Ambiente & Energia

1. Ambiente & Energia Energia Nuclear Valentim M B Nunes Unidade Departamental de Engenharias Instituto Politécnico de Tomar, Abril, 2012

2. Introdução Em 1990, as centrais nucleares forneciam mais de 20% da electricidade consumida nos Estados Unidos e, em 2001, estavam em funcionamento mais de 100 centrais nucleares nos USA. Em França, mais de 50 centrais estão operacionais, fornecendo mais de ¾ da electricidade consumida naquele País. O Japão possui cerca de 40 centrais, produzindo mais de 1/3 das suas necessidades. No seu conjunto, existem mais de 400 centrais nucleares em todo o mundo, dando conta de cerca de 17% das necessidades globais de consumo de electricidade. No entanto, nas últimas duas décadas do Séc XX, as centrais nucleares enfrentaram a desconfiança da opinião pública. O acidente na central nuclear de The Three Mile Island nos USA em1979, na central de Chernobyl na antiga USSR em 1986, e o mais recente na central de processamento de combustível nuclear em Tokaimura no Japão em 1999 levantaram grandes dúvidas acerca da produção de electricidade por via nuclear. Também o problema do armazenamento de resíduos altamente radioactivos como resultado do processamento é um problema ainda não resolvido.

3. Acidente nuclear de Fukushima O acidente nuclear de Fukushima I resultou de uma série de falhas em equipamentos e lançamento de materiais radioactivos na Central Nuclear de Fukushima I, no Japão, em consequência dos danos causados pelo sismo e tsunami de Tohoku que aconteceu às 14:46 JST em 11 de Março de 2011 Actualmente, os custos de investimento numa central nuclear nova é duas ou mais vezes superior ao de uma central térmica a carvão ou de ciclo combinado, incluindo os custos de investimento em sistemas de controlo de emissões necessários nestes sistemas.

4. Recursos Os recursos nucleares são muito mais abundantes que os recursos combustíveis fósseis. Estima-se que os minérios com urânio de elevada pureza podem abastecer os actuais reactores por cerca de 50 anos, mas a utilização de minério de menor pureza (embora com o consequente aumento do preço de refinação) pode durar durante séculos. A utilização de tório e reactores fast breeder pode estender os recursos nucleares por milhares de anos. Assim, é possível que a energia nuclear volte a ganhar apoios junto da opinião pública à medida que se torna economicamente competitiva face a outros recursos energéticos.

5. Energia nuclear A energia nuclear resulta das forças de ligação no núcleo (a ligação “forte”) que mantém os nucleões (protões e neutrões) unidos no núcleo atómico. A força de ligação por nucleão é maior para os elementos no meio da tabela periódica e é menor para os elementos mais leves e para os mais pesados. Quando núcleos leves se fundem, liberta-se energia. Quando núcleos mais pesados sofrem fissão (ou cisão) também se liberta energia. Quando um núcleo de 235U (um isótopo do urânio) é bombardeado com um neutrão, separa-se em vários produtos da cisão com a libertação de 2 ou 3 vezes mais neutrões do que aqueles que foram absorvidos. Por exemplo uma das reacções é a cisão do 235U em 144Ba e 89Kr, com a libertação de 3 neutrões e 177 MeV de energia: 235U + n → 144Ba + 89Kr + 3n + 177MeV 1 electrão volt (eV) = energia adquirida por um electrão quando é acelerado através de uma diferença de potencial de 1 volt. 1 eV = 1.60210−19 J; 1 MeV = 1.60210−13 J.

7. Cisão Fusão

8. Equação de Einstein A energia libertada numa reacção de fissão nuclear pode ser calculada através da equação de Einstein: A massa do 235U = 235.04394 u.m.a. (1 u.m.a. = 1.66 10−27 kg); a massa do neutrão é n = 1.00867 u.m.a; a massa do 144Ba = 143.92 u.m.a.; a massa do 89Kr = 88.9166 u.m.a. Se subtrairmos as massas dos produtos pela massa dos reagentes existe um défice de massa de m = - 0.19 u.m.a. Esta diferença de massa é convertida em energia: E = mc2 = 0.19 u.m.a × 1.66 10−27 kg × (3 108)2 m2 s−2 = 2.84 10−11 J E =177 MeV. A cisão do 235U produz então 2.8410−11 J × 6.0221023 mole−1 ÷ 0.235 kg mol−1 = 7.31013 J kg−1. Em comparação, a combustão do carbono, que produz 3.3 107 J kg−1, representa cerca de 2 milhões de vezes menos energia que a libertada na reacção de cisão!!

