignorânia nuna é melhor que onheimento Enrio Fermi, navegador italiano que desobriu um novo mundo.

Resumo O trabalho teve omo objetivo a investigação de Metodologias de Cálulo dos Reatores Subrítios aionados por fonte externa de neutrons, tais om o, Aelerator Driven Subritial Reator (ADSR) e Fusion Driven Subritial Reator (FDSR), que são reatores nuleares subrítios om uma fonte externa de neutrons. Tais neutrons são produzidos, no aso do ADSR, através da interação de partíulas aeleradas (prótons, deutério) om um alvo (Pb, Bi, et) ou através das reações de fusão, no aso do FDSR. Este oneito de reator vem sendo objeto de intensa pesquisa, sobretudo pela possibilidade de ser utilizado para transmutar o enorme inventário de rejeitos nuleares, prinipalmente os transuranios (TRU) e os produtos de fissão de meia-vida longa (LLFP). Neste trabalho enfatiza os seguintes aspetos: (z) omplementar e aprimorar a metodologia de álulos neutronios om queima e transmutação e implementá-la omputaionalmente; (ü) e utilizando esta metodologia, partiipar dos Projetos Coordenados de Pesquisa (C R P) da Agênia Internaional de energia Atômia Analytial and Experimental Benhmark Analysis of ADS e Collaborative work on use of LEU in ADS, prinipalmente na reprodução dos resultados experimentais da instalação subrítia Yalina Booster e também no álulo de um núleo subrítio do reator IPEN/M B-Ol, {üi) analisar omparativamente diferentes biblioteas de dados nuleares, no álulo de parâmetros integrais ( &<>//), difereniais (espetro, fluxo) e de queima e transmutação (inventário ao final do ilo) e (iv) apliar a metodologia desenvolvida em um estudo que possa ajudar na esolha futura de um sistema transmutador dediado. Foram utilizados para tanto os seguintes ódigos: MCNP (Transporte de partíulas por Monte Cario), MCB (aoplamento dó MCNP om ódigo de transmutação) e o sistema NJOY para o proessamento dos arquivos de dados nuleares avaliados.

Abstrat This works had as goal to investigate alulational methodologies on sub ritial soure driven reator, suh as Aelerator Driven Subritial Reator (ADSR) and Fusion Driven Subritial Reator (FDSR). Intense R&D has been done about these subritial onepts, mainly lue to Minor Atinides(M A) and Long Lived Fission Produts(LLFP) transmutation possibilities. In this work, partiular emphasis has been given to: (z) omplement and improve alulation methodology with neutroni transmutation and deay apabilities and implement it omputationally, (ii) utilization of this methodology in the Coordinated Researh Projet (C R P) of the International Atom i Energy Ageny Analytial and Experimental Benhmark Analysis of ADS and in the Collaborative Work on Use of Low Enrihed Uranium in ADS, espeially in the reprodution of the experimental results of the Yalina Booster subritial assembly and study of a subritial ore of IPE N/M B-01 reator, (m ) to ompare different nulear data libraries alulation of integral parameters,suh as kj j and ksr, and differential distributions, suh as spetrum and flux, and nulides inventories and (iv) apply the developed methodology in a study that may help future hoies about dediated transmutation system. The following tools have been used in this work: MCNP (Monte Carlo N partile transport ode), MCB (enhaned version of MCNP that allows burnup alulation) and NJOY to proess nulear data from evaluated nulear data files.

Lista de Figuras 1.1 Inventário de Combustíveis Nuleares Irradiados ameriano, assumindo que nenhum reator será onstruído nos EUA, retirado de https://inlportal. inl.gov/portal/server.pt/ommunity/national_spent_nulear_fuel/ 389/national_spent_nulear_fuel_-_snf_data, aessado em Janeiro de 2011... 27 1.2 Coneito básio de um ADS, retirado de (Russo Rossi, 2011)... 33 1.3 Desrição: esquemátia de uma reação de spallation seguida de evaporação e/ou fissão, retirado de Russo Rossi (2011)... 33 1.4 Ilustração oneituai do projeto do reator multipropósito M Y R R H A; om iníio da onstrução programado para 2015, o reator deverá operar a plena potênia a partir de 2023, retirado de http://myrrha.sken.be/en/media_ gallery/myrrha_f igures... 34 1.5 Ilustração oneituai do reator de fusão ITER, espera-se que a onstrução termine em 2017, retirado de http://www. iter.org... 35 1.6 M odelo 3D da proposta de um reator híbrido fusão-hssão, retirado de Staey et al. (2005)... 36 2.1 Linha do tempo om a data de lançamento de importantes ódigos de análise de reatores, retirado de Azmy et al. (2010)... 49 2.2 Linha do tempo om a data de lançamento de importantes ódigos de análise de arranjos, retirado de Azmy et al. (2010)... 51 2.3 Linha do tempo om os ódigos que deram origem as versões atuais do MCNP, retirado de (Brown, 2009)... 55

