Combustível nuclear
Denomina-se combustível nuclear a todo aquele material que tenha sido adaptado para ser utilizado na geração de energia nuclear.
O combustível nuclear utilizado pelos reatores de água pressurizada (PWR) e de água fervente (BWR) é fabricado a partir do urânio natural. O urânio tal como se encontra na natureza é formado por três tipos de isótopos: urânio-238 (238U), urânio-235 (235U) e urânio-234 (234U). De cada grama de urânio natural, 99,28% da massa é de 238U, 0,71% 235U e 0,005% 234U. Os reatores PWR e BWR funcionam obtendo a energia da fissão dos átomos de 235U contidos no combustível e de outras reações nucleares, principalmente a fissão do 239Pu gerado por activação do 238U. Para que os reatores moderados por água (PWR, BWR, VVER, ...) possam funcionar é necessário aumentar a proporção do isótopo 235U dos 0,71% presentes na natureza até uma concentração entre 2% e 5%, mediante um processo chamado enriquecimento de urânio. Para poder utilizar o urânio em um reator nuclear é necessário realizar uma série de processos químicos e físicos para convertê-lo da forma mineral em que se encontra na natureza até as pastilhas de óxido cerâmico que são carregadas no núcleo de um reator nuclear. São fundamentalmente quatro ou cinco passos, as imagens anexas ilustram o material obtido após cada etapa:
Combustíveis a base de óxidos
Este combustível é o utilizado na maioria dos reatores PWR e BWR em operação. O dióxido de urânio é empregado na forma de uma cerâmica sólida e negra. Sendo um material cerâmico, o dióxido de urânio possui uma baixa condutividade térmica, o que resulta em uma elevada temperatura na zona central das pastilhas combustíveis quando se encontram em um reator nuclear. A condutividade térmica é uma função da porosidade do material e do grau de queima que possui o combustível (isto é, a porcentagem de átomos de urânio iniciais que foram fissionados). A fissão gera outros isótopos, que afetam o combustível, o seu comportamento e as suas propriedades. Alguns produtos permanecem dissolvidos no material combustível (como os lantanídeos), outros precipitam, como o paládio, e outros formam bolhas que contem produtos como o xenônio ou o kriptônio. O combustível também é afetado pelas radiações, pelos deslocamentos devido ao movimento de recuo dos fragmentos da fissão durante a reação, e pelas tensões de origem térmica. Um aumento da porosidade dá lugar à diminuição da condutividade térmica e ao inchaço do material combustível.
Combustíveis para reatores nucleares de pesquisa
Os reatores de pesquisa são aqueles utilizados em universidades e institutos de pesquisa. Estes reatores possuem potências de uma a três ordens de magnitude inferiores às potências de um reator de geração industrial de eletricidade. Além disso, os reatores de pesquisa operam a temperaturas e pressões muito menores do que os comerciais, e não geram eletricidade. Os reatores de pesquisa permitem capacitação de pessoal em técnicas nucleares, pesquisa de propriedades da matéria, irradiação materiais para produção de radioisótopos de aplicação em medicina nuclear, realização de radiografias por nêutrons, realização de análises por ativação neutrônica e irradiação de silício para produção de matéria prima de semiconductores, entre outras aplicações.
Combustíveis líquidos
Estes combustíveis se encontram dissolvidos no refrigerante. São empregados nos reatores de sais fundidos e em numerosos experimentos com reatores de núcleo líquido. O combustível líquido utilizado no reator de sal fundido é o LiF-BeF2-ThF4-UF4 (72-16-12-0,4 mol). Sua temperatura máxima de funcionamento é de 705 °C, mas pode suportar temperaturas maiores, já que seu ponto de ebulição excede 1400 °C. O reator homogêneo aquoso utiliza uma solução de sulfato de urânio ou otros sais de urânio em água. Este tipo de reator homogêneo não é utilizado por nenhum reator de grande energia. Uma de suas desventagens é que o combustível, em caso de acidente, tem uma apresentação que favorece a dispersão rápida.
