reator nuclear -Nuclear reactor

Núcleo do CROCUS , um pequeno reator nuclear usado para pesquisa na EPFL na Suíça

Um reator nuclear é um dispositivo usado para iniciar e controlar uma reação em cadeia nuclear de fissão ou reações de fusão nuclear . Os reatores nucleares são usados ​​em usinas nucleares para geração de eletricidade e na propulsão naval nuclear . O calor da fissão nuclear é passado para um fluido de trabalho (água ou gás), que por sua vez passa por turbinas a vapor . Eles acionam as hélices de um navio ou giram os eixos dos geradores elétricos . O vapor gerado por energia nuclear, em princípio, pode ser usado para calor de processo industrial ou para aquecimento urbano . Alguns reatores são usados ​​para produzir isótopos para uso médico e industrial , ou para a produção de plutônio para armas . A partir de 2022, a Agência Internacional de Energia Atômica informa que existem 422 reatores de energia nuclear e 223 reatores de pesquisa nuclear em operação em todo o mundo.

No início da era dos reatores nucleares (década de 1940), um reator era conhecido como pilha nuclear ou pilha atômica (assim chamada porque os blocos moderadores de grafite do primeiro reator a atingir criticidade eram empilhados em uma pilha).

Operação

Um exemplo de um evento de fissão nuclear induzida. Um nêutron é absorvido pelo núcleo de um átomo de urânio-235, que por sua vez se divide em elementos mais leves de movimento rápido (produtos de fissão) e nêutrons livres. Embora tanto os reatores quanto as armas nucleares dependam de reações nucleares em cadeia, a taxa de reações em um reator é muito mais lenta do que em uma bomba.

Assim como as centrais térmicas convencionais geram eletricidade aproveitando a energia térmica liberada pela queima de combustíveis fósseis , os reatores nucleares convertem a energia liberada pela fissão nuclear controlada em energia térmica para posterior conversão em formas mecânicas ou elétricas.

Fissão

Quando um grande núcleo atômico físsil , como urânio-235 , urânio-233 ou plutônio-239 , absorve um nêutron, pode sofrer fissão nuclear. O núcleo pesado se divide em dois ou mais núcleos mais leves (os produtos da fissão ), liberando energia cinética , radiação gama e nêutrons livres . Uma parte desses nêutrons pode ser absorvida por outros átomos físseis e desencadear novos eventos de fissão, que liberam mais nêutrons e assim por diante. Isso é conhecido como reação nuclear em cadeia .

Para controlar tal reação nuclear em cadeia, bastões de controle contendo venenos de nêutrons e moderadores de nêutrons podem alterar a porção de nêutrons que irá causar mais fissão. Os reatores nucleares geralmente têm sistemas automáticos e manuais para interromper a reação de fissão se o monitoramento ou a instrumentação detectarem condições inseguras.

Geração de calor

O núcleo do reator gera calor de várias maneiras:

  • A energia cinética dos produtos da fissão é convertida em energia térmica quando esses núcleos colidem com átomos próximos.
  • O reator absorve parte dos raios gama produzidos durante a fissão e converte sua energia em calor.
  • O calor é produzido pelo decaimento radioativo de produtos de fissão e materiais que foram ativados por absorção de nêutrons . Esta fonte de calor de decaimento permanecerá por algum tempo mesmo depois que o reator for desligado.

Um quilograma de urânio-235 (U-235) convertido por meio de processos nucleares libera aproximadamente três milhões de vezes mais energia do que um quilograma de carvão queimado convencionalmente (7,2 × 10 13 joules por quilograma de urânio-235 versus 2,4 × 10 7 joules por quilograma de carvão).

A fissão de um quilo de urânio-235 libera cerca de 19 bilhões de quilocalorias , de modo que a energia liberada por 1 quilo de urânio-235 corresponde à liberada pela queima de 2,7 milhões de quilos de carvão.

Resfriamento

Um refrigerante de reator nuclear – geralmente água, mas às vezes um gás ou um metal líquido (como sódio líquido ou chumbo) ou sal fundido – circula pelo núcleo do reator para absorver o calor gerado. O calor é retirado do reator e é então usado para gerar vapor. A maioria dos sistemas de reatores emprega um sistema de resfriamento fisicamente separado da água que será fervida para produzir vapor pressurizado para as turbinas , como o reator de água pressurizada . Porém, em alguns reatores a água para as turbinas a vapor é fervida diretamente pelo núcleo do reator ; por exemplo, o reator de água fervente .

controle de reatividade

A taxa de reações de fissão dentro de um núcleo de reator pode ser ajustada controlando a quantidade de nêutrons que são capazes de induzir mais eventos de fissão. Os reatores nucleares normalmente empregam vários métodos de controle de nêutrons para ajustar a potência do reator. Alguns desses métodos surgem naturalmente da física do decaimento radioativo e são simplesmente contabilizados durante a operação do reator, enquanto outros são mecanismos projetados no projeto do reator para uma finalidade distinta.

O método mais rápido para ajustar os níveis de nêutrons indutores de fissão em um reator é por meio do movimento das hastes de controle . As hastes de controle são feitas de venenos de nêutrons e, portanto, absorvem nêutrons. Quando uma haste de controle é inserida mais profundamente no reator, ela absorve mais nêutrons do que o material que desloca – geralmente o moderador. Essa ação resulta em menos nêutrons disponíveis para causar fissão e reduz a potência do reator. Por outro lado, extrair a haste de controle resultará em um aumento na taxa de eventos de fissão e um aumento no poder.

A física do decaimento radioativo também afeta as populações de nêutrons em um reator. Um desses processos é a emissão retardada de nêutrons por vários isótopos de fissão ricos em nêutrons. Esses nêutrons atrasados ​​representam cerca de 0,65% do total de nêutrons produzidos na fissão, com o restante (denominados " nêutrons imediatos ") liberados imediatamente após a fissão. Os produtos de fissão que produzem nêutrons retardados têm meias-vidas para seu decaimento por emissão de nêutrons que variam de milissegundos a vários minutos, e assim é necessário um tempo considerável para determinar exatamente quando um reator atinge o ponto crítico . Manter o reator na zona de reatividade em cadeia onde os nêutrons retardados são necessários para atingir um estado de massa crítica permite que dispositivos mecânicos ou operadores humanos controlem uma reação em cadeia em "tempo real"; caso contrário, o tempo entre a obtenção da criticidade e o colapso nuclear como resultado de um aumento exponencial de energia da reação em cadeia nuclear normal seria muito curto para permitir a intervenção. Este último estágio, onde os nêutrons atrasados ​​não são mais necessários para manter a criticidade, é conhecido como ponto crítico imediato . Existe uma escala para descrever a criticidade em forma numérica, na qual criticidade pura é conhecida como zero dólares e o ponto crítico imediato é um dólar , e outros pontos no processo interpolados em centavos.

Em alguns reatores, o refrigerante também atua como um moderador de nêutrons . Um moderador aumenta a potência do reator fazendo com que os nêutrons rápidos que são liberados da fissão percam energia e se tornem nêutrons térmicos. Os nêutrons térmicos são mais propensos do que os nêutrons rápidos a causar fissão. Se o refrigerante for um moderador, as mudanças de temperatura podem afetar a densidade do refrigerante/moderador e, portanto, alterar a saída de energia. Um refrigerante de temperatura mais alta seria menos denso e, portanto, um moderador menos eficaz.