2.4 Convergênia da Entropia de Shannon e de kef f, retirado de Brown (2009). 58 2.5 A influenia do número de histórias por ilo na estimativa de keff, retirado de Brown (2009)... 60 2.6 Fluxograma simplifiado da m etodologia de álulo utilizada pelo MCB... 73 2.7 Comparação entre as seção de hoque de fissão experimentais (E X FO R) e os dados das biblioteas avaliadas (ENDF) para o 243A m... 81 2.8 Comparação entre as seção de hoque de aptura experimentais (EXFOR) e os dados das biblioteas avaliadas (ENDF) para o 208Pb, note a esassez de dados experimentais em um dos nulídeos fundamentais para o projeto de reatores de geração IV... 82 2.9 Diagrama do fluxo de dados utilizados pelo NJOY para obter as biblioteas para o MCNP a partir dos arquivos ENDF... 86 3.1 Vista superior do núleo Som uma onfiguração retangular... 91 3.2 Configuração padrão, om 728 varetas, das quais 24 são de segurança e 24 são de ontrole... 92 3.3 Esquema de uma vareta do IPEN/M B-01, retirado de Briggs et al. (1995). 95 3.4 Corte axial da geometria do tibo guia, das barras de ontrole e da vareta ombustível... 97 3.5 Configuração utilizada na fase 1... 98 3.6 Resposta do detetor após a inserção de um neutron DD... 102 3.7 Resposta do detetor após a inserção de um neutron D T...103 3.8 Regressão linear para obter o parametro inétio a utilizando a fonte DD.. 104 3.9 Regressão linear para obter o parametro inétieo (x utilizando a fonte D T.. 105 3.10 Distribuição Axial Fase I, élula N14, fonte de 2,45 M e V...108 3.11 Distribuição Axial Fase I, élula N14, fonte de 14,1 M e V...109 3.12 Distribuição Axial Fase I, élula O il, fonte de 2,45 M e V...110 3.13 Distribuição Axial Fase I, élula O il, fonte de 14,1 M e V...111 3.14 Distribuição Axial Fase I, élula P10, fonte de 2,45 M e V...113 3.15 Distribuição Axial Fase I, élula P10, fonte de 14,1 M e V...113 3.16 Distribuição Axial Fase I, élula R8, fonte de 2,45 M e V... 114 3.17 Distribuição Axial Fase I, élula R8, fonte de 14,1 M e V... 114

3.18 Distribuição Axial Fase I, élula R14, fonte de 2,45 M e V... 115 3.19 Distribuição Axial Fase I, élula H 1. fonte de 14,1 M e V...115 3.20 Espetro Fase I, élula N14, fonte de 2,45 M e V... 116 3.21 Espetro Fase I, élula N I4, fonte de 14,1 M e V... 116 3.22 Espetro Fase I, élula PIO, fonte de 2,45 M e V... 117 3.23 Espetro Fase I, élula PIO, fonte de 14,1 M e V...117 3.24 Espetro Fase I, élula R8, fonte de 2,45 M e V... 118 3.25 Espetro Fase I, élula R8, fonte de 14,1 M e V... 118 3.26 Espetro Fase I, élula I! II. fonte de 2,45 M e V... 119 3.27 Espetro Fase I, élula R14, fonte de 14,1 M e V... 119 3.28 Comparação das urvas obtidas para kef f versus posição de BC1...121 3.29 Curva kef f versus posição de BC1 obtida pelo grupo oreano... 122 3.30 Comparação dos valores obtidos para kef f no exeríio da fase 1... 124 3.31 Comparação dos valores obtidos para ksr no exeríio da fase 1... 124 4.1 Projeto do tubo om deutérios aelerados, dimensões em mm, retirado de Bournos et al. (2008)... 128 4.2 Foto da Yalina Booster exibindo as diferentes zonas, retirado de Bournos et al. (2008)... 129 4.3 Desenho esquemátio das vareta de B4C entre a zona rápida e a zona térmia, om ortes X Y e XZ, dimensões em mm, retirado de Bournos et al. (2008)... 130 4.4 Foto do sub-arranjo de humbo, retirado de Bournos et al. (2008)... 131 4.5 Desenho esquemátio das vareta da região booster, om ortes X Y e X Z, dimensões em mm, reetirado de Bournos et al. (2008)... 132 4.6 Foto do sub-arranjo de polietileno, retirado de Bournos et al. (2008).... 138 4.7 Desenho esquemátio da vareta EK-10, om ortes X Y e X Z, dimensões em mm, retirado de Bournos et al. (2008)... 139 4.8 Foto da Yalina Booster exibindo as diferentes zonas, retirado de Bournos et al. (2008)... 140 4.9 Desenho esquemátio om orte X Y da onfiguração 902, dimensões em mm, retirado de Bournos et al. (2008)... 141