Apresentações físicas habituais do combustível nuclear
Para seu uso como combustível em reatores nucleares, o UF6 produzido com urânio enriquecido no isótopo 235U deve ser convertido em pó de dióxido de urânio (UO2), que então é processado, dando-lhe a forma de pequenas partículas. As partículas são comprimidas e cozidas a altas temperaturas, em um processo chamado sinterização durante o qual as partículas se aderem entre si, formando pequenos cilíndros (pellets) cerâmicos de urânio enriquecido. Os pellets cilíndricos então são retificados em tornos especiais, para obtenção de um tamanho uniforme. Em seguida, os pellets são introduzidos em tubos metálicos de uma liga resistente a corrosão. Esses tubos são chamados bainhas combustíveis. Os tubos que contêm os pellets de combustível são fechados com tampões soldados em suas extremidades: estes tubos com sua carga de pellets de urânio são chamados barras combustíveis. As barras terminadas são agrupadas formando faixas, ou elementos combustíveis, cada faixa tendo entre 100 e 400 barras combustíveis dependendo da quantidade do desenho específico de cada reator. Um núcleo de um reactor contem várias centenas de faixas de combustível.
Outros tipos de combustível nuclear menos comuns
Existem diversas outras apresentações de combustível nuclear para aplicações específicas, mas não têm amplo uso nas usinas de energia de BWR, PWR, e Candu. Muitas dessas apresentações somente são encontradas em reratores de pesquisa, ou têm aplicações militares. Os combustíveis tri-isotrópicos (TRISO) foram desenvolvidos inicialmente na Alemanha para reatores de altas temperaturas refrigerados por gás. Nos combustíveis TRISO, o caboneto de urânio é revestido por várias camadas de carbono pirolítico e dióxido de silício para reter os produtos de fissão a elevadas temperaturas. Estes combustíveis eram moldados em esferas de grafite (para reatores de leito de esferas) ou em barras de combustível de grafite (para reatores prismáticos com núcleos refrigerado por gás). Atualmente, este tipo de combustível em utilizado no HTR-10 na China, e no HTTR no Japón, os quais são reatores experimentais. Os combustíveis compactos TRISO poderiam também ser utilizados nos modelos PBMR e GT-MHR, caso fossem construídos. A primeira usina de energia a utilizar este combustível foi a THTR-300.
Ainda que em 2008 não existam reatores de fusão que tenham operado durante períodos de tempo relevantes, ou que tenham permitido o aproveitamento de sua energia, os principais combustíveis que poderian ser utilizados nesses reatores seriam o trítio (³H) e o deutério (²H), podendo usar também o hélio três (³He). Muitos outros elementos podem sofrer fusão caso haja energia suficiente, para o que é necessário alcançar temperaturas suficientemente altas. Em geral, considera-se que haverá três gerações de combustível de fusão, dependendo da factibilidade técnica de se alcançar a fusão de diferentes núcleos atômicos de elementos leves. Isso ainda está em fase de pesquisa e desenvolvimento. O projeto ITER é uma iniciativa internacional para avançar no conhecimento da fusão por confinamento magnético.
Combustível de fusão de primeira geração
O deutério e o trítio são considerados a primeira geração de combustíveis de fusão. Existem várias reações nas quais podem fusionar-se juntos. As três reações mais habituais são: ²H + ³H → {\displaystyle \rightarrow } n (14,07 MeV) + 4He (3,52 MeV) ²H + ²H → {\displaystyle \rightarrow } n (2,45 MeV) + ³He (0,82 MeV) ²H + ²H → {\displaystyle \rightarrow } p (3,02 MeV) + ³H (1,01 MeV)
Combustível de fusão de segunda geração
A segunda geração de combustíveis requer temperaturas mais altas de confinamento para alcançar a fusão ou tempos de confinamento mais prolongados que os necessários para os combustíveis de primeira geração. Este grupo é formado por deutério e hélio três. Os produtos destes reativos são todos partículas carregadas, mas existem reações laterais que levan à ativação radioativa dos componentes do reator de fusão. ²H + ³He → {\displaystyle \rightarrow } p (14,68 MeV) + 4He (3,67 MeV)
Combustível de fusão de terceira geração
Há vários combustíveis de fusão em potencial na terceira geração. Eles produzem somente partículas carregadas, já que tem menor radioatividade de Maxwell em comparação com outros combustíveis de fusão de terceira geração. ³He + ³He → {\displaystyle \rightarrow } 2p + 4He (12,86 MeV) Outra reação de fusão aneutrônica poderia ser a de próton-boro: Segundo estimativas razoáveis, as reações laterais seriam cerca de 0,1% da energia de fusão, levada a termo pelos nêutrons. Com 123 keV, a temperatura ótima desta reação é cerca de dez vezes mais que para as reações de hidrogênio puro, o confinamento de energia deveria ser 500 vezes melhor que o requerido para a reação D-T, e a densidade de energia seria 2.500 vezes mais baixa que para D-T.