Em outros reatores, o refrigerante age como um veneno absorvendo nêutrons da mesma forma que as hastes de controle. Nesses reatores, a potência pode ser aumentada pelo aquecimento do refrigerante, o que o torna um veneno menos denso. Os reatores nucleares geralmente possuem sistemas automáticos e manuais para desligar o reator em caso de desligamento de emergência. Esses sistemas inserem grandes quantidades de veneno (geralmente boro na forma de ácido bórico ) no reator para interromper a reação de fissão se condições inseguras forem detectadas ou antecipadas.

A maioria dos tipos de reatores é sensível a um processo também conhecido como envenenamento por xenônio ou poço de iodo . O produto de fissão comum Xenon-135 produzido no processo de fissão atua como um veneno de nêutrons que absorve nêutrons e, portanto, tende a desligar o reator. O acúmulo de xenônio-135 pode ser controlado mantendo os níveis de energia altos o suficiente para destruí-lo por absorção de nêutrons tão rápido quanto é produzido. A fissão também produz iodo-135 , que por sua vez decai (com uma meia-vida de 6,57 horas) para o novo xenônio-135. Quando o reator é desligado, o iodo-135 continua a decair em xenônio-135, tornando a reinicialização do reator mais difícil por um dia ou dois, já que o xenônio-135 decai em césio-135, que não é tão venenoso quanto o xenônio. 135, com meia-vida de 9,2 horas. Esse estado temporário é o "poço de iodo". Se o reator tiver capacidade de reatividade extra suficiente, ele pode ser reiniciado. Como o xenônio-135 extra é transmutado em xenônio-136, que é muito menos um veneno de nêutrons, em poucas horas o reator experimenta um "transitório de queima de xenônio (potência)". As hastes de controle devem ser inseridas posteriormente para substituir a absorção de nêutrons do xenônio-135 perdido. A falha em seguir tal procedimento foi um passo chave no desastre de Chernobyl .

Os reatores usados ​​na propulsão naval nuclear (especialmente submarinos nucleares ) muitas vezes não podem funcionar em potência contínua 24 horas por dia da mesma forma que os reatores terrestres normalmente funcionam e, além disso, muitas vezes precisam ter uma vida útil muito longa sem reabastecimento . Por esta razão, muitos projetos usam urânio altamente enriquecido, mas incorporam veneno de nêutrons queimável nas varetas de combustível. Isso permite que o reator seja construído com um excesso de material fissionável, que é, no entanto, relativamente seguro no início do ciclo de queima de combustível do reator pela presença do material absorvedor de nêutrons que é posteriormente substituído por venenos de nêutrons de vida longa normalmente produzidos (muito vida mais longa do que o xenônio-135) que se acumulam gradualmente ao longo da vida operacional da carga de combustível.

Geração de energia elétrica

A energia liberada no processo de fissão gera calor, parte do qual pode ser convertida em energia utilizável. Um método comum de aproveitar essa energia térmica é usá-la para ferver água para produzir vapor pressurizado que acionará uma turbina a vapor que gira um alternador e gera eletricidade.

tempos de vida

As usinas nucleares são normalmente projetadas para tempos de vida médios entre 30 e 40 anos. Alguns acreditam que as usinas nucleares podem operar por até 80 anos ou mais com manutenção e gerenciamento adequados. No entanto, algumas partes vitais, notadamente o vaso do reator e as estruturas de concreto, não podem ser substituídas ao apresentar rachaduras e fissuras devido à fragilização e desgaste por nêutrons, limitando assim a vida útil da usina. No final de sua vida útil planejada, as usinas podem obter uma extensão da licença de operação por cerca de 20 anos e, nos EUA, até mesmo uma "renovação subsequente da licença" (SLR) por mais 20 anos.

Mesmo quando uma licença é prorrogada, isso não garante sua sobrevivência. Muitos reatores são fechados muito antes de sua licença ou projeto expirar e são desativados . Os custos de substituições ou melhorias necessárias para a operação de salvamento contínua podem ser tão altos que não são econômicos. Ou podem ser desligados devido a falha técnica. A filial britânica da empresa francesa EDF Energy , por exemplo, estendeu a vida operacional de seus reatores refrigerados a gás avançados em apenas 3 a 10 anos. Espera-se que todas as sete usinas AGR sejam desligadas em 2022 e em descomissionamento até 2028. Hinkley Point B foi estendido de 40 para 46 anos e fechado. O mesmo aconteceu com Hunterston B , também após 46 anos.

Um número crescente de reatores está atingindo ou ultrapassando sua vida útil projetada de 30 ou 40 anos. Em 2014, o Greenpeace alertou que a extensão da vida útil de usinas nucleares envelhecidas equivale a entrar em uma nova era de risco. Ele estimou que a atual cobertura de responsabilidade nuclear europeia, em média, é muito baixa por um fator entre 100 e 1.000 para cobrir os custos prováveis, enquanto, ao mesmo tempo, a probabilidade de um acidente grave acontecer na Europa continua a aumentar à medida que a frota de reatores envelhece.

primeiros reatores

O Chicago Pile , o primeiro reator nuclear artificial, construído em segredo na Universidade de Chicago em 1942 durante a Segunda Guerra Mundial como parte do projeto Manhattan dos EUA
Lise Meitner e Otto Hahn em seu laboratório
Alguns do Chicago Pile Team , incluindo Enrico Fermi e Leó Szilárd

O nêutron foi descoberto em 1932 pelo físico britânico James Chadwick . O conceito de uma reação nuclear em cadeia provocada por reações nucleares mediadas por nêutrons foi realizado pela primeira vez pouco tempo depois, pelo cientista húngaro Leó Szilárd , em 1933. Ele registrou a patente de sua ideia de um reator simples no ano seguinte, enquanto trabalhava no Almirantado em Londres. No entanto, a ideia de Szilárd não incorporava a ideia da fissão nuclear como fonte de nêutrons, pois esse processo ainda não havia sido descoberto. As ideias de Szilárd para reatores nucleares usando reações em cadeia nuclear mediadas por nêutrons em elementos leves se mostraram impraticáveis.

A inspiração para um novo tipo de reator usando urânio veio da descoberta de Otto Hahn , Lise Meitner , Fritz Strassmann em 1938 de que o bombardeio de urânio com nêutrons (fornecido por uma reação de fusão alfa-berílio, um " obus de nêutrons ") produzia um resíduo de bário , que eles argumentaram ter sido criado pela fissão dos núcleos de urânio. Em sua segunda publicação sobre fissão nuclear em fevereiro de 1939, Hahn e Strassmann previram a existência e liberação de nêutrons adicionais durante o processo de fissão, abrindo a possibilidade de uma reação nuclear em cadeia . Estudos subsequentes no início de 1939 (um deles por Szilárd e Fermi) revelaram que vários nêutrons foram de fato liberados durante a fissão, abrindo a oportunidade para a reação nuclear em cadeia que Szilárd havia imaginado seis anos antes.