4.10 Desenho esquemátio om orte X Y da onfiguração 1141, dimensões em mm, retirado de Bournos et al. (2008)... 142 4.11 Células de ar ilíndria interno aos anais experimentais da zona térmia (EC5T-EC 6T) e da zona do refletor (EC8R), dimensões em mm, retirado de Bournos et al. (2008)... 143 4.12 Células de a í ilíndria interno aos anais experimentais da zona rápida (EC1B-EC3B), dimensões em mm, retirado de Bournos et al. (2008).... 143 4.13 Posição das amostras de 197Au, 115In e 55Mn, nos anais experimentais da região térmia, dimensões em mm, retirado de Bournos et al. (2008).... 143 4.14 Posição das amostras de 19' Au, 115In e 55Mn, no anal experimental EC2B, dimensões em mm, retirado de Bournos et al. (2008)... 144 4.15 Posição das amostras de 115In no anal experimental EC10R, dimensões em mm, retirado de Bournos et al. (2008)... 144 4.16 Corte XZ do modelo da onfiguração 902 e 1141 modelado no MCNP.... 145 4.17 Corte X Y do modelo da onfiguração 902 modelado no MCNP...146 4.18 Corte X Y do modelo da onfiguração 1141 modelado no MCNP...147 4.19 Perfil axial da taxa de reação 3H e{n,p) no anal experimental EC6T... 151 4.20 Perfil axial da taxa de reação 115In(n,7 ) no anal experimental EC5T... 151 4.21 Perfil axial da taxa de reação 115In(n,7 ) no anal experimental EC6T... 152 4.22 Perfil axial da taxa de reação 1Ir ln(n.~.) no anal experimental EC7T... 152 4.23 Perfil radial da taxa de reação 115In(n,7 ) no anal experimental radial EC10R153 4.24 Perfil axial da taxa de reação 235U(n.f) no anal experimental EC2B.... 153 4.25 Perfil axial da taxa de reação 235U(n,f) no anal experimental EC6T.... 154 4.26 Perfil axial da taxa de reação l97au(n.~) no anal experimental EC6T... 154 4.27 Espetro de nêutrons no anal experimental EC2B, onfiguração 1141, fonte D D... 155 4.28 Espetro de nêutrons no anal experimental EC2B, onfiguração 1141, fonte D T... 156 4.29 Espetro de neutrons no anal experimental EC2B, onfiguração 902, fonte D D... 157

