Como se faz funcionar um reactor nuclear

Para ilustrar o princípio de funcionamento de um reactor nuclear, consideremos, por exemplo, o caso de um reactor a neutrões térmicos, em que o combustível nuclear é à base de urânio-235 e o moderador é água natural.

Imaginemos que alguns neutrões – provenientes de uma fonte auxiliar de neutrões – entram no núcleo do reactor e vão “chocando” com núcleos atómicos do moderador (hidrogénio), acabando por provocar a cisão de núcleos de urânio-235. Os neutrões de cisão assim produzidos interagem com núcleos atómicos dos diversos materiais que entram na constituição do reactor, podendo ter destinos muito diferentes:

1 – podem provocar novas cisões de núcleos de urânio-235, com produção de mais neutrões;

2 – podem ser capturados por núcleos de urânio-238, sem provocar cisões;

3 – podem ser capturados pelos materiais presentes no núcleo do reactor (bainha do combustível, moderador, refrigerante, materiais de estruturas diversas);

4 – podem ser capturados pelos nuclidos altamente absorventes de neutrões de que são constituídas as barras de comando;

5 – podem escapar-se do núcleo do reactor, se não forem reflectidos.

Note-se que, no caso do destino 1, há ganho de neutrões, mas, nos restantes casos, há perda de neutrões para o processo de reacção em cadeia, seja por capturas não conducentes a cisão (destinos 2, 3 e 4), seja por escape de neutrões (destino 5). A reacção de cisão nuclear em cadeia diz-se auto-sustentada se, em média, a produção de neutrões for igual à perda de neutrões, por unidade de tempo.     

Um reactor nuclear é concebido por forma a que, quando as barras de comando estão completamente introduzidas no respectivo núcleo, a perda de neutrões é muito superior ao ganho, dizendo-se que o reactor está parado. Retirando lenta e progressivamente as barras de comando, a perda de neutrões vai diminuindo e o ganho vai aumentando, até que as barras passam por uma posição em que o ganho de neutrões é igual à perda: então, a reacção em cadeia é estacionária e a potência é constante. Pretendendo-se aumentar a potência, retira-se um pouco mais as barras de comando. Uma vez atingida a potência desejada, as barras são reintroduzidas, sendo fixadas na posição onde garantam, de novo, a estacionaridade da reacção em cadeia. Finalmente, para parar o reactor, basta introduzir completamente as barras de comando no núcleo do reactor e mantê-las nessa posição.

Retoma-se abaixo esta descrição (em 6 passos) com base no esquema seguinte:

1 – Com o reactor parado, a fonte de neutrões auxiliar está afastada e todas as barras de comando (de segurança e de regulação) estão introduzidas no núcleo do reactor: o factor de multiplicação é inferior a 1.

2 – Operações aquando do arranque do reactor: (a) aproxima-se a fonte de neutrões do núcleo do reactor; (b) sobem-se as barras de segurança, e (c) procede-se à subida lenta das barras de regulação, vigiando cuidadosamente a indicação do detector de neutrões: o factor de multiplicação ainda é inferior a 1, mas vai-se aproximando deste valor crítico.

3 – Ajusta-se a posição das barras de regulação de maneira a obter uma indicação constante do detector de neutrões e, entretanto, vai-se afastando lentamente a fonte de neutrões; uma vez retirada a fonte de neutrões, se se mantiver estacionária a indicação do detector de neutrões, a reacção de cisão nuclear em cadeia encontra-se exactamente em regime de auto-sustentação: o reactor está crítico e o factor de multiplicação é igual a 1.

4 – Se se pretender aumentar a potência do reactor (isto é, o número de cisões por segundo), sobe-se um pouco as barras de regulação (acima da cota crítica) de maneira que a indicação do detector de neutrões cresça a um ritmo não demasiado elevado: o reactor está levemente super-crítico (o factor de multiplicação é superior a 1).  

5=3 – Uma vez atingida a potência desejada, as barras de regulação são descidas até à cota crítica: o factor de multiplicação é de novo igual a 1 e a reacção de cisão nuclear em cadeia fica auto-sustentada à nova potência.

6=1 – Para parar o reactor, introduzem-se as barras de comando no núcleo do reactor.