Em 2 de agosto de 1939, Albert Einstein assinou uma carta ao presidente Franklin D. Roosevelt (escrita por Szilárd) sugerindo que a descoberta da fissão do urânio poderia levar ao desenvolvimento de "bombas extremamente poderosas de um novo tipo", dando impulso ao estudo de reatores e fissão. Szilárd e Einstein se conheciam bem e haviam trabalhado juntos anos antes, mas Einstein nunca havia pensado nessa possibilidade de energia nuclear até que Szilard o relatou, no início de sua busca para produzir a carta Einstein-Szilárd para alertar o governo dos EUA . .

Pouco depois, a Alemanha de Hitler invadiu a Polônia em 1939, iniciando a Segunda Guerra Mundial na Europa. Os EUA ainda não estavam oficialmente em guerra, mas em outubro, quando a carta de Einstein-Szilárd foi entregue a ele, Roosevelt comentou que o objetivo da pesquisa era garantir que "os nazistas não nos explodissem". Seguiu-se o projeto nuclear dos EUA, embora com algum atraso, pois ainda havia ceticismo (alguns de Fermi) e também pouca ação do pequeno número de funcionários do governo que foram inicialmente encarregados de levar o projeto adiante.

No ano seguinte, o governo dos EUA recebeu o memorando Frisch-Peierls do Reino Unido, que afirmava que a quantidade de urânio necessária para uma reação em cadeia era muito menor do que se pensava anteriormente. O memorando foi um produto do Comitê MAUD , que estava trabalhando no projeto da bomba atômica do Reino Unido, conhecido como Tube Alloys , que mais tarde seria incluído no Projeto Manhattan .

Eventualmente, o primeiro reator nuclear artificial, Chicago Pile-1 , foi construído na Universidade de Chicago , por uma equipe liderada pelo físico italiano Enrico Fermi , no final de 1942. Nessa época, o programa já vinha sendo pressionado por um ano pela entrada dos Estados Unidos. na guerra. O Chicago Pile atingiu a criticidade em 2 de dezembro de 1942 às 15h25. A estrutura de suporte do reator era feita de madeira, que sustentava uma pilha (daí o nome) de blocos de grafite, nos quais estavam embutidas 'pseudoesferas' ou 'briquetes' de óxido de urânio natural.

Logo após o Chicago Pile, os militares dos EUA desenvolveram vários reatores nucleares para o Projeto Manhattan a partir de 1943. O objetivo principal dos maiores reatores (localizados em Hanford Site em Washington ) era a produção em massa de plutônio para armas nucleares. Fermi e Szilard solicitaram uma patente para reatores em 19 de dezembro de 1944. Sua emissão foi adiada por 10 anos devido ao sigilo durante a guerra.

"A primeira usina nuclear do mundo" é a reivindicação feita por placas no local da EBR-I , que agora é um museu perto de Arco, Idaho . Originalmente chamado de "Chicago Pile-4", foi realizado sob a direção de Walter Zinn para o Argonne National Laboratory . Este LMFBR experimental operado pela Comissão de Energia Atômica dos EUA produziu 0,8 kW em um teste em 20 de dezembro de 1951 e 100 kW (elétrico) no dia seguinte, tendo uma saída projetada de 200 kW (elétrico).

Além dos usos militares dos reatores nucleares, havia razões políticas para buscar o uso civil da energia atômica. O presidente dos EUA, Dwight Eisenhower, fez seu famoso discurso Átomos pela Paz na Assembléia Geral da ONU em 8 de dezembro de 1953. Essa diplomacia levou à disseminação da tecnologia de reatores para instituições dos EUA e do mundo.

A primeira usina nuclear construída para fins civis foi a Usina Nuclear AM-1 Obninsk , lançada em 27 de junho de 1954 na União Soviética . Produziu cerca de 5 MW (eléctricos). Foi construído após o F-1 (reator nuclear) que foi o primeiro reator a ficar crítico na Europa, e também foi construído pela União Soviética.

Após a Segunda Guerra Mundial, os militares dos EUA buscaram outros usos para a tecnologia de reatores nucleares. A pesquisa do Exército levou às usinas de energia de Camp Century, Groenlândia e Estação McMurdo, Programa de Energia Nuclear do Exército da Antártica . O projeto do bombardeiro nuclear da Força Aérea resultou no experimento do reator de sal fundido . A Marinha dos EUA teve sucesso quando navegou o USS Nautilus (SSN-571) com energia nuclear em 17 de janeiro de 1955.

A primeira usina nuclear comercial, Calder Hall em Sellafield , Inglaterra, foi inaugurada em 1956 com uma capacidade inicial de 50 MW (mais tarde 200 MW).

O primeiro reator nuclear portátil "Alco PM-2A" foi usado para gerar energia elétrica (2 MW) para Camp Century de 1960 a 1963.

Sistema de refrigeração primário mostrando o vaso de pressão do reator (vermelho), geradores de vapor (roxo), pressurizador (azul) e bombas (verde) nos três circuitos de refrigeração Projeto de reator de água pressurizada Hualong One

tipos de reatores

Pressurized Water Reactor Boiling Water Reactor Gas Cooled Reactor Pressurized Heavy Water Reactor LWGR Fast Breeder ReactorCircle frame.svg
  •  PWR: 277 (63,2%)
  •  BWR: 80 (18,3%)
  •  GCR: 15 (3,4%)
  •  PHWR: 49 (11,2%)
  •  LWGR: 15 (3,4%)
  •  FBR: 2 (0,5%)
Número de reatores por tipo (final de 2014)
Pressurized Water Reactor Boiling Water Reactor Gas Cooled Reactor Pressurized Heavy Water Reactor LWGR Fast Breeder ReactorCircle frame.svg
  •  PWR: 257,2 (68,3%)
  •  BWR: 75,5 (20,1%)
  •  GCR: 8,2 (2,2%)
  •  PHWR: 24,6 (6,5%)
  •  LWGR: 10,2 (2,7%)
  •  FBR: 0,6 (0,2%)
Capacidade líquida de energia (GWe) por tipo (final de 2014)
O reator PULSTAR da NC State é um reator de pesquisa do tipo piscina de 1 MW com combustível do tipo pino enriquecido a 4%, consistindo de pellets de UO 2 em revestimento de zircaloy .

Classificações

Por tipo de reação nuclear

Todos os reatores de energia comercial são baseados em fissão nuclear . Eles geralmente usam urânio e seu produto plutônio como combustível nuclear , embora um ciclo de combustível de tório também seja possível. Os reatores de fissão podem ser divididos aproximadamente em duas classes, dependendo da energia dos nêutrons que sustentam a reação em cadeia da fissão :

Em princípio, a energia de fusão poderia ser produzida pela fusão nuclear de elementos como o isótopo deutério do hidrogênio . Embora seja um rico tópico de pesquisa em andamento desde pelo menos a década de 1940, nenhum reator de fusão autossustentável para qualquer finalidade foi construído.