4.30 Espetro de neutrons no anal experimental EC2B, onfiguração 902, fonte D T... 158 4.31 Espetro de neutrons no anal experimental EC6T> onfiguração 1141, fonte D T... 159 4.32 Espetro de neutrons no anal experimental EC6T, onfiguração 902, fonte D T... 160 4.33 Espetro de neutrons no anal experimental EC6T, onfiguração 902, fonte D D... 161 4.34 Comparação dos resultados obtidos para o ke/f para diferentes partiipantes e métodos de álulo, para as onfigurações YB-90-36-10-902, designada neste trabalho de 902, YB-90-36-10-1141, designada neste trabalho de 1141 e YB-36-10, fora do esopo deste trabalho, retirado do benhmark report. 162 4.35 Comparação dos resultados obtidos para o ksr para diferentes partiipantes e métodos de álulo, para as onfigurações YB-90-36-10-902, apelidada neste trabalho de 902, YB-90-36-10-1141, apelidada neste trabalho de 902 e YB-36-10, fora do esopo deste trabalho, retirado do benhmark report.. 164 4.36 Taxas de reação para á reação 235U(n,7 ) no anal EC2B para a onfiguração 902 e no anal EC6T para a onfiguração 1141, em ambos os asos para a fonte DD, retirado do benhmark report... 165 4.37 Taxas de reação para a reação 3He(n,p) no anal EC3B, para a onfiguração 1141. Os valores estão normalizados por neutron de fonte da fissão do 252Cf; o tubo do aelerador foi preenhido om um bloo de humbo; retirado de Talamo et al. (2011)... 167 5.1 Modelo R-Z do ADS iinerador do exeríio do NEA/NSC(2001)13.... 172 5.2 Partiipantes, Códigos e Bibioteas NEA2001... 173 5.3 Corte XZ do modelo M CNP do benhmark N EA/NSC(2001)13, om as zonas homogêneas para o álulo de queima, o refletor de Chumbo-Bismuto (azul), o tubo do aelerado (brano) e alvo de spallation r o s a... 173 5.4 Corte X Y do modelo M CNP do benhmark N EA/N SC(2001)13, om as zonas homogeneas para o álulo de q u e im a...174 5.5 Fatores de multipliação durante a q u e im a... 177

5.6 Evolução temporal das onentrações de atinídeos durante o período de irradiação... 177 6.1 Visão X Y de um quarto do oneito de um GCSFR aionado por um tokamak. 186 6.2 Visão XZ do GCSFR aionado pela fonte de fusão... 187 6.3 Visão X Y do GCSFR aionado por uma aelerador...188 6.4 Visão XZ do GCSFR aionado por uma aelerador... 189 6.5 Partíulas ombustível TRISO na matriz de SiC... 189 6.6 Detalhe de uma vareta ombustível...190 6.7 Detalhe das varetas no EC... 190 6.8 Elemento ombustível...191 6.9 Variação do valor do kef f no iníio do ilo om a fração de Plutônio e Neptúneo no oneito om fonte de fusão...192 6.10 fatores de multiplição - fu sã o...193 6.11 fatores de multiplição - a d s... 194 6.12 Parâmetro importânia do nêutron - a d s... 196 6.13 Parâmetro importânia do Nêutron - f u s ã o... 197 6.14 Massa de Atinideos e produtos de fissão - fu s ã o...198 6.15 Distribuição de flu xos... 198 6.16 a) Varetas ombustíveis em arranjo periódio, b) anal de rehgeração ) dimensões do anal d) simetria utilizada no álulo... 199 6.17 Distribuição de temperaturas...201 6.18 Temperaturas em função de Reynolds (Vazão), o limite 9C = 1 orresponde ao limite operaional e forne a vazão mínima neessária para a operação do sistema... 202

Lista de Tabelas 1.1 Inventário anual de arga e desarga de um P W R típio de lgw e, retirado de Nifeneker et al. ( 2 0 0 3 )... 26 1.2 Politía sobre ombustível nulear irradiado e disposição do HLW, adaptado de h t t p ://w o r ld -n u le a r.o r g /in fo /in f0 4.h t m l, aessado em março de 2011... 28 2.1 Comparação entre parametros inétios alulados e medidos, retirado de Kiedrowski et al. (2009)... 68 2.2 Comparação entre parâmetros inétios não ponderados e ponderados pelo fluxo adjunto, retirado de Kiedrowski et al. (2009)... 68 3.1 Dados geométrios da vareta de ombustível do reator nulear IPEN/M B-01 93 3.2 Composição dos materiais da vareta de ombustível do reator nulear IPEN /M B- 01 94 3.3 Dados geométrios da vareta de ontrole do reator nulear IPEN/M B-01. 96 3.4 Composição dos materiais das barras de ontrole do reator nulear IPEN /M B- 01 96 3.5 Comparação entre os resultados obtidos pelo M CNP5 e Serpent utilizando a bibliotea E N D F -V II... 106 3.6 Resultados Fase I - A r g e n tin a... 108 3.7 Resultados Fase I - Brasil... 109 3.8 Resultados Fase I - China... 110 3.9 / Resultados Fase I - I n d ia... 111 3.10 Resultados Fase I - Coréia do S u l... 112