Referências bibliográficas

L’Énergie Nucléaire, de Yves Chelet (Éditions du Seuil, 1962)

Reactores Nucleares de Cisão – O que são e como funcionam, de Eduardo Martinho & Jaime Oliveira (LNETI – Instituto de Energia, 1980)

Barra de comando Elemento de comando em forma de barra. Tipos de barras de comando: barras de regulação, para ajuste da reactividade do reactor, e barras de segurança, para paragem normal ou de urgência do reactor.

Comando de um reactor Modificação intencional da taxa de cisões num reactor nuclear, ou ajuste da reactividade, com vista a garantir o estado de funcionamento desejado.

Combustível nuclear Matéria contendo nuclidos cindíveis que, colocada num reactor, permite que aí se desenvolva uma reacção de cisão nuclear em cadeia.

Criticidade Estado de um meio ou de um sistema tornado crítico, isto é, no qual se desenvolve e auto-sustenta uma reacção de cisão nuclear em cadeia, em regime estacionário.

Crítico Que satisfaz as condições necessárias para que um meio, onde se desenvolve uma reacção de cisão nuclear em cadeia, tenha um factor de multiplicação efectivo igual a 1.

Detector de radiação O sensor de um sistema de detecção, isto é, o componente do sistema que é sensível às radiações. Em geral, por acção da radiação no detector, ocorre a ionização de um dado meio material (um gás, se se tratar de um detector gasoso), a qual origina impulsos eléctricos que podem ser analisados e contados através de outros componentes do sistema de detecção. Há vários tipos de detector, consoante a natureza da radiação e a aplicação que se tem em vista. Exemplos de detectores de neutrões: contador proporcional, câmara de ionização, câmara de cisão.

Factor de multiplicação Razão entre o número total de neutrões produzidos num reactor nuclear num dado intervalo de tempo e o número total de neutrões perdidos, por absorção ou por escape, no mesmo intervalo de tempo. Quando este parâmetro diz respeito ao núcleo de um reactor com dimensões muito elevadas (“infinitas”), designa-se por factor de multiplicação infinito (k_¥); no caso contrário, designa-se por factor de multiplicação efectivo (k_e).

Massa crítica Valor mínimo da massa de uma matéria cindível que pode conduzir a uma situação de criticidade. É de salientar que a massa crítica depende não só da composição da matéria cindível, mas também da sua disposição geométrica.

Moderação Diminuição da energia cinética dos neutrões em consequência de reacções de dispersão com núcleos atómicos de uma substância apropriada (contendo átomos leves).

Moderador Substância utilizada nos reactores nucleares para reduzir a energia cinética dos neutrões, por meio de reacções de dispersão e sem captura apreciável. Exemplos de moderadores: água, água pesada e grafite.

Multiplicação de neutrões Processo pelo qual um neutrão produz, em média, mais do que um neutrão num meio contendo uma substância cindível.

Núcleo (do reactor) Região de um reactor nuclear em que pode ter lugar uma reacção de cisão nuclear em cadeia. A parte essencial do núcleo do reactor é o combustível nuclear.

Paragem do reactor Actuação sobre a reacção de cisão nuclear em cadeia para levar o reactor a um estado subcrítico (factor de multiplicação efectivo < 1). A actuação pode consistir na introdução de barras de comando no núcleo do reactor.

Potência térmica total (de um reactor) Energia total dissipada no núcleo de um reactor nuclear, por unidade de tempo, em resultado das cisões nucleares que nele ocorrem. Para a energia total concorrem quer a energia dissipada instantaneamente (fragmentos de cisão, por exemplo) quer diferidamente (radioactividade dos produtos de cisão).

Reacção nuclear em cadeia Sucessão de reacções nucleares em que um dos reagentes é, ele próprio, produto de reacção. O exemplo mais importante é a reacção de cisão nuclear em cadeia: a cisão é provocada por neutrões e, na cisão, são produzidos neutrões – que, por sua vez, podem dar lugar a novas cisões... A reacção de cisão em cadeia e, portanto, o estado do reactor onde ela ocorre, podem ser classificados consoante o valor do factor de multiplicação efectivo: k_e = 1 ® reacção estacionária (reactor crítico); k_e < 1 ® reacção convergente (reactor sub-crítico); k_e > 1 ® reacção divergente (reactor supercrítico).