Por material do moderador

Usado por reatores térmicos:

  • Reatores moderados a grafite
  • Reatores moderados a água
    • Reatores de água pesada (usados ​​no Canadá, Índia, Argentina, China, Paquistão, Romênia e Coréia do Sul).
    • Reatores moderados a água leve (LWRs). Os reatores de água leve (o tipo mais comum de reator térmico) usam água comum para moderar e resfriar os reatores. Como o isótopo de hidrogênio leve é ​​um leve veneno de nêutrons, esses reatores precisam de combustíveis enriquecidos artificialmente. Quando na temperatura operacional , se a temperatura da água aumentar, sua densidade cai e menos nêutrons que passam por ela são retardados o suficiente para desencadear outras reações. Esse feedback negativo estabiliza a taxa de reação. Os reatores de grafite e de água pesada tendem a ser mais termalizados do que os reatores de água leve. Devido à termalização extra e à ausência dos efeitos de envenenamento por hidrogênio leve, esses tipos podem usar urânio natural /combustível não enriquecido.
  • Reatores moderados por elementos leves.
  • Reatores organicamente moderados (OMR) usam bifenila e terfenila como moderador e refrigerante.

Por refrigerante

Tratamento da parte interna de uma estrutura de reator VVER-1000 na Atommash
Em reatores nucleares térmicos (LWRs em específico), o refrigerante atua como um moderador que deve desacelerar os nêutrons antes que eles possam ser eficientemente absorvidos pelo combustível.
  • Reator refrigerado a água. Estes constituem a grande maioria dos reatores nucleares operacionais: a partir de 2014, 93% dos reatores nucleares do mundo são resfriados a água, fornecendo cerca de 95% da capacidade total de geração nuclear do mundo.
    • Reator de água pressurizada (PWR) Os reatores de água pressurizada constituem a grande maioria de todas as usinas nucleares ocidentais.
      • Uma característica primária dos PWRs é um pressurizador, um vaso de pressão especializado . A maioria dos PWRs comerciais e reatores navais usam pressurizadores. Durante a operação normal, um pressurizador é parcialmente preenchido com água e uma bolha de vapor é mantida acima dele pelo aquecimento da água com aquecedores submersos. Durante a operação normal, o pressurizador é conectado ao vaso de pressão do reator primário (RPV) e a "bolha" do pressurizador fornece um espaço de expansão para mudanças no volume de água no reator. Este arranjo também fornece um meio de controle de pressão para o reator aumentando ou diminuindo a pressão do vapor no pressurizador usando os aquecedores do pressurizador.
      • Reatores de água pesada pressurizada são um subconjunto de reatores de água pressurizada, compartilhando o uso de um circuito de transporte de calor isolado e pressurizado, mas usando água pesada como refrigerante e moderador para as maiores economias de nêutrons que oferece.
    • Reator de água fervente (BWR)
      • Os BWRs são caracterizados por água fervente ao redor das hastes de combustível na parte inferior de um vaso de pressão do reator primário. Um reator de água fervente usa 235 U, enriquecido em dióxido de urânio, como combustível. O combustível é montado em varetas alojadas em um recipiente de aço submerso em água. A fissão nuclear faz com que a água ferva, gerando vapor. Este vapor flui através de tubos para turbinas. As turbinas são acionadas pelo vapor, e esse processo gera eletricidade. Durante a operação normal, a pressão é controlada pela quantidade de vapor que flui do vaso de pressão do reator para a turbina.
    • Reator de água supercrítica (SCWR)
    • Reator de água de moderação reduzida [RMWR] que usa combustível mais altamente enriquecido com os elementos de combustível mais próximos para permitir um espectro de nêutrons mais rápido, às vezes chamado de espectro de nêutrons epitérmicos .
    • Reator tipo piscina pode se referir a reatores de piscina aberta refrigerados a água não pressurizada , mas não deve ser confundido com LMFBRs tipo piscina que são resfriados a sódio
    • Alguns reatores foram resfriados por água pesada que também serviu como moderador. Exemplos incluem:
      • Os primeiros reatores CANDU (os posteriores usam moderador de água pesada, mas refrigerante de água leve)
      • Reatores de pesquisa da classe DIDO
  • Reator refrigerado por metal líquido . Como a água é um moderador, ela não pode ser usada como refrigerante em um reator rápido. Refrigerantes de metal líquido incluíram sódio , NaK , chumbo, chumbo-bismuto eutético e, nos primeiros reatores, mercúrio .
  • Os reatores resfriados a gás são resfriados por um gás circulante. Em usinas nucleares comerciais, o dióxido de carbono geralmente tem sido usado, por exemplo, nas atuais usinas nucleares britânicas AGR e anteriormente em várias usinas britânicas, francesas, italianas e japonesas de primeira geração. Nitrogênio e hélio também foram usados, sendo o hélio considerado particularmente adequado para projetos de alta temperatura. A utilização do calor varia, dependendo do reator. Usinas nucleares comerciais fazem o gás passar por um trocador de calor para produzir vapor para uma turbina a vapor. Alguns projetos experimentais esquentam o suficiente para que o gás possa alimentar diretamente uma turbina a gás.
  • Os reatores de sal fundido (MSRs) são resfriados pela circulação de um sal fundido, tipicamente uma mistura eutética de sais de flúor, como o FLiBe . Em um MSR típico, o refrigerante também é usado como uma matriz na qual o material físsil é dissolvido. Outras combinações de sal eutético usadas incluem "ZrF 4 " com "NaF" e "LiCh" com "BeCh 2 " .
  • Os reatores nucleares orgânicos usam fluidos orgânicos como bifenila e terfenila como refrigerante em vez de água.

Por geração

Em 2003, o francês Commissariat à l'Énergie Atomique (CEA) foi o primeiro a se referir aos tipos "Gen II" na Nucleonics Week .

A primeira menção da "Geração III" foi em 2000, em conjunto com o lançamento dos planos do Fórum Internacional Geração IV (GIF).

"Gen IV" foi nomeado em 2000, pelo Departamento de Energia dos Estados Unidos (DOE), para o desenvolvimento de novos tipos de plantas.