3.11 Resultados Fase I - E sp a n h a... 112 3.12 Resultados Fase II... 120 4.1 Limite superior dos 172 grupos de energia... 136 4.2 Parâmetros Neutrônios... 150 4.4 Comparação dos resultados de kbf f obtido pelos partiipantes... 163 4.5 Comparação dos resultados de [3eff obtidos pelos partiipantes...165 4.6 Comparação om as medidas experimentais de keff om os valores obtidos neste trabalho, os valores experimentais marados om f foram obtidos pelo método do ajuste da inlinação, enquanto os valores marados om f foram obtidos pelo método das áreas, assumindo /5e/ / = 760 pm, dados experimentais retirados de Talamo et al. (2008)... 168 5.1 Fatores de Multipliação e Intensidade da F o n t e... 176 5.2 Massa e Conentrações Prinipais Atinideos, obtidos om E N D F/B-V I.. 178 5.3 Massa Prinipais Atinideos, omparação EN D F/B-VI e EN D F/B-VII.. 178

/ índie 1. Introdução... 25 1.1 Estado da arte das pesquisas em reatores híbridos no m u n d o... 25 1.2 Objetivos... 37 1.3 Estrutura do trabalho... 38 1.4 Contribuições do t r a b a lh o... 38 2. M etod ologia... 41 2.1 Equação de Transporte de N eutrons... 42 2.2 Códigos D eterm in ístios... 46 2.3 Método de Monte Cario... 52 2.3.1 Cálulo do fator de m u ltip lia çã o... 55 2.3.1.1 Convergênia da Fonte de F i s s ã o... 57 2.3.1.2 Erros sistemátios nas estimativas de kef f e de taxas de r e a ç ã o... 59 2.3.2 O fator de multipliação de fonte ks r... 59 2.3.3 Parametros Cinétios om Monte C a r io... 61 2.3.3.1 Definição dos Parametros C in étios... 61 2.3.3.2 Métodos de Cálulo dos Parametros C in é tio s... 65 2.3.4 Evolução da onentração om Monte C a r i o... 70 2.3.4.1 CRAM... 75 2.3.4.2 O R I G E N... 75 2.3.4.3 Análise das Trajetórias de Transm utação... 76

2.3.4.4 Comparação entre os métodos de solução das adeis de deaimento e transm utação... 78 2.4 Dados Nuleares... 80 2.4.1 Biblioteas de dados avaliados... 81 2.4.2 Códigos de proessamento dos dados nuleares a v a lia d o s... 83 2.4.2.1 O sistema A M P X... 83 2.4.2.2 O ódigo N J O Y... 84 3. Configuração subrítia do reator IPEN/MB-01 aionada p or fonte externa de nêutrons no ontexto do trabalho olaborativo sobre o uso de LEU em ADS.. 87 3.1 C on tex to... 87 3.2 Desrição do reator IP E N /M B -0 1... 88 3.2.1 Desrição... 90 3.3 Cálulos soliita d os... 99 3.3.0.1 Fase I... 99 3.3.0.2 Fase I I... 99 3.4 Resultados e o m p a ra çõ e s... 100 3.4.1 C o m p a ra çõ e s...106 3.5 A nálise... 123 3.6 Conlusões P a ria is... 125 4. Cálulos neutrônios do reator Yalina B ooster no ontexto do p rojetó oordenado de pesquisa sobre ADS da AIEA...127 4.1 Desrição... 128 4.2 Cálulos Soliitados... 133 4.3 M etodolog ia... 135 4.4 Resultados... 149 4.5 Comparação om resultados obtidos por outros partiipantes... 162 4.6 Comparação om resultados experim entais... 166 4.7 C onlusões... 169 5. Validação da metodologia de q u e i m a... 171 5.1 R esultados... 175

5.2 Conlusoes 179 6. Comparação Híbrido Fissão-Fusão om A D S... 181 6.1 Figuras de M é r ito... 182 6.1.1 Custo das fontes externas de n ê u t r o n s... 182 6.1.2 Potenial de transmutação e balanço de n e u t r o n s...184 6.2 Reatores Subrítios Refrigerados à Gás... 186 6.3 Resultados dos álulos n eu tron ios...192 6.3.1 Custo do nêutron em ada sistema... 195 199setion.6.4 6.5 Conlusões p a ria is...200 7. Conlusões...203 7.1 Sugestões para trabalhos futuros... 205 R e ferên ia s...207 Apêndie 233 A. Entradas de dados Utilizadas no M C N P /M C B... 235 A.l I P E N /M B -0 1...235 A.2 YALINA Booster-902... 246 A.3 YALINA B ooster-1 1 4 1... 273 A.4 N E A /N S C (2 0 0 1 )... 299 A.5 GCFR subrítio om fonte de fusão...306 A.6 GCFR subrítio om fonte de neutrons de spallation...331