9. Reacções em cadeia A maioria dos produtos de fissão são radioactivos. Uma vez que se produz mais do que um neutrão na reacção de cisão, desenvolve-se uma reacção em cadeia, com um aumento crescente de libertação de energia. A maior parte (cerca de 80%) da energia libertada está contida na energia cinética dos produtos de fissão, e manifesta-se como calor sensível. Uma parte da energia restante é imediatamente libertada na forma de raios  e  e também neutrões a partir dos produtos de fissão. O resto da energia está contida na posterior radioactividade dos produtos. Ao mesmo tempo que o 235U se separa em produtos de fissão com a libertação de 2–3 neutrões, uma parte dos neutrões pode ser absorvida pelo mais abundante 238U do fuel, convertendo-se numa série de reacções no isótopo de plutónio, 239Pu 238U + n → 239U +  → 239Np + β → 239Pu + β

10. Radioactividade A radioactividade é o processo espontâneo de decaimento de um núcleo, normalmente o isótopo menos estável de um dado elemento, que pode ser natural ou obtido artificialmente, e que é acompanhado pela libertação de radiação muito energética. Após a emissão de radiação um isótopo desse elemento, ou um novo elemento, é formado, sendo normalmente mais estável que o elemento ou isótopo. A radiação provém do núcleo atómico, não do átomo como um todo. Este aspecto é importante pois a radiação X (ou raios X), embora igualmente perigosa, provém das camadas electrónicas internas do átomo e não do núcleo. Existem três tipos de radiação: α, β, e  . Só a última é uma forma de radiação electromagnética; as duas primeiras são emissões de partículas com energia muito elevadas. As três designam-se por radiação ionizante pois criam iões à medida que a energia é absorvida pela matéria que atravessam. O grau de penetração na matéria depende do tipo de radiação e da sua energia.

11. Radiação  Na radiação , é emitido um núcleo de hélio, contendo dois protões e dois neutrões, He2+. Uma vez que se “perdem” dois protões do núcleo original (e consequentemente dois electrões da nuvem electrónica) o isótopo filho corresponde ao segundo elemento que precede o original na tabela periódica. Por exemplo, o isótopo de 239Pu desintegra-se no isótopo 235U com a emissão de uma partícula α: 239Pu → 235U + α(4He) Outro exemplo é a desintegração de um isótopo de rádon, 222Rn (que é um gás em condições normais) em polónio, 218Po. Este último emite outra partícula α com a formação de um isótopo estável de chumbo, 214Pb: 222Rn → 218Po + α(4He) 218Po → 214Pb + α(4He) Uma vez que as partículas α são relativamente pesadas, a sua penetração na matéria é muito pequena, da ordem de um milímetro. Uma folha de papel ou uma camada de pele numa pessoa pode parar a radiação α.

12. Radiação  Na radiação  é emitido um electrão. Este electrão não provém da nuvem electrónica mas do próprio núcleo: um neutrão converte-se num protão com a emissão de um electrão. Nessa conversão, um isótopo converte-se noutro isótopo que corresponde ao elemento seguinte na tabela periódica. Como exemplo temos o decaimento do estrôncio 90Sr em Ítrio 90Y: 90Sr → 90Y + β(0e) Uma vez que o 90Sr é um dos produtos da fissão do urânio, este isótopo é uma das principais fontes de radiação de resíduos de combustíveis usados num reactor nuclear. O electrão emitido é relativamente leve, e pode penetrar na matéria na ordem dos centímetros. Para proteger contra este tipo de radiação é necessário um escudo metálico, como por exemplo o chumbo.

13. Radiação  Geralmente, a emissão de radiação β é seguida da emissão de radiação . Uma vez que o número de protões e neutrões não se altera com este tipo de radiação, o isótopo não muda de posição na tabela periódica. A radiação gama consiste na emissão de radiação electromagnética de comprimento de onda muito curto, logo extremamente energética. Como exemplo temos a emissão de radiação  pelo isótopo de cobalto 60Co: 60Co → 60Co +  A radiação  proveniente de 60Co tem uso medicinal, na destruição de células cancerosas, e portanto tem efeitos terapêuticos para determinados tipos de câncer. Uma vez que os raios  não transportam massa, a penetração na matéria é muito profunda, da ordem de vários metros, e são necessários escudos muito grandes para protecção contra a radiação.