Por fase de combustível

Pela forma do núcleo

  • Cúbico
  • Cilíndrico
  • Octogonal
  • Esférico
  • Laje
  • Anel

Por uso

tecnologias atuais

Diablo Canyon – um PWR
Esses reatores usam um vaso de pressão para conter o combustível nuclear, as hastes de controle, o moderador e o refrigerante. A água radioativa quente que sai do vaso de pressão passa por um gerador de vapor, que por sua vez aquece um circuito secundário (não radioativo) de água em vapor que pode acionar turbinas. Eles representam a maioria (cerca de 80%) dos reatores atuais. Este é um projeto de reator de nêutrons térmicos , o mais novo dos quais é o russo VVER-1200 , o reator japonês avançado de água pressurizada , o americano AP1000 , o reator chinês Hualong pressurizado e o reator europeu franco-alemão pressurizado . Todos os reatores navais dos Estados Unidos são desse tipo.
Um BWR é como um PWR sem o gerador de vapor. A pressão mais baixa de sua água de resfriamento permite que ela ferva dentro do vaso de pressão, produzindo o vapor que move as turbinas. Ao contrário de um PWR, não há loop primário e secundário. A eficiência térmica desses reatores pode ser maior, e eles podem ser mais simples e até potencialmente mais estáveis ​​e seguros. Este é um projeto de reator de nêutrons térmicos, o mais novo dos quais é o reator avançado de água fervente e o reator econômico simplificado de água fervente .
Um projeto canadense (conhecido como CANDU ), muito semelhante aos PWRs, mas usando água pesada . Embora a água pesada seja significativamente mais cara que a água comum, ela tem maior economia de nêutrons (cria um número maior de nêutrons térmicos), permitindo que o reator opere sem instalações de enriquecimento de combustível . Em vez de usar um único grande vaso de pressão como em um PWR, o combustível está contido em centenas de tubos de pressão. Esses reatores são alimentados com urânio natural e são projetos de reatores de nêutrons térmicos. Os PHWRs podem ser reabastecidos em plena potência ( reabastecimento online ), o que os torna muito eficientes no uso de urânio (permite um controle preciso do fluxo no núcleo). Os PHWRs CANDU foram construídos no Canadá, Argentina , China, Índia , Paquistão , Romênia e Coréia do Sul . A Índia também opera uma série de PHWRs, muitas vezes denominados 'derivados CANDU', construídos depois que o governo do Canadá interrompeu as negociações nucleares com a Índia após o teste de arma nuclear do Buda Sorridente em 1974.
A Usina Nuclear de Ignalina - um tipo RBMK (fechado em 2009)
  • Reator Bolshoy Moschnosti Kanalniy (Reator de Canal de Alta Potência) ( RBMK ) [moderador: grafite; refrigerante: água de alta pressão]
Um design soviético, os RBMKs são em alguns aspectos semelhantes ao CANDU, pois são reabastecíveis durante a operação de energia e empregam um design de tubo de pressão em vez de um vaso de pressão do tipo PWR. No entanto, ao contrário do CANDU, eles são muito instáveis ​​e grandes, tornando caros os edifícios de contenção para eles. Uma série de falhas críticas de segurança também foram identificadas no projeto do RBMK, embora algumas delas tenham sido corrigidas após o desastre de Chernobyl . Sua principal atração é o uso de água leve e urânio não enriquecido. A partir de 2022, 8 permanecem abertos, principalmente devido a melhorias de segurança e ajuda de agências internacionais de segurança, como o DOE. Apesar dessas melhorias de segurança, os reatores RBMK ainda são considerados um dos projetos de reatores mais perigosos em uso. Os reatores RBMK foram implantados apenas na antiga União Soviética .
A estação de energia nuclear Magnox Sizewell A
Esses projetos têm uma alta eficiência térmica em comparação com os PWRs devido às temperaturas operacionais mais altas. Há uma série de reatores operacionais com este projeto, principalmente no Reino Unido, onde o conceito foi desenvolvido. Projetos mais antigos (ou seja, estações Magnox ) foram desativados ou serão desativados em um futuro próximo. No entanto, os AGRs têm uma vida útil prevista de mais 10 a 20 anos. Este é um projeto de reator de nêutrons térmicos. Os custos de descomissionamento podem ser altos devido ao grande volume do núcleo do reator.
Modelo reduzido do reator nuclear TOPAZ
Este projeto de reator totalmente não moderado produz mais combustível do que consome. Dizem que "produzem" combustível, porque produzem combustível fissionável durante a operação devido à captura de nêutrons . Esses reatores podem funcionar como um PWR em termos de eficiência e não requerem muita contenção de alta pressão, pois o metal líquido não precisa ser mantido em alta pressão, mesmo em temperaturas muito altas. Esses reatores são projetos de nêutrons rápidos , não de nêutrons térmicos. Esses reatores vêm em dois tipos:
O Superphénix , fechado em 1998, foi um dos poucos FBRs.
refrigerado a chumbo
O uso de chumbo como metal líquido fornece excelente proteção contra radiação e permite a operação em temperaturas muito altas. Além disso, o chumbo é (principalmente) transparente para os nêutrons, portanto, menos nêutrons são perdidos no refrigerante e o refrigerante não se torna radioativo. Ao contrário do sódio, o chumbo é principalmente inerte, portanto, há menos risco de explosão ou acidente, mas essas grandes quantidades de chumbo podem ser problemáticas do ponto de vista toxicológico e de descarte. Freqüentemente, um reator desse tipo usaria uma mistura eutética de chumbo-bismuto . Nesse caso, o bismuto apresentaria alguns problemas menores de radiação, pois não é tão transparente para os nêutrons e pode ser transmutado em um isótopo radioativo mais facilmente do que o chumbo. O submarino russo da classe Alfa usa um reator rápido refrigerado a chumbo-bismuto como sua principal usina de energia.
Refrigerado a sódio
A maioria dos LMFBRs são desse tipo. O TOPAZ , BN-350 e BN-600 na URSS; Superphénix na França; e o Fermi-I nos Estados Unidos eram reatores desse tipo. O sódio é relativamente fácil de obter e trabalhar, e também consegue realmente prevenir a corrosão nas várias partes do reator imersas nele. No entanto, o sódio explode violentamente quando exposto à água, portanto, deve-se tomar cuidado, mas tais explosões não seriam mais violentas do que (por exemplo) um vazamento de fluido superaquecido de um reator de água pressurizada. O reator de Monju, no Japão, sofreu um vazamento de sódio em 1995 e não pôde ser reiniciado até maio de 2010. O EBR-I , o primeiro reator a ter um derretimento do núcleo, em 1955, também era um reator resfriado a sódio.
Eles usam combustível moldado em bolas de cerâmica e, em seguida, circulam o gás pelas bolas. O resultado é um reator eficiente, de baixa manutenção e muito seguro, com combustível padronizado e barato. Os protótipos foram o AVR e o THTR-300 na Alemanha, que produziu até 308MW de eletricidade entre 1985 e 1989 até ser desligado após passar por uma série de incidentes e dificuldades técnicas. O HTR-10 está operando na China, onde o HTR-PM está sendo desenvolvido. Espera-se que o HTR-PM seja o primeiro reator de geração IV a entrar em operação.
  • Reatores de sal fundido (MSR) [moderador: grafite ou nenhum para MSRs de espectro rápido; refrigerante: mistura de sal fundido]
Estes dissolvem os combustíveis em sais de flúor ou cloreto , ou usam esses sais como refrigerante. MSRs potencialmente têm muitos recursos de segurança, incluindo a ausência de altas pressões ou componentes altamente inflamáveis ​​no núcleo. Eles foram inicialmente projetados para propulsão de aeronaves devido à sua alta eficiência e alta densidade de potência. Um protótipo, o Molten-Salt Reactor Experiment , foi construído para confirmar a viabilidade do reator de fluoreto de tório líquido , um reator de espectro térmico que produziria combustível de urânio-233 físsil a partir do tório.
  • Reator aquoso homogêneo (AHR) [moderador: água leve ou pesada de alta pressão; refrigerante: água leve ou pesada de alta pressão]
Esses reatores usam como combustível sais nucleares solúveis (geralmente sulfato de urânio ou nitrato de urânio ) dissolvidos em água e misturados com o refrigerante e o moderador. Em abril de 2006, apenas cinco AHRs estavam em operação.