Capítulo 1 Introdução 1.1 Estado da arte das pesquisas em reatores híbridos no mundo O atual parque instalado de reatores térmios opera nmjoritariamente em um ilo de ombustível aberto (one-through fuel yles, OTFG), gerando um aúmulo de ombustível nulear irradiado (spent nulear fuel, SNF). Além de materiais valiosos omo Uranio e Plutônio^ :estes ombustíveis possuem uma fração de atinideos menores (minor atinides, M A), tais omo Ameríio, Neptúnio e Cúrio e produtos de fissão de meia-vi da longa (long lived fission produts, LLFP), omo " T e 129I, os quais onstituem os hamados resíduos de alta ou High Level wasíe(hlw) (Maiorino et al., 2003). A tabela 1.1 ilustra os inventários de arga e desarga de um PW R típio de lgwe. Para ilustrar este aúmulo de ombustíveis nuleares irradiados, utilizou-se om o exemplo os EUA, que atualmente adotam o OTFC. A figura 1.1 estima o inventário projetado norte ameriano, assumindo que nenhum novo reator seja onstruído. A maioria destes ombustíveis enontram-se em pisinas de armazenamento temporário dentro das próprias entrais nuleares, enquando que alguns enontram-se em asos em instalações temporárias de armazenamento a seo1. Um PW R típio de looomwe irá gerar, direta ou indiretamente, de 200-350 m3 de resíduos de baixa (Low Level W aste, LLW) e resíduos de média (Intermediate Level 1 O Departamento de Energia Norteameriano (DOE) possui sob sua ustódia 2455 toneladas de metais pesados, omo Urânio, Plutônio, et, na forma de ombustível nulear irradiado e 341 mil metros úbios de rejeitos de alta (HLW), produzidos prinipalmente em atividades de defesa' naional, dados de 2008: h ttp s ://in lp o rta l.in l.g ov /p orta l/serv er.p t/om in u n ity /n a tion a l_sp en t_n u lea r_ fu el/3 8 9 /n a tion a l_sp en t_n u lea r_fu el_-_sn f _data, aessado em Janeiro de 2011

26 Capítulo 1. Introdução Tabela 1.1 - Inventário anual de arga e desarga de um PWR típio de lgwe, retirado de Nifeneker et al. (2003) NuHdeos Carga Iniial (kg) Inventário de désargá (kg) 235 -Q 954 280 236 u 238 111 26328 25655 U Total 27282 26047 239u 156 Pu Total 266 Âtinídeos Menores 20 90Sr 13 137 Cs 30 LLFP 63 Total FP 946 Massa Total 27282 27279

Seção 1.1. Estado da arte das pesquisas em reatores híbridos no mundo 27 Figura 1.1: Inventário de Combustíveis Nuleares Irradiados ameriano, assumindo que nenhum reaíor será onstruído nos EUA, retirado de h ttp s : / / in lp o r t a l. in l.gov/p orta l/server.p t/om im in ity/n a tion a l_sp en t_m ilea r_fu el/ 389/national_spent_nulear_fuel_-_snf_data, aessado em Janeiro de 2011. Waste, ILW) por ano. Irá gerar também 20 nr3, ou 27 toneladas de ombustível irradiado, que orrespondem a um volume de repositório de 75 m3 após enapsulamento se o SNF for tratado omo rejeito. Por outro lado, se o ombustível for reproessado, apenas 3 m3 de rejeito vitrifiado serão produzidos, o que eqüivale a um volume de armazenamento de 28 m3 após a oloação no aondiionamento (anister). Alguns países, om o França, Japão, Rússia, índia e China tem omo polítia a reilagem dos ombustíveis irradiados, através de reproessamento e utilização de ombustivel de óxido misto Uranio-Plutonio (M OX) em reatores LWR. A tabela 1.2 resume as deisões e os estágios de avanço na questão do tratamento dos ombustíveis nuleares irradiados ou do HLW para vários países.

