ACIDENTE NUCLEAR NO JAPÃO Dr. Luís Antônio Albiac Terremoto 2011

1. Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares(IPEN/CNEN-SP) ACIDENTE NUCLEAR NO JAPÃODr. Luís Antônio Albiac Terremoto2011

2. SUMÁRIO 1 – Fontes de energia usadas para gerar energia elétrica 2 – Obtenção de energia nuclear a partir da fissão 3 – Uso de energia nuclear para gerar energia elétrica 4 – Tipos de reatores nucleares de potência 5 – Reator nuclear refrigerado a água fervente (BWR) 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi

3. 1 – Fontes de energia usadas para gerar energia elétrica  Todo o progresso tecnológico ocorrido mundialmente ao longo dos últimos 120 anos teve como base o uso intensivo de energia elétrica  Atualmente, cerca de um terço de toda a energia primária do mundo é utilizada para gerar energia elétrica

4. 1 – Fontes de energia usadas para gerar energia elétrica  Fontes de energia utilizadas para gerar energia elétrica no mundo:

5. 1 – Fontes de energia usadas para gerar energia elétrica  Fontes de energia utilizadas para gerar energia elétrica no mundo: Fonte: Agência Internacional de Energia, 2008

6. 1 – Fontes de energia usadas para gerar energia elétrica  Fontes de energia utilizadas para gerar energia elétrica no Brasil: Fonte: Empresa de Pesquisa Energética (EPE), maio/2007

7. 2 – Obtenção de energia nuclear a partir da fissão Fissão nuclear induzida por nêutrons  Reação nuclear que ocorre mediante incidência de nêutrons com qual- quer energia cinética em nuclídeos físseis, por exemplo: Nuclídeo Nêutrons físsil Nêutron Produtos emitidos Raios-gama incidente de fissão prontos  Raios-gama de decaimento Anti-neutrinos βPartículas beta negativas

8. 2 – Obtenção de energia nuclear a partir da fissão  Obtenção de nuclídeos físseis: 235U (0,72 % do urânio natural)  enriquecimento do urânio natural por difusão gasosa ou ultracentrifugação 239Pu (não existe na natureza)  captura radiativa de nêutron pelo 238U: 233U (não existe na natureza)  captura radiativa de nêutron pelo 232Th:  Os nuclídeos 238U e 232Th são denominados férteis, sendo fissionados mediante a incidência de nêutrons rápidos

9. 2 – Obtenção de energia nuclear a partir da fissão Características importantes da fissão nuclear induzida por nêutrons  O núcleo fissionado pode se dividir de 53 maneiras diferentes, gerando 106 produtos de fissão diretos com números de massa 66  A  172  A grande maioria dos produtos de fissão é constituída por núcleos radio- ativos que geralmente apresentam decaimento beta negativo  Cada produto de fissão radioativo sofre uma série de decaimentos antes de se transformar em um núcleo estável. Esta série é denominada cadeia de decaimento dos produtos de fissão. Cada cadeia possui em média seis membros. Exemplo:  Fissão induzida por nêutrons térmicos é quase sempre assimétrica, con- forme mostra a curva de produtos de fissão

10. 2 – Obtenção de energia nuclear a partir da fissão

11. 2 – Obtenção de energia nuclear a partir da fissão T1/2  Meia-vida E  Energia cinética máxima da partícula beta E  Energia do raio-gama I  Intensidade absoluta de emissão do raio-gama yt  Rendimento na fissão por nêutrons térmicos yr  Rendimento na fissão por nêutrons rápidos

12. 2 – Obtenção de energia nuclear a partir da fissão Características importantes da fissão nuclear induzida por nêutrons  Valor médio da energia total liberada na fissão de um núcleo de 235U por nêutron térmico:  Resultados análogos são obtidos para 239Pu e 233U

13. 2 – Obtenção de energia nuclear a partir da fissão Emissão de ~ 2,5 nêutrons Reação (em média) em cadeia Fissão Fonte de nuclear energia Liberação de ~ 200 MeV Energia (em média) elevada