Tecnologias futuras e em desenvolvimento

Reatores avançados

Mais de uma dúzia de projetos avançados de reatores estão em vários estágios de desenvolvimento. Alguns são evolutivos dos projetos PWR , BWR e PHWR acima, alguns são desvios mais radicais. Os primeiros incluem o reator avançado de água fervente (ABWR), dois dos quais estão agora operando com outros em construção, e o reator econômico simplificado de água fervente ( ESBWR) e as unidades AP1000 (ver Programa de Energia Nuclear 2010 ).

  • O reator integral rápido (IFR) foi construído, testado e avaliado durante a década de 1980 e depois aposentado sob o governo Clinton na década de 1990 devido às políticas de não proliferação nuclear do governo. A reciclagem de combustível usado é o núcleo de seu projeto e, portanto, produz apenas uma fração dos resíduos dos reatores atuais.
  • O reator de leito de seixos , um reator refrigerado a gás de alta temperatura (HTGCR), foi projetado para que as altas temperaturas reduzam a produção de energia pelo alargamento Doppler da seção transversal de nêutrons do combustível. Ele usa combustíveis cerâmicos para que suas temperaturas operacionais seguras excedam a faixa de temperatura de redução de energia. A maioria dos projetos é resfriada por hélio inerte. O hélio não está sujeito a explosões de vapor, resiste à absorção de nêutrons levando à radioatividade e não dissolve contaminantes que podem se tornar radioativos. Projetos típicos têm mais camadas (até 7) de contenção passiva do que reatores de água leve (geralmente 3). Uma característica única que pode ajudar na segurança é que as esferas de combustível realmente formam o mecanismo do núcleo e são substituídas uma a uma à medida que envelhecem. O design do combustível torna o reprocessamento de combustível caro.
  • O reator pequeno, selado, transportável e autônomo (SSTAR) está sendo pesquisado e desenvolvido principalmente nos EUA, com a intenção de ser um reator reprodutor rápido que é passivamente seguro e pode ser desligado remotamente caso surja a suspeita de que está sendo adulterado.
  • O Reator Avançado Limpo e Ambientalmente Seguro (CAESAR) é um conceito de reator nuclear que usa vapor como moderador – este projeto ainda está em desenvolvimento.
  • O reator de água de moderação reduzida baseia-se no reator avançado de água fervente ABWR) que está atualmente em uso, não é um reator rápido completo, em vez disso, usa principalmente nêutrons epitermais , que estão entre os nêutrons térmicos e rápidos em velocidade.
  • O módulo de energia nuclear auto-regulável moderado por hidrogênio (HPM) é um projeto de reator que emana do Laboratório Nacional de Los Alamos que usa hidreto de urânio como combustível.
  • Os reatores subcríticos são projetados para serem mais seguros e estáveis, mas apresentam uma série de dificuldades econômicas e de engenharia. Um exemplo é o amplificador de energia .
  • Reatores à base de tório — É possível converter tório-232 em U-233 em reatores especialmente projetados para esse fim. Desta forma, o tório, que é quatro vezes mais abundante que o urânio, pode ser usado para produzir o combustível nuclear U-233. Acredita-se também que o U-233 tenha propriedades nucleares favoráveis ​​em comparação com o U-235 tradicionalmente usado, incluindo melhor economia de nêutrons e menor produção de resíduos transurânicos de vida longa.
    • Reator avançado de água pesada (AHWR) — Um reator nuclear moderado de água pesada proposto que será o projeto de próxima geração do tipo PHWR. Em desenvolvimento no Bhabha Atomic Research Center (BARC), Índia.
    • KAMINI – Um reator exclusivo usando o isótopo de urânio-233 como combustível. Construído na Índia pela BARC e Indira Gandhi Center for Atomic Research ( IGCAR ).
    • A Índia também está planejando construir reatores reprodutores rápidos usando o ciclo de combustível tório-urânio-233. O FBTR (Fast Breeder Test Reactor) em operação em Kalpakkam (Índia) usa plutônio como combustível e sódio líquido como refrigerante.
    • A China, que detém o controle da jazida de Cerro Impacto , tem um reator e espera substituir a energia do carvão pela energia nuclear.

A Rolls-Royce pretende vender reatores nucleares para a produção de combustível sintético para aeronaves.

Reatores da geração IV

Os reatores da geração IV são um conjunto de projetos teóricos de reatores nucleares. Em geral, não se espera que estejam disponíveis para uso comercial antes de 2040–2050, embora a Associação Nuclear Mundial tenha sugerido que alguns possam entrar em operação comercial antes de 2030. Os reatores atuais em operação em todo o mundo são geralmente considerados sistemas de segunda ou terceira geração, com os sistemas de primeira geração foram aposentados há algum tempo. A pesquisa desses tipos de reatores foi iniciada oficialmente pelo Fórum Internacional Geração IV (GIF) com base em oito objetivos tecnológicos. Os principais objetivos são melhorar a segurança nuclear, melhorar a resistência à proliferação, minimizar o desperdício e a utilização de recursos naturais e diminuir o custo de construção e operação dessas usinas.

Reatores Geração V+

Os reatores da Geração V são projetos que são teoricamente possíveis, mas que não estão sendo ativamente considerados ou pesquisados ​​no momento. Embora alguns reatores da geração V possam ser construídos com tecnologia atual ou de curto prazo, eles despertam pouco interesse por razões de economia, praticidade ou segurança.

  • Reator de núcleo líquido. Um reator nuclear de núcleo líquido de circuito fechado , onde o material físsil é urânio fundido ou solução de urânio resfriado por um gás de trabalho bombeado através de orifícios na base do recipiente de contenção.
  • Reator de núcleo de gás . Uma versão de circuito fechado do foguete de lâmpada nuclear , onde o material físsil é o hexafluoreto de urânio gasoso contido em um recipiente de sílica fundida. Um gás de trabalho (como o hidrogênio) fluiria em torno desse recipiente e absorveria a luz ultravioleta produzida pela reação. Este projeto de reator também poderia funcionar como um motor de foguete , como apresentado no romance de ficção científica de Harry Harrison de 1976, Skyfall . Em teoria, usar o UF 6 como combustível de trabalho diretamente (em vez de um estágio para um, como é feito agora) significaria custos de processamento mais baixos e reatores muito pequenos. Na prática, operar um reator em densidades de potência tão altas provavelmente produziria um fluxo de nêutrons incontrolável , enfraquecendo a maioria dos materiais do reator e, portanto, como o fluxo seria semelhante ao esperado em reatores de fusão, seriam necessários materiais semelhantes aos selecionados pelo International Fusion Instalação de Irradiação de Materiais .
    • Reator EM de núcleo de gás. Como no reator de núcleo de gás, mas com matrizes fotovoltaicas convertendo a luz ultravioleta diretamente em eletricidade. Essa abordagem é semelhante ao efeito fotoelétrico comprovado experimentalmente que converteria os raios X gerados pela fusão aneutrônica em eletricidade, passando os fótons de alta energia através de uma matriz de folhas condutoras para transferir parte de sua energia para os elétrons, a energia do fóton é captado eletrostaticamente, semelhante a um capacitor . Uma vez que os raios X podem atravessar uma espessura de material muito maior do que os elétrons, muitas centenas ou milhares de camadas são necessárias para absorver os raios X.
  • Reator de fragmentos de fissão . Um reator de fragmento de fissão é um reator nuclear que gera eletricidade desacelerando um feixe de íons de subprodutos de fissão em vez de usar reações nucleares para gerar calor. Ao fazer isso, ele contorna o ciclo de Carnot e pode atingir eficiências de até 90% em vez de 40-45% atingíveis por reatores térmicos acionados por turbinas eficientes. O feixe de íons do fragmento de fissão passaria por um gerador magnetohidrodinâmico para produzir eletricidade.
  • Fusão nuclear híbrida . Usaria os nêutrons emitidos pela fusão para fissionar um manto de material fértil , como U-238 ou Th-232 e transmutar o combustível nuclear usado /lixo nuclear de outro reator em isótopos relativamente mais benignos.