Reactividade Parâmetro que traduz o desvio, em relação ao estado crítico, de um reactor nuclear em que se produz uma reacção de cisão nuclear em cadeia. Designa-se por r e é dado pela relação r = (k_e – 1)/k_e, em que k_e representa o factor de multiplicação efectivo. Note-se que a reactividade do sistema pode ser nula (r = 0, se k_e = 1), assumir valores positivos (r > 0, se k_e > 1) ou valores negativos (r < 0, se k_e < 1). Cf. Reacção nuclear em cadeia.

Reactor nuclear Dispositivo em que uma reacção auto-sustentada de cisão nuclear em cadeia pode ser mantida e controlada. Os produtos úteis resultantes do funcionamento de um reactor nuclear são, no essencial, de dois tipos: energia e neutrões. Nas centrais nucleares, aproveita-se a energia (calor); nos reactores nucleares de investigação, utilizam-se os neutrões (o reactor constitui a fonte de radiação).

Tamanho crítico Dimensões mínimas do núcleo de um reactor nuclear (com uma certa composição material e uma dada disposição geométrica) que permitem que ele se torne crítico.

Cf. http://energianuclear-bases.blogspot.com/2011/11/energia-nuclear-glossario.html

Escala INES – International Nuclear Events Scale

Como em qualquer outra actividade humana, não é possível evitar totalmente a ocorrência de incidentes e de acidentes na indústria nuclear. Convém, todavia, não confundir acidente com incidente: um pneu que fura numa auto-estrada e obriga o automóvel a parar, sem que os passageiros corram perigo, é um incidente; se o pneu rebentar e provocar um despite em que os ocupantes correm risco de vida, então trata-se de um acidente.

A escala INES (International Nuclear Events Scale) destina-se a harmonizar as práticas de classificação e notificação de ocorrências nucleares, a nível mundial, e a facilitar a comunicação entre os membros da comunidade nuclear e, ainda, com os meios de comunicação social e com o público, relativamente a incidentes e acidentes que possam ocorrer em centrais nucleares, por exemplo, como aconteceu recentemente em Fukushima, Japão. Trata-se de um utensílio de comunicação – como as escalas que indicam a gravidade de certos fenómenos naturais (sismos, por exemplo) – e não de um instrumento de avaliação de segurança nuclear, embora assente em bases técnicas sólidas.

 http://www-ns.iaea.org/tech-areas/emergency/ines.asp

Escala INES

  ACIDENTE

    Nível 7 – Acidente muito grave (Chernobyl, 1986; Fukushima, 2011)

    Nível 6 – Acidente grave

    Nível 5 – Acidente com riscos fora da instalação (Three Mile Island, 1979)

    Nível 4 – Acidente sem riscos importantes fora da instalação

  INCIDENTE

    Nível 3 – Incidente grave

    Nível 2 – Incidente

    Nível 1 – Anomalia

As ocorrências nucleares podem ser classificadas num dos sete níveis da escala INES, através da apreciação de três critérios ligados à segurança nuclear:

• impacte fora da instalação apreciado em termos de descargas de produtos radioactivos que possam afectar o público e o ambiente;

• impacte dentro da instalação podendo afectar os trabalhadores e o estado da instalação;

• degradação das linhas de defesa em profundidade ou seja das barreiras de segurança sucessivas que são colocadas entre os produtos radioactivos e o ambiente.

Se uma ocorrência puder ser apreciada com base em mais do que um destes critérios, é obviamente o nível mais elevado que é considerado para efeitos de classificação.

As ocorrências que correspondem a desvios sem qualquer importância do ponto de vista da segurança nuclear são classificadas no nível zero (“abaixo da escala”). As ocorrências que não dizem respeito à segurança nuclear, são designadas como “fora da escala”.

Barreiras de segurança

Quando se fala de segurança de uma central nuclear, o que está em causa é a retenção, nas barreiras de segurança, das substâncias radioactivas que são produzidas no reactor, durante o seu funcionamento, de modo a evitar que essas substâncias radioactivas se escapem para o ambiente exterior. A segurança de uma central nuclear nada tem a ver com a hipotética explosão do reactor, como se fosse uma bomba, pois tal comportamento é impossível. Na realidade, as condições que permitem produzir uma explosão nuclear não podem verificar-se nos reactores que equipam as centrais nucleares, visto que estas utilizam combustível com uma percentagem de materiais cindíveis muito menor e, sobretudo, são concebidos segundo princípios diferentes e funcionam de modo distinto.