14. Decaimento radioactivo A taxa de decaimento radioactivo de um conjunto de núcleos radioactivos, aos quais a actividade radioactiva é proporcional, corresponde a uma cinética de 1ª ordem: onde N é o numero de núcleos que decaem, ou a sua massa, no instante de tempo t, e k é uma constante cinética (com unidades de t−1). Da integração resulta: onde N0 é o número de núcleos, ou a massa, num dado instante de tempo inicial.

15. Tempo de meia vida O instante de tempo ao fim do qual metade dos núcleos radiaoctivos de uma dada amostra decaiu é designado tempo de meia vida, t1/2:

17. Dosagem e efeitos da radioactividade Os níveis de radioactividade de uma amostra de substância é medido pelo número de desintegrações por segundo. A unidade do SI é o becquerel (Bq), que representa uma desintegração por segundo. Uma unidade mais prática é o curie (Ci), que é definido como 3.71010 Bq, ou 3.71010 desintegrações por segundo. A radioactividade de 1 grama de rádio -233 é 1 Ci, e de 1 grama de cobalto-60 é 1 kCi. Para misturas de isótopos, como por exemplo nos resíduos nucleares, o nível de radioactividade não pode indicar a composição do resíduo mas apenas a quantidade total de desintegrações. A exposição de seres humanos à radiação α, β, ou  pode ser perigosa, e são necessárias unidades práticas para a exposição à radiação. A unidade do SI para dose de radiação absorvida é o gray (Gy), que equivale a 1 J de energia absorvida por kg de matéria penetrada pela radiação. Outra unidade comum é o rad, que equivale a 110−2 Gy.

18. A energia absorvida não é totalmente adequada para medir o nível de perigosidade da radiação ionizante nos seres humanos, uma vez que o tipo de radiação também é importante. Para termos esse factor em conta utiliza-se o sievert (Sv), para medir o que se designa por dose equivalente. Tal como o gray, tem dimensões de J/kg. O sievert tem em conta o tipo de radiação absorvida. Uma dose equivalente de 1 Sv é recebida quando a dose medida em grays, multiplicada por factores adimensionais Q (quality factor) e N (outros factores multiplicativos), é 1 J/kg. O factor Q depende da natureza da radiação e vale 1 para os raios X, radiação  e partículas β; 10 para neutrões e 20 para partículas α. N é um factor que tem em conta a distribuição de energia ao longo da dose. Uma unidade alternativa é o rem, definido como 110−2 Sv. Em média, uma pessoa na Terra recebe cerca de 2.2 mSv y−1. Uma dose de 1 Sv causa perturbações temporárias. Uma dose de 10 Sv é fatal. Após o acidente de Chernobyl, a dose média absorvida pela populações residentes nas áreas afectadas num período de 10 anos, entre 1986 e 1995, foi de 6 a 60 mSv. As 28 mortes por efeito da radiação em Chernobyl receberam mais de 5 Sv em poucos dias.

19. Efeitos biológicos da radiação O maior risco associado ao funcionamento de uma central nuclear está associado à radioactividade. Esta afecta humanos e animais, causando efeitos somáticos e genéticos. Os efeitos somáticos podem ser agudos, quando o organismo está sujeitos a doses elevadas de radiação ou crónicos quando há exposição a níveis baixos de radiação mas por períodos muito prolongados. Os efeitos agudos incluem vómitos, hemorragias, aumento da susceptibilidade a infecções, queimaduras, queda de cabelo, alterações sanguíneas e, em casos extremos, a morte. Os efeitos crónicos, que se manifestam por muitos anos, incluem cataratas nos olhos, e vários tipos de cancro, como leucemia, cancro da tiróide, cancro da pele ou cancro dos pulmões. Podem também manifestar-se efeitos genéticos nas gerações futuras.