reatores de fusão

A fusão nuclear controlada poderia, em princípio, ser usada em usinas de fusão para produzir energia sem as complexidades do manuseio de actinídeos , mas ainda existem obstáculos científicos e técnicos significativos. Apesar de a pesquisa ter começado na década de 1950, nenhum reator de fusão comercial é esperado antes de 2050. O projeto ITER está atualmente liderando o esforço para aproveitar a energia de fusão.

Ciclo do combustível nuclear

Os reatores térmicos geralmente dependem de urânio refinado e enriquecido . Alguns reatores nucleares podem operar com uma mistura de plutônio e urânio (ver MOX ). O processo pelo qual o minério de urânio é extraído, processado, enriquecido, usado, possivelmente reprocessado e descartado é conhecido como ciclo do combustível nuclear .

Menos de 1% do urânio encontrado na natureza é o isótopo U-235 facilmente fissionável e, como resultado, a maioria dos projetos de reatores requer combustível enriquecido. O enriquecimento envolve o aumento da porcentagem de U-235 e geralmente é feito por meio de difusão gasosa ou centrífuga de gás . O resultado enriquecido é então convertido em pó de dióxido de urânio , que é prensado e queimado em forma de pastilhas. Esses pellets são empilhados em tubos que são selados e chamados de varetas de combustível . Muitas dessas barras de combustível são usadas em cada reator nuclear.

A maioria dos reatores comerciais BWR e PWR usa urânio enriquecido em cerca de 4% de U-235, e alguns reatores comerciais com alta economia de nêutrons não exigem que o combustível seja enriquecido (isto é, eles podem usar urânio natural). De acordo com a Agência Internacional de Energia Atômica, existem pelo menos 100 reatores de pesquisa no mundo alimentados por urânio altamente enriquecido (grau para uso em armas/90% de enriquecimento). O risco de roubo desse combustível (potencialmente utilizado na produção de uma arma nuclear) tem levado a campanhas que defendem a conversão desse tipo de reator para urânio de baixo enriquecimento (que apresenta menor ameaça de proliferação).

O U-235 físsil e o U-238 não físsil, mas físsil e fértil , são usados ​​no processo de fissão. O U-235 é fissionável por nêutrons térmicos (ou seja, lentos). Um nêutron térmico é aquele que se move na mesma velocidade que os átomos ao seu redor. Como todos os átomos vibram proporcionalmente à sua temperatura absoluta, um nêutron térmico tem a melhor oportunidade de fissionar o U-235 quando se move na mesma velocidade vibracional. Por outro lado, é mais provável que o U-238 capture um nêutron quando o nêutron está se movendo muito rápido. Este átomo de U-239 logo decairá em plutônio-239, que é outro combustível. O Pu-239 é um combustível viável e deve ser considerado mesmo quando um combustível de urânio altamente enriquecido é usado. Fissões de plutônio dominarão as fissões de U-235 em alguns reatores, especialmente depois que o carregamento inicial de U-235 for gasto. O plutônio é fissionável com nêutrons rápidos e térmicos, o que o torna ideal para reatores nucleares ou bombas nucleares.

A maioria dos projetos de reatores existentes são reatores térmicos e normalmente usam água como moderador de nêutrons (moderador significa que reduz a velocidade do nêutron a uma velocidade térmica) e como refrigerante. Mas em um reator reprodutor rápido , algum outro tipo de refrigerante é usado, o que não irá moderar ou desacelerar muito os nêutrons. Isso permite que os nêutrons rápidos dominem, o que pode ser efetivamente usado para reabastecer constantemente o suprimento de combustível. Simplesmente colocando urânio não enriquecido barato em tal núcleo, o U-238 não fissionável será transformado em Pu-239, combustível "procriador".

No ciclo de combustível do tório, o tório-232 absorve um nêutron em um reator rápido ou térmico. O tório-233 beta decai para protactínio -233 e depois para urânio-233 , que por sua vez é usado como combustível. Portanto, como o urânio-238 , o tório-232 é um material fértil .

Abastecimento de reatores nucleares

A quantidade de energia no reservatório de combustível nuclear é freqüentemente expressa em termos de "dias de potência total", que é o número de períodos de 24 horas (dias) que um reator está programado para operar com potência total para a geração de calor energia. O número de dias de potência total no ciclo operacional de um reator (entre os tempos de interrupção de reabastecimento) está relacionado à quantidade de urânio -235 (U-235) físsil contido nos conjuntos de combustível no início do ciclo. Uma porcentagem maior de U-235 no núcleo no início de um ciclo permitirá que o reator funcione por um número maior de dias em plena potência.

Ao final do ciclo operacional, o combustível em alguns dos conjuntos é "gasto", tendo passado de quatro a seis anos no reator produzindo energia. Este combustível usado é descarregado e substituído por conjuntos de combustível novos (frescos). Embora considerados "gastos", esses conjuntos de combustível contêm uma grande quantidade de combustível. Na prática, é a economia que determina a vida útil do combustível nuclear em um reator. Muito antes de ocorrer toda fissão possível, o reator é incapaz de manter 100% da potência de saída total e, portanto, a receita da concessionária diminui à medida que a potência de saída da planta diminui. A maioria das usinas nucleares opera com uma margem de lucro muito baixa devido às despesas gerais operacionais, principalmente custos regulatórios, portanto, operar abaixo de 100% de energia não é economicamente viável por muito tempo. A fração do núcleo de combustível do reator substituída durante o reabastecimento é tipicamente um terço, mas depende de quanto tempo a usina opera entre o reabastecimento. As usinas normalmente operam em ciclos de reabastecimento de 18 meses ou ciclos de reabastecimento de 24 meses. Isso significa que um reabastecimento, substituindo apenas um terço do combustível, pode manter um reator nuclear em plena potência por quase dois anos. A disposição e armazenamento desse combustível irradiado é um dos aspectos mais desafiadores da operação de uma usina nuclear comercial. Este lixo nuclear é altamente radioativo e sua toxicidade representa um perigo por milhares de anos. Depois de ser descarregado do reator, o combustível nuclear irradiado é transferido para o reservatório de combustível irradiado no local . A piscina de combustível usado é uma grande piscina de água que fornece resfriamento e proteção do combustível nuclear usado. Uma vez que a energia tenha diminuído um pouco (aproximadamente cinco anos), o combustível pode ser transferido da piscina de combustível para barris secos e protegidos, que podem ser armazenados com segurança por milhares de anos. Depois de carregados em barris blindados secos, os barris são armazenados no local em uma instalação especialmente protegida em bunkers de concreto impermeáveis. As instalações de armazenamento de combustível no local são projetadas para suportar o impacto de aviões comerciais, com pouco ou nenhum dano ao combustível usado. Uma instalação média de armazenamento de combustível no local pode conter 30 anos de combustível irradiado em um espaço menor que um campo de futebol.