A primeira barreira de segurança é o próprio combustível nuclear: a respectiva matriz metálica ou cerâmica retém a maioria dos produtos de cisão. A segunda barreira é a bainha estanque e resistente à corrosão que envolve o combustível nuclear. A terceira barreira é formada pelas paredes do circuito primário de refrigeração do reactor nuclear. Finalmente, quase todos os reactores estão encerrados em contentores resistentes à pressão e/ou em edifícios que podem ser tornados estanques automaticamente e podem ser ventilados em condições de segurança.

Posto isto, por acidente nuclear entende-se um acontecimento não intencional que reduz a integridade de uma (ou mais) das referidas barreiras, para além do nível previsto pelo projecto ou consentido pela licença de exploração.

O principal objectivo, em termos de segurança de uma central nuclear, consiste, pois, em manter a integridade das barreiras múltiplas. Isto é conseguido através da defesa em profundidade que pode ser caracterizada por meio de três níveis de medidas de segurança:

-- medidas preventivas: para tentar evitar os acidentes;

-- medidas protectoras: para tentar limitar as consequências dos acidentes;

-- medidas mitigadoras: para tentar reparar os efeitos dos acidentes.

Como em qualquer outra actividade humana, não é possível evitar totalmente a ocorrência de incidentes e de acidentes na indústria nuclear. Convém, todavia, não confundir acidente com incidente: um elevador pode avariar-se sem pôr em perigo os seus ocupantes. E, sobretudo, o importante é que a segurança não seja descurada, preocupação que é partilhada pelas empresas que projectam e constroem a central, pelo organismo oficial que é responsável pelo seu licenciamento e pela empresa produtora de electricidade que a explora.

Bainha – Camada exterior de matéria aplicada directamente sobre o combustível nuclear, afim de: (1) garantir a sua protecção contra um meio quimicamente activo; (2) reter os produtos radioactivos formados durante a irradiação do combustível; ou (3) proporcionar um elemento de estrutura.

Circuito primário de refrigeração – Circuito em que circula um fluido de refrigeração utilizado para extrair energia de uma fonte de calor primária, tal como o núcleo de um reactor nuclear.

Combustível nuclear – Matéria contendo nuclidos cindíveis que, colocada num reactor, permite que aí se desenvolva uma reacção de cisão nuclear em cadeia.

Cuba (de um reactor nuclear) – Recipiente principal que envolve o núcleo do reactor, pelo menos.

Elemento de combustível – O menor elemento estrutural do núcleo de um reactor nuclear cujo principal constituinte é um combustível nuclear.

Produtos de cisão – Nuclidos produzidos na cisão nuclear. Os produtos de cisão podem resultar quer directamente pela cisão nuclear, quer posteriormente pela desintegração desses nuclidos radioactivos.

Cf. http://energianuclear-bases.blogspot.com/2011/11/energia-nuclear-glossario.html

Constituição e funcionamento de uma central nuclear

As centrais nucleares produzem electricidade a partir do calor que se manifesta em consequência da cisão de núcleos atómicos do combustível nuclear, presente no chamado núcleo do reactor. A energia libertada na reacção de cisão nuclear consiste sobretudo em energia cinética dos fragmentos de cisão (cerca de 85%), os quais se repelem por terem carga eléctrica do mesmo sinal. Da interacção dos fragmentos de cisão com a matéria contígua, resulta a absorção praticamente instantânea da quase totalidade da sua energia cinética. Em consequência, o núcleo do reactor aquece em resultado das reacções de cisão nuclear que ocorrem no combustível.