Pilha de radioisótopos
As expressões pilha atômica, pilha nuclear ou pilha de radioisótopos são empregadas para descrever um dispositivo que uma as emissões de partícular carregadas de um isótopo radioativo para produzir eletricidade. Estes sistemas utilizam radioisótopos que emitem partículas beta de baixa energia ou partículas alfa, de forma que se minimize a radiação de frenagem, que de outro modo necessitaria o uso de blindagem contra radiações mais pesadas. Foram testados isótopos como o trítio, o 63Ni, o 147Pm ou o 99Tc e foram empregados 90Sr, 238Pu, 242Cm ou 244cúrio. Basicamente, existem dois tipos pilhas atômicas: térmicas e não térmicas. Das não térmicas, há vários modelos, que utilizam carga de partículas alfa e beta, e incluem modelos como o gerador de carga direta, o betavolt, a pilha nuclear optoelétrica ou o gerador piezoeléctrico de radioisótopos. Por sua vez, as pilhas atômicas térmicas convertem o calor da desintegração radioativa em eletricidade. Nesse efeito, baseiam-se modelos como o conversor termoiônico, as células termofotovoltaicas, os conversores termoelétricos metal-alcalino e o modelo mais comum: o gerador termoelétrico de radioisótopos.
Geradores de calor a partir de radioisótopos
As unidades de calor de radioisótopos, (RHU, segundo as iniciais em inglês), geram aproximadamente 1 watt de calor, procedente da desintegração de alguns gramas de 238Pu. Este calor é proporcionado de forma continua durante um período de tempo de várias décadas. Sau função é gerar calor, para aquecer equipamentos espaciais muito sensíveis. O satélite artificial Cassini-Huygens, enviado aa planeta Saturno, contem 82 destas unidades (além de 3 GTR para geração de eletricidade). A sonda Huygens, enviada à lua Titã, contem 35 destes elementos.
Geradores termoelétricos de radioisótopos
Um gerador termoelétrico de radioisótopos (GTR, ou RTG em inglês) é um gerador elétrico que obtem sua energia da desintegração radioativa. Nestes equipamentos, o calor liberado pela desintegração de um material radioativo se converte em eletricidade por meio da utilização de uma série de termopares. O 238Pu, sob forma de dióxido de plutônio, se tornou o combustível mais utilizado nos GTR. Este radioisótopo tem uma meia vida de 87,7 anos, uma densidade de energia razoável e níveis baixos de radiação gama e de nêutrons. Alguns GTR terrestres utilizam 90Sr, isótopo que tem uma meia vida mais curta, uma densidade de energia mais baixa e produz radiações gama, mas é muito mais barato. O primeiro GTR foi construído em 1958 pela Comissão de Energia Atômica dos Estados Unidos (NRC), utilizando 210Po. Este combustível proporciona uma enorme densidade de energia, (um único grama de polônio-210 gera 140 watts térmicos) mais tem uso limitado devido à meia vida curta e à emissão de radiação gama, o que fez com que deixasse de ser usado para essa aplicação.
A temperatura em uma pastilha combustível varia com a distância de seu centro. A uma distância x do centro, a temperatura (Tx) é descrita conforme uma equação na qual ρ é a densidade de energia (W m−3) e Kf é a condutividade térmica do combustível: O combustível utilizado nas centrais nucleares, tanto experimentais quanto industriais, é examinado antes e depois do uso. O combustível novo passa por vários controles, nos quais se verifica se suas características físicas coincidem com as indicadas nas especificações técnicas. Esses controles são sempre não destrutivos, utilizando técnicas de metrologia, ultrassom e inspeção visual, entre outras. No caso do combustível usado, os exames são realizados nas chamadas células quentes (recinto com paredes grossas, com a finalidade de proteger as pessoas das radiações emitidas pelo combustível), devido à intensidade da radiação que emitem. Nesse caso, são empregados métodos destrutivos e não destrutivos.
Comportamento do combustível nuclear de fissão em acidentes
Foram realizadas numerosas pesquisas que permitem conhecer com precisão os fenômenos e as condições que podem produzir falhas de um combustível no reator e a posterior liberação de material radioativo do mesmo. Somente os produtos de fissão mais voláteis poderiam ser liberados em caso de danos graves ao núcleo. Na França, há uma instalação de onde se pode simular a fusão de combustível sob condições controladas. Como parte do programa de investigação PHEBUS, realizaram-se experimentos nos quais combustíveis alcançaram temperaturas superiores às de funcionamento, analisando seu comportamento e os mecanismos de falha da bainha que contem o combustível. Neste experimento, também estudou-se a liberação de radioisótopos do combustível.