20. Reactores Nucleares Um reactor nuclear de uma central termonuclear é um vaso sob pressão contendo o combustível nuclear que vai sofrer uma reacção em cadeia, gerando calor que é transferido para um fluido, normalmente água, que é bombeado a partir do vaso reaccional. O fluido aquecido pode ser vapor de água, que flui através de uma turbina gerando electricidade; ou pode ser água quente, gás ou um metal liquido, que geram vapor num permutador de calor. O primeiro reactor nuclear foi construído por Enrico Fermi em 1942. Foi construído sob as bancadas do estádio da Universidade de Chicago. O reactor tinha 9 m de largura, 9.5 m de comprimento, e 6 m de altura. Continha cerca de 52 toneladas de urânio natural, cerca de 1350 toneladas de grafite como moderador e barras de cádmio como controladores. O reactor produziu apenas 200 W e por poucos minutos!! A primeira central nuclear à escala comercial, com uma potencia instalada de 180-MW, entrou em funcionamento em 1956 em Calder Hall, Inglaterra.

22. As barras de combustível contêm os isótopos que sofrem fissão de 235U e/ou 239Pu. O urânio natural contem cerca de 99.3% de 238U e 0.7% de 235U. A concentração de 235U no minério natural não é suficiente para suster uma reacção em cadeia na maioria dos reactores nucleares. Assim este isótopo tem de ser enriquecido até 3 a 4%. As barras contém urânio metálico, dióxido urânio sólido (UO2), ou uma mistura de óxido de urânio e óxido de plutónio chamada MOX, e fabricada em pellets de cerâmica. Estas pellets são introduzidas em tubos de aço inox ou zircalloy, com cerca de 1 cm de diâmetro e até 4 m de comprimento. Os moderadores são utilizados para abrandar os neutrões energéticos que são originados pela reacção de cisão em cadeia, dando origem a neutrões lentos, também designados neutrões térmicos. Isto aumenta a probabilidade destes neutrões serem absorvidos por outro núcleo, propagando a reacção em cadeia. Os moderadores contém átomos ou moléculas cujos núcleos têm capacidade para difractar os neutrões e pouca tendência para absorver neutrões. Os moderadores típicos são a água comum (H2O), água pesada(D2O), grafite (C)e berílio (Be).

23. As barras de controlo contêm elementos cujo núcleo tem uma grande probabilidade de absorver neutrões térmicos, e que não ficam disponíveis para posteriores reacções de fissão. Na presença de barras de controlo, a reacção em cadeia é controlada ou mesmo parada. As barras de controlo são tipicamente feitas em boro (B) ou cádmio (Cd). A reacção em cadeia no interior do reactor é governada pelo coeficiente de economia de neutrões, k. Em estado estacionário o número de neutrões térmicos é invariante no tempo, i.é., dn/dt = 0, e k = 1. O reactor está então em condição crítica. Quando k < 1, o reactor está em condição subcrítica; quando k > 1, está em condição supercrítica. Um reactor entra em condição crítica quando as barras de controlo são elevadas, e mais do que um neutrão libertado pela fissão sobrevive sem ser absorvido pelas barras de controlo. A posição das barras de controlo determina a potencia do reactor. Geralmente as centrais funcionam na potência máxima por razões económicas.

24. O calor gerado pela reacção em cadeia tem de ser constantemente removido do reactor. O calor é gerado não apenas pela reacção em cadeia mas também pelo decaimento radioactivo dos produtos de fissão. Este calor é removido por um fluido de arrefecimento que pode ser água em ebulição, agua pressurizada, um metal liquido (sódio liquido), ou um gás (hélio ou CO2)

25. BWR

26. A água serve simultaneamente como fluido de arrefecimento(refrigerador) e moderador. Assim que as barras de controlo são removidas a reacção em cadeia começa e a água entra em ebulição. O vapor saturado a uma temperatura de cerca de 300 ◦C e pressão de 7 MPa é separado do condensado e encaminhado para uma turbina. Após expansão na turbina o vapor condensa no condensador e bombeado de novo para o reactor. Este ciclo tem a vantagem da simplicidade e uma eficiência térmica relativamente elevada, uma vez que o vapor gerado no reactor é encaminhado directamente para a turbina. A eficiência térmica de um reactor BWR é de cerca de 33%.

27. PWR Por causa do permutador de calor a eficiência térmica dum reactor PWR é ligeiramente inferior ao BWR, cerca de 30%.

29. Breeder reactor Num reactor deste tipo, os núcleos cindíveis são produzidos a partir de núcleos férteis. O mecanismo principal é a conversão de 238U em 239Pu. O intermediário 239U tem um tempo de meia-vida de 23 minutos, converte-se em 239Np com um tempo de meia-vida de 2.4 dias, que por sua vez decai em 239Pu,com um t1/2 de 24000 anos. O 239Pu formado, embora sofra fissão, não participa na reacção em cadeia, mas acumula-se no combustível usado, sendo posteriormente extraído e reutilizado. Ao contrário do 235U, que sofre fissão com neutrões lentos com energia na gama das dezenas de eV, o 238U captura eficazmente neutrões rápidos na gama dos MeV. Para obter este espectro de energias é necessário um refrigerante/moderador diferente da água. O mais utilizado é o sódio liquido.