Para potências de funcionamento típicas das centrais nucleares, é necessário remover continuamente a energia, fazendo circular um fluido de refrigeração através do combustível nuclear. Em geral, a energia removida é parcialmente transferida, num permutador de calor – o gerador de vapor –, para a água de um segundo circuito fechado que é aquecida até à ebulição. O vapor de água sob pressão assim obtido é enviado para uma série de turbinas com o mesmo eixo de rotação, o qual está ligado a um gerador eléctrico ou alternador que converte em electricidade o movimento de rotação das turbinas. Após a sua passagem pelas turbinas, o vapor do circuito secundário é condensado e a água assim obtida é reenviada para o permutador de calor. O condensador é, afinal, um permutador de calor onde o vapor proveniente das turbinas cede o calor à água de um terceiro circuito (proveniente do mar, de um rio, por exemplo).

           

O conjunto formado pelo reactor nuclear e pelas máquinas que lhe estão associadas, para gerar electricidade, constitui aquilo a que se chama um grupo electroprodutor de uma central nuclear (que engloba, em geral, vários grupos). A parte específica de uma central nuclear – o reactor nuclear – é formada pelos seguintes constituintes fundamentais no caso de um reactor nuclear a neutrões térmicos (como é o PWR -- Pressurized Water Reactor -- esquematizado na figura abaixo):

·      combustível nuclear (à base, por exemplo, de urânio-235, onde tem lugar a reacção de cisão nuclear em cadeia);

·      moderador: material presente no núcleo do reactor para reduzir a energia cinética dos neutrões (exemplos de moderadores: água, água pesada e grafite);

·      reflector: material que se coloca à volta do núcleo do reactor para fazer regressar ao sistema alguns dos neutrões que tendem a escapar-se (as propriedades dos reflectores são idênticas às dos moderadores);

·      barras de comando da reacção em cadeia, constituídas por substâncias muito absorventes de neutrões;

·      fluido de refrigeração destinado a arrefecer o núcleo do reactor;

·      escudo biológico que protege o exterior contra o efeito das radiações emitidas (pelos produtos de cisão, em grande parte). 

Esquema de um Pressurized Water Reactor (PWR)

http://upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/a/a0/PressurizedWaterReactor.gif

Bainha – Camada exterior de matéria aplicada directamente sobre o combustível nuclear, afim de: (1) garantir a sua protecção contra um meio quimicamente activo; (2) reter os produtos radioactivos formados durante a irradiação do combustível; ou (3) proporcionar um elemento de estrutura.

Barra de comando (de um reactor nuclear) – Elemento de comando em forma de barra. Tipos de barras de comando: barras de regulação, para ajuste da reactividade do reactor, e barras de segurança, para paragem de urgência do reactor.

Circuito primário de refrigeração – Circuito em que circula um fluido de refrigeração utilizado para extrair energia de uma fonte de calor primária, tal como o núcleo de um reactor nuclear.

Circuito secundário de refrigeração – Circuito em que circula um fluido de refrigeração utilizado para extrair energia do circuito primário de refrigeração.

Comando de um reactor – Modificação intencional da taxa de cisões num reactor nuclear, ou ajuste da reactividade, com vista a garantir o estado de funcionamento desejado.

Combustível nuclear – Matéria contendo nuclidos cindíveis que, colocada num reactor, permite que aí se desenvolva uma reacção de cisão nuclear em cadeia.

Contentor de retenção  – Edifício fechado cobrindo por completo um reactor nuclear (e, eventualmente, certos circuitos auxiliares contendo substâncias radioactivas) destinado a impedir – ou a limitar a uma quantidade admissível  – a dispersão de substâncias radioactivas para além da zona controlada, mesmo em caso de acidente.

Criticidade – Estado de um meio ou de um sistema tornado crítico, isto é, no qual se desenvolve e auto-sustenta uma reacção de cisão nuclear em cadeia, em regime estacionário.

Crítico – Que satisfaz as condições necessárias para que um meio, onde se desenvolve uma reacção de cisão nuclear em cadeia, tenha um factor de multiplicação efectivo igual a 1.

Cuba (ou vaso, de um reactor nuclear) – Recipiente principal que envolve o núcleo do reactor, pelo menos.

Elemento de combustível – O menor elemento estrutural do núcleo de um reactor nuclear cujo principal constituinte é um combustível nuclear.

Factor de multiplicação – Razão entre o número total de neutrões produzidos num reactor nuclear num dado intervalo de tempo e o número total de neutrões perdidos, por absorção ou por escape, no mesmo intervalo de tempo. Quando este parâmetro diz respeito ao núcleo de um reactor com dimensões muito elevadas (“infinitas”), designa-se por factor de multiplicação infinito (k_¥); no caso contrário, designa-se por factor de multiplicação efectivo (k_e).