28 Capítulo 1. Introdução Tabela 1.2 - Politía sobre ombustível nulear irradiado é disposição do HLW, adaptado de http: //w o rld -n u le a r. o r g /in f o /in f 04. html, aessado em março de 2011. País Polítia Instalações e os progressos para depósitos finais Bélgia Canadá China Reproessamento Disposição direta Reproessamento Central de armazenamento de resíduos em Dessel. Laboratório subterrâneo riado em 1984 em Mol. Construção de repositório om previsão d«entrar em operação em 2035, Repositório geológio profundo onfirmado omo polítia, reuperável2. Repositório de pesquisa do sítio a partir de 2009, previstas para. utilização em 2025. Central de armazenamento de ombustível usado em LanZhou. Esolha do loal do repositório para. ser onluída até 2020. Finlândia França Alemanha Disposição direta Reproessamento Reproessamento Laboratório de pesquisa subterrânea a partir de 2020, iníio do repositório em 2050. Programa iniiou-se em 1983, dois armazenamentos de ombustível usados em operação. Aprovação para onstrução do repositório em 1995. Depósito geológio profundo de pesquisa em onstrução, repositório planejado a partir deste repositório de pesquisa, perto de Olkiluoto, iníio em 2020. Laboratórios subterranêos em Argila e Granito, parlamento aprovou em 2006 a onstrução do repositório profundo, projetado para ser reuperável e reversível. Provavelmente o repositório será lieniado em 2015 e iniiará a operaçao em 2025. Planejamento repositório omeçou 1973. Armazena mas mudando mento de ombustível usado em Ahaus e Gorleben. para disposição direta Depósito geológio pode estar operaional em Gorleben depois de 2025. 2 Reuperável signifia que os EC poderão ser retirados do repositório aso se deida pelo reproessamento e reilagem do SNF no futuro.

Seção 1.1. Estado da arte das pesquisas em reatores híbridos no mundo 29 Tabela 1.2 ontinuaçao da página anterior índia Japao Repfpessamentb Reproessamento Investigação sobre repositório geológio profundo para HLW. Laboratório subterrâneo em Mfeamamti em granito desde 1996. Instalação de afniazenãniênto de resíduos HLW em Rokkasho desde 1995. País Polítia Instalações e os progressos para depósitos finais Armazenamento de HLW aprovado para Mutsu a partir de 2010. Km 2000 iniiou seleção de loal para depósito geológio profundo, em onstrução 2025 e operação a partir de 2035, reuperável. Rússia Repfpessamentô Laboratório subterrâneo em granito ou gnaisse na região de Krasnoyarsk a partir de 2015, pode evoluir para repositório. Loais para o repositório final sob investigação na. península de Kola, Várias instalações provisórias de armazenamento em operação. Coréia do Disposição Programa de resíduos onfirmado em 1998. Depósito Sul direta de armazenagem lemporáfiã entralizado planejado para operar a partir de 2016. Espanha Disposição Estabeleimento de uma empresa naional de gestão direta de rejeitos (ENRESA) em 1984, seu plano foi aprovado em 1999. Armazenagem provisória entral, provavelmente em Trillo, a partir de 2010. Pesquisa Suéia Suíça Disposição direta RepróCêssániento sobre repositório geológio profundo e deisão após 2010. Instalação de armazenamento de ombustível usado Central - CLAB - em operaçló desde 1985. Laboratório de pesquisa subterrâneo na ASPO para repositório de HLW. Loal seleionado para o repositório. Armazenamento temporário entral para HLW em Zwilag desde 2001. Central de armazenamento de LLW e ILW em operação desde 1993. Laboratório de pesquisa subterrâneo de repositório de resíduos HLW no Grimsel desde 1983. Repositório profundo em 2020, projeto para ser reuperável.