30. Estes reactores podem usar igualmente o tório como combustível. O 232Th é um núcleo fértil que pode ser convertido no 233U através das reacções: 232Th + n +  → 233Th + β → 233Pa + β → 233U

32. A fusão nuclear Tal como na cisão, uma enorme quantidade de energia está envolvida quando núcleos leves sofrem fusão. Exemplos: As vantagens da fusão sobre as centrais termonucleares baseadas na fissão são: (a) O combustível disponível para reactores de fusão é praticamente ilimitado! (b) As reacções de fusão produzem uma quantidade mínima de radiação; alguns isótopos radioactivos podem ser criados devido à absorção de neutrões nos materiais que rodeiam o reactor de fusão. O titrio é ligeiramente radioactivo emitindo radiação β de baixa energia com um t1/2 de cerca de 12 anos. c) Não há resíduos a partir dos quais se possam extrair ingredientes para fabricar armas atómicas!

33. A dificuldade em conseguir a fusão controlada é vencer as enormes forças de repulsão entre núcleos carregados positivamente. Para vencer estas forças repulsivas, os núcleos em colisão devem ter energias cinéticas correspondendo a temperaturas de milhões de ºC. A estas temperaturas os átomos estão completamente dissociados em núcleos carregados positivamente e em electrões livres. A isto chamamos estado de plasma. Para se obter uma libertação significativa de energia devem colidir muitos núcleos, pelo que devem estar confinados num volume pequeno, a alta pressão. As estimativas mais optimistas prevêem que existirão centrais nucleares de fusão em funcionamento nos próximos 40 anos. As mais pessimistas dizem que a fusão nuclear nunca será pratica pois será demasiado cara.

34. Tokamak O confinamento do plasma num determinado volume baseia-se no confinamento num campo magnético. O campo magnético é criado no interior de coils cilíndricos através da circulação de corrente. Estes coils cilíndricos formam um circulo, sendo que o campo magnético tem a forma toroidal (doughnut). As partículas de plasma deslocam-se através de revoluções helicoidais através das linhas de campo. O primeiro campo magnético toroidal foi construído na antiga USSR, e daí a utilização do acrónimo Tokamak, que em russo significa câmara magnética toroidal. Máquinas de fusão do tipo Tokamak já funcionaram na Rússia, Europa, Japão e EUA. Em 1993, um reactor do Laboratório de Física de Plasmas em Princeton utilizando fusão de deutério - titrio, alcançou uma temperatura de 100 milhões de ºC e uma potencia de 5 MW durante cerca de 4 segundos.

35. O ITER vai custar 5 mil milhões de euros durante a construção que durará 10 anos e uns outros 5 mil milhões de euros durante mais 20 anos de funcionamento Um reactor comercial não é esperado antes de 2045 ou 2050, no entanto não há garantias do sucesso do Iter!

37. Problema1 • Calcular o défice de massa em unidades de massa atómica (u.m.a.) da seguinte reacção de fissão: • 235U + n → 139Xe + 95Sr + 2n • (b) Calcular a energia (MeV) libertada por uma fissão. • (c) Calcular a energia libertada por 1 kg de 235U.

38. Problema2 • Calcular o défice de massa em u.m.a. para a seguinte reacção de fusão: • 2D + 3T → 4He + n • (b) Calcular a energia libertada (MeV) por fusão. • (c) Calcular a energia libertada por kilograma de deuterio.

39. Problema3 Num acidente nuclear ocorre uma libertação de 90Sr que emite radiação  com um tempo de meia vida de 28.1 anos. Supondo que 1 μg é absorvido por uma criança recém nascida, qual a quantidade que permanece no organismo após 18 anos e após 70 anos, assumindo que não há perdas por via metabólica.

40. Problema4 O isótopo de 129I tem um tempo de meia vida de 15.7 anos. Num acidente de uma central termonuclear, 1 kg deste isótopo é disperso pelas redondezas da instalação. Qual a quantidade permanece ao fim de 1, 10 e 100 anos?