Massa crítica – Valor mínimo da massa de uma matéria cindível que pode conduzir a uma situação de criticidade. É de salientar que a massa crítica depende não só da composição da matéria cindível, mas também da sua disposição geométrica.

Moderação – Diminuição da energia cinética dos neutrões em consequência de reacções de dispersão com núcleos atómicos de uma substância apropriada (contendo átomos leves).

Moderador – Substância utilizada nos reactores nucleares para reduzir a energia cinética dos neutrões, por meio de reacções de dispersão e sem captura apreciável. Exemplos de moderadores: água, água pesada e grafite.

Neutrões térmicos – Neutrões que se encontram em equilíbrio térmico com o meio em que se encontram. Se a temperatura do meio for 20 ^oC, a velocidade mais provável dos neutrões térmicos é 2200 m/s, a que corresponde a energia de 0,025 eV.

Núcleo (do reactor) – Região de um reactor nuclear em que pode ter lugar uma reacção de cisão nuclear em cadeia. A parte essencial do núcleo do reactor é o combustível nuclear.

Paragem do reactor – Actuação sobre a reacção de cisão nuclear em cadeia para levar o reactor a um estado sub-crítico (factor de multiplicação efectivo < 1). A actuação pode consistir na introdução de barras de comando no núcleo do reactor.

Potência térmica total (de um reactor) – Energia total dissipada no núcleo de um reactor nuclear, por unidade de tempo, em resultado das cisões nucleares que nele ocorrem. Para a energia total concorrem quer a energia dissipada instantaneamente (fragmentos de cisão, por exemplo) quer diferidamente (radioactividade dos produtos de cisão).

Potência térmica utilizável (de um reactor) – Parte da potência térmica total que pode ser evacuada a uma temperatura tal que permite a sua utilização como fonte de energia. Na prática, trata-se da energia evacuada através do circuito primário de refrigeração.

Reactividade – Parâmetro que traduz o desvio, em relação ao estado crítico, de um reactor nuclear em que se produz uma reacção de cisão nuclear em cadeia. Designa-se por r e é dado pela relação r = (k_e – 1)/k_e, em que k_e representa o factor de multiplicação efectivo. Note-se que a reactividade do sistema pode ser nula (r = 0, se k_e = 1), assumir valores positivos (r > 0, se k_e > 1) ou valores negativos (r < 0, se k_e < 1).

Reactor nuclear (de cisão) – Dispositivo em que uma reacção auto-sustentada de cisão nuclear em cadeia pode ser mantida e controlada. Os produtos úteis resultantes do funcionamento de um reactor nuclear são, no essencial, de dois tipos: energia e neutrões. Nas centrais nucleares, aproveita-se a energia (calor); nos reactores nucleares de investigação, utilizam-se os neutrões (o reactor constitui a fonte de radiação).

Reactor nuclear a neutrões térmicos (ou reactor a neutrões térmicos) – Reactor em que as cisões nucleares são provocadas predominantemente por neutrões térmicos.

Reactor nuclear de potência (ou Reactor de potência) – Reactor nuclear concebido principalmente para produzir energia. Exemplos: reactores de produção de electricidade ou de calor; reactores utilizados para a propulsão de navios.

Reflector – Matéria ou objecto material que “reflecte”, por dispersão, uma radiação que nela(e) incide. Em tecnologia dos reactores nucleares, este termo designa o material que se coloca à volta do núcleo do reactor para fazer regressar ao sistema alguns dos neutrões que tendem a escapar-se. Exemplos de reflectores de neutrões: água, água pesada, grafite e berílio. As propriedades dos reflectores são idênticas às dos moderadores.

Refrigerante – Fluido que se faz circular através do núcleo de um reactor nuclear para evacuar a energia nele produzido. O fluido que atravessa o núcleo do reactor é o refrigerante primário, o qual, geralmente, é utilizado para aquecer, num permutador de calor, um refrigerante secundário, que não circula pelo núcleo.

Cf. http://energianuclear-bases.blogspot.com/2011/11/energia-nuclear-glossario.html