30 Capítulo 1. Introdução Tabela 1.2 ontinuação da página anterior País Polítia Instalações e os progressos para depósitos finais Reino Unido Reproessamento Depósito de resíduos de baixa em operação desde 1959, HLW do reproessamento é vitrifiados e armazenados em Sellafield. EUA Disposição direta mas reonsiderando Loalização do repositório depende de aprovação da omunidade. Nova subsidiária riada para o operar o armazenamento geológio. DOE responsável por ombustível utilizado a partir de 1998, o fundo para resíduos possui fundos de 31 bilhões de dólares amerianos. Considerável pesquisa se desenvolvimento no repositório de Yua Mountain, Nevada. Deisão de 2002 que depósito geológio seja em Yua Moimtain foi ombatido politiamente em 2009 No Brasil, o Comitê de Desenvolvimento do Programa Nulear Brasileiro - CDPNB, riado em julho de 2008 por dereto do Presidente da Repúblia, estabeleeu omo meta que o Depósito Pinai de Rejeitos Radioativos de Baixa e Média Atividades (Repositório Naional) entre em operação em 2018 e que o Depósito Intermediário de Longa Duração para ombustível usado, em 2026. Essas metas são ompatíveis om as ondiionantes do proesso de lieniamento ambiental da Usina Angra 3. Note-se que a responsabilidade legal pela implantação de depósitos intermediários e finais de rejeitos radioativos é da Comissão Naional de Energia Nulear - CNEN, tendo o operador da instalação geradora de rejeitos a responsabilidade limitada aos depósitos iniiais. Está em andamento a onstrução; de um depósito iniial de ombustível irradiado na Central Nulear Almirante Álvaro Alberto para armazenar os ombustíveis irradiados que hoje estão nas pisinas anexas aos reatores3. A reilagem de elementos ombustíveis usados no Brasil ainda não é viável nem ténia nem eonomiamente. Uma vez que o Depósito Intermediário de Longa Duração será 3 fonte: h ttp : //www.ele tro n u le a r.gov.br/perguntas_respostas/perguntas_respostas.php? id_ategoria=4& id_subategoria=17, aessado em 22 de junho de 2011.

Seção 1.1. Estado da arte das pesquisas em reatores híbridos no mundo 31 projetado para o armazenamento por 500 anos, uma deisão futura deverá ser tomada quanto ao reproessamento e à onstrução de um repositório geológio definitivo (eterno). O preço atual do yellow akeçu^og) está em era de 120 dólares o quilo4. Alguns estudos mostram que a opção pelo reproessamento passa a ser eonomia om preços do Urânio da ordem de 300 a 400 dólares (Bunn et al., 2005; Burh et al., 1996). Embora om os preços atuais a opção pelo OTFC seja mais eonômia, a opção pelo reproessamento e reilagem do ombustível irradiado melhora a aeitação da energia nulear, a aeitação dos repositórios intermediários e torna a energia nulear sustentável (AREVA, 2011)5, mesmo om um ligeiro aumento na onta de energia elétria paga pelo onsumidor. Um estudo do OECD-NEA omparou vários enários de ilo de ombustível avançados envolvendo ADS e reatores rápidos. Uma das onlusões deste estudo foi que os ustos relaionados à eliminação do inventário de TRU, que iria para o repositório, aumentaria o usto da geração nuleoelétria em 10-20%, dependendo da tenologia adotada (Ageny, 2002). A baixa sensibilidade do usto do kwh nuleoelétrio deve-se ao fato do usto do ombustível orresponder a uma pequena fração do usto total desta forma de geração. Os rejeitos do reproessamento são onsiderados HLW e neessitam ser solidifiados (vitrihados) e armazenados em um repositório geológio. Caso esta opção seja adotada, o volume, massa e energia de deaimento destes rejeitos são ordens de grandeza menor do que a opção por disposição direta dos elementos ombustíveis irradiados, uma vez que era de 1% do ombustível irradiado é om posto por HLW. Os prinipais ontribuintes para a radiotoxidade de longo prazo são o Plutônio, Urânio, os M A e os LLFP de forma que o reproessamento e reilagem destes reduz a radiotoxidade por um fator ~100, onforme explorado no trabalho de Gonzalez-Romero (2011) e von Lensa et al. (2008). No entanto, o fato do HLW proveniente do reproessamento onter M A e LLFP om meias-vidas da ordem de milhares ou milhões de anos, mesmo o armazenamento destes resíduos na forma vitrihada ainda provoa sérias preoupações na soiedade, uma vez que a humanidade nuna projetou uma instalação para operar durante esta esala de tempo. 4 fonte: http://w w w.ux.om /review /ux_p ries.aspx, aessado em 20 de junho de 2011. 5 h ttp : / / u s. areva. om/en/home-1413/areva-w h ite -p a p e r-re y lin g -p ro v id e s-s t r a t e g i -fle x i b i l it y - htm l, aessadoemmaiode2011.