Nem todos os reatores precisam ser desligados para reabastecimento; por exemplo, reatores de leito de seixos , reatores RBMK , reatores de sal fundido , reatores Magnox , AGR e CANDU permitem que o combustível seja deslocado através do reator enquanto ele está funcionando. Em um reator CANDU, isso também permite que elementos de combustível individuais sejam situados dentro do núcleo do reator que sejam mais adequados à quantidade de U-235 no elemento de combustível.

A quantidade de energia extraída do combustível nuclear é chamada de queima , que é expressa em termos de energia térmica produzida por unidade inicial de peso do combustível. A queima é comumente expressa como dias de megawatts térmicos por tonelada métrica de metal pesado inicial.

segurança nuclear

A segurança nuclear abrange as ações tomadas para prevenir acidentes e incidentes nucleares e de radiação ou para limitar suas consequências. A indústria de energia nuclear melhorou a segurança e o desempenho dos reatores e propôs projetos de reatores novos e mais seguros (mas geralmente não testados), mas não há garantia de que os reatores serão projetados, construídos e operados corretamente. Erros ocorrem e os projetistas de reatores em Fukushima , no Japão, não previram que um tsunami gerado por um terremoto desabilitaria os sistemas de backup que deveriam estabilizar o reator após o terremoto, apesar dos vários avisos do NRG e da administração japonesa de segurança nuclear. . De acordo com o UBS AG, os acidentes nucleares de Fukushima I lançaram dúvidas sobre se mesmo uma economia avançada como o Japão pode dominar a segurança nuclear. Cenários catastróficos envolvendo ataques terroristas também são concebíveis. Uma equipe interdisciplinar do MIT estimou que, dado o crescimento esperado da energia nuclear de 2005 a 2055, seriam esperados pelo menos quatro acidentes nucleares graves nesse período.

acidentes nucleares

Três dos reatores em Fukushima I superaqueceram, causando a dissociação da água refrigerante e levando a explosões de hidrogênio. Isso, junto com o derretimento do combustível , liberou grandes quantidades de material radioativo no ar.

Acidentes nucleares e de radiação graves, embora raros, ocorreram. Estes incluem o incêndio Windscale (outubro de 1957), o acidente SL-1 (1961), o acidente de Three Mile Island (1979), o desastre de Chernobyl (abril de 1986) e o desastre nuclear de Fukushima Daiichi (março de 2011). Os acidentes submarinos movidos a energia nuclear incluem o acidente do reator K-19 (1961), o acidente do reator K-27 (1968) e o acidente do reator K-431 (1985).

Reatores nucleares foram lançados na órbita da Terra pelo menos 34 vezes. Uma série de incidentes relacionados com o RORSAT soviético movido a reator nuclear não tripulado, especialmente o satélite de radar Kosmos 954 , que resultou na reentrada de combustível nuclear da órbita da Terra e na dispersão no norte do Canadá (janeiro de 1978).

Reatores nucleares naturais

Há quase dois bilhões de anos, uma série de "reatores" de fissão nuclear autossustentáveis ​​se automontaram na área hoje conhecida como Oklo , no Gabão , na África Ocidental. As condições naquele local e época permitiram que ocorresse uma fissão nuclear natural com circunstâncias semelhantes às condições de um reator nuclear construído. Até agora, quinze reatores fósseis de fissão natural foram encontrados em três depósitos de minério separados na mina de urânio de Oklo, no Gabão. Descobertos pela primeira vez em 1972 pelo físico francês Francis Perrin , eles são conhecidos coletivamente como Reatores de Fósseis de Oklo . As reações de fissão nuclear autossustentáveis ​​ocorreram nesses reatores há aproximadamente 1,5 bilhão de anos e duraram algumas centenas de milhares de anos, com média de 100 kW de potência durante esse período. O conceito de um reator nuclear natural foi teorizado já em 1956 por Paul Kuroda na Universidade de Arkansas .

Tais reatores não podem mais se formar na Terra em seu atual período geológico. O decaimento radioativo do anteriormente mais abundante urânio-235 ao longo do período de centenas de milhões de anos reduziu a proporção desse isótopo físsil de ocorrência natural para abaixo da quantidade necessária para sustentar uma reação em cadeia com apenas água pura como moderador.

Os reatores nucleares naturais se formaram quando um depósito mineral rico em urânio foi inundado com águas subterrâneas que agiam como um moderador de nêutrons, e uma forte reação em cadeia ocorreu. O moderador de água fervia à medida que a reação aumentava, diminuindo a velocidade novamente e evitando um colapso. A reação de fissão foi sustentada por centenas de milhares de anos, girando na ordem de horas a alguns dias.

Esses reatores naturais são extensivamente estudados por cientistas interessados ​​na eliminação geológica de resíduos radioativos . Eles oferecem um estudo de caso de como os isótopos radioativos migram pela crosta terrestre. Esta é uma área significativa de controvérsia, pois os oponentes do descarte geológico de resíduos temem que os isótopos dos resíduos armazenados possam acabar no abastecimento de água ou serem transportados para o meio ambiente.

Emissões

Os reatores nucleares produzem trítio como parte de suas operações normais, que eventualmente é liberado no meio ambiente em quantidades vestigiais.

Como um isótopo de hidrogênio , o trítio (T) freqüentemente se liga ao oxigênio e forma T 2 O . Essa molécula é quimicamente idêntica à H 2 O e, portanto, é incolor e inodora; no entanto, os nêutrons adicionais nos núcleos de hidrogênio fazem com que o trítio sofra decaimento beta com uma meia-vida de 12,3 anos. Apesar de mensurável, o trítio liberado pelas usinas nucleares é mínimo. O NRC dos Estados Unidos estima que uma pessoa bebendo água por um ano de um poço contaminado pelo que eles considerariam ser um derramamento significativo de água tritiada receberia uma dose de radiação de 0,3 milirem. Para efeito de comparação, trata-se de uma ordem de grandeza inferior aos 4 milirem que uma pessoa recebe em um voo de ida e volta de Washington, DC a Los Angeles, consequência da menor proteção atmosférica contra raios cósmicos altamente energéticos em grandes altitudes.

As quantidades de estrôncio-90 liberadas pelas usinas nucleares em operações normais são tão baixas que são indetectáveis ​​acima da radiação natural de fundo. O estrôncio-90 detectável nas águas subterrâneas e no ambiente em geral pode ser atribuído a testes de armas que ocorreram em meados do século 20 (representando 99% do estrôncio-90 no ambiente) e o acidente de Chernobyl (representando o 1% restante ).

Veja também

Referências

links externos