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 m3 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 CO2 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 CO2/ ano.
6
Geração de energia elétrica por tipo de combustível no
mundo (2006)
Fonte: IEA, 2008
7
Urânio
9
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
12
secundárias.
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
Filtros
Extração do solvente
NH4Cl
Precipitação
Lavagem
Lixiviação
H2SO4
NaClO3
(oxidante)
Centrifugação
Secagem
Estocagem em tambores de aço
26
Conversão
Enriquecimento
•
A conversão do urânio - transformação do yellowcake - U3O8 em
hexafluoreto de urânio - UF6 - é um conjunto de processos físicos e
químicos que versam sobre a transformação de compostos de urânio onde
o UF6 é o produto final.
•
O UF6 foi escolhido para ser utilizados nos processos de enriquecimento do
urânio por suas propriedades especiais:
i. O UF6 é sólido a temperatura ambiente.
ii. Com pequenas elevações de temperatura, o UF6 se torna gás
tornando-se ideal para os processos de enriquecimento.
Propriedades do UF6
Densidade do sólido 4,68 g/cm3
Densidade do líquido 3,63 g/cm3
Ponto de fusão (ponto triplo) 64,05 ºC
Ponto de ebulição (sublimação) 56,54 ºC
28
O UF6 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 235U de 0,711% para o
nível necessário
O urânio, como ocorre na natureza
compreende 2 isótopos principais
235U  0,711%
238U  99,28%
Somente o 235U é físsil
31
Processos de enriquecimento são feitos no gás UF6.
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
e
238UF
6
235UF
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 235UF6, 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
α ~ 1.1 - 1.2
O fator de separação
-
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 H2 (ou Hélio) e
UF6 é forçada a entrar no
orifício a pressões de 266 a
2660 Pa.
A
mistura
de
experimenta
uma
aceleração centrífuga
movendo através da
curva se espalha.
gases
grande
e se
fenda
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 UF6 ao estado sólido, sob a forma de pó de
dióxido de urânio (UO2).
Após ser enriquecido, o UF6 é enviado em recipientes para a Fábrica de
Combustível Nuclear (FCN) da INB, em Resende, RJ, onde é realizada a
reconversão do UF6 em UO2.
47
Etapas do projeto
UF6 aquecido a 100º C
H2O
U3O8
TCAU- Tricarbonato de amônio e uranila, sólido amarelo insolúvel em água.
Fonte: INB
48
Fabricação e montagem
Enriquecimento
49
Fabricação de pastilhas de UO2
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
53
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
•
•
•
•
•
•
Tecnologia Westinghouse.
Conjunto possui 235 varetas
combustíveis;
8 grades espaçadoras;
20 tubos guias;
1 tubo de instrumentação;
2 bocais (um inferior e um superior).
Elemento combustível para Angra 2
•
•
•
•
•
•
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 U3O8 em UF6, 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
Queima do urânio-235
800.000 t de minério
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
95.6 %
U-238
4.4% U-235
Combustível gasto
92.6%
U-238
0.8% U-235
1.2% Pu
5.4% produtos de fissão66
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 UO2 com
baixo grau de enriquecimento para
reduzir o alto nível de isótopos físseis
presentes no PuO2 (>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 235U.
Não são necessárias modificações no
projeto do reator alimentado com UO2
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!