14. 2 – Obtenção de energia nuclear a partir da fissão Material absorvedor de nêutrons controlar a reação em cadeia, através da regulagem do número de nêutrons em circulação no sistema Moderador  desacelerar os nêutrons rápidos em nêutrons lentos, através do espalhamento elástico por núcleos leves Refrigerante  remover o calor gerado pela reação em cadeia controlada, por intermédio de convecção forçada

15. 2 – Obtenção de energia nuclear a partir da fissão Configuração do sistema Configuração heterogênea  o moderador e o combustível nuclear são separados Combustível nuclear  material contendo nuclídeos físseis, em meio ao qual ocor- rem as fissões nucleares que, nesta configuração, são causadas majoritariamente por nêutrons térmicos Calor gerado  resulta predominantemente da frenagem dos fragmentos de fissão em meio ao combustível nuclear

16. 2 – Obtenção de energia nuclear a partir da fissão Reação nuclear de fissão em cadeia auto-sustentada  Controlada  taxa de ocorrência das fissões é mantida constante  reator nuclear Fissão de 1 kg de 235U libera 2,3.107 kWh 1000 MW(t) 300 MW(e)  Enquanto isso, para gerar 300 MW(e) ao longo de 24 horas em uma usina termoelétrica...

17. 2 – Obtenção de energia nuclear a partir da fissão Reação nuclear de fissão em cadeia auto-sustentada  Controlada  taxa de ocorrência das fissões é mantida constante  reator nuclear Fissão de 1 kg de 235U libera 2,3.107 kWh 1000 MW(t) 300 MW(e)  Enquanto isso, para gerar 300 MW(e) naquela usina hidroelétrica... Média nacional  0,56 km2 de reservatório por MW(e) instalado  168 km2 de área alagada

18. 2 – Obtenção de energia nuclear a partir da fissão Calor de decaimento dos produtos de fissão radioativos  Mesmo após o desligamento de um reator nuclear, ainda há liberação de energia considerável pelo combustível nuclear decorrente do decai- mento dos produtos de fissão radioativos nele acumulados  Cerca de dez segundos após o desligamento do reator nuclear, a taxa de liberação de energia (potência) decorrente do decaimento dos produ- tos de fissão radioativos perfaz aproximadamente 4% da potência total do reator antes do desligamento, diminuindo apenas com o decaimento  Esta energia precisa ser retirada do núcleo (cerne) do reator por inter- médio da circulação contínua de refrigerante, pois caso contrário a tem- peratura do combustível nuclear aumentará, causando danos diversos  Nada pode ser feito para controlar esta taxa de liberação de energia, tornando portanto essencial a remoção do calor gerado

19. 2 – Obtenção de energia nuclear a partir da fissão Calor de decaimento dos produtos de fissão radioativos Equação empírica para a taxa de liberação de energia decorrente do decaimento dos produtos de fissão radioativos (válida para ts 10 s) onde to e ts são dados em segundos e a margem de incerteza perfaz aproximadamente 50%

20. 2 – Obtenção de energia nuclear a partir da fissão Calor de decaimento dos produtos de fissão radioativos Razão entre a potência de decaimento (Ppf) e a potência de operação (P) de um reator nuclear em função do tempo decorrido após o desligamento

21. 3 – Uso de energia nuclear para gerar energia elétrica  Efetuado pelo funcionamento de reatores nucleares de potência que equipam usinas nucleoelétricas A) Usina termoelétrica B) Usina nucleoelétrica

22. 3 – Uso de energia nuclear para gerar energia elétrica  Dados da Agência Internacional de Energia Atômica (AIEA) referentes a agosto de 2010: - 441 usinas nucleoelétricas funcionando em 30 países - Capacidade geradora total de 374.692 MW elétricos - 13 países utilizavam usinas nucleoelétricas para gerar mais do que um terço da eletricidade que consumiam - Maior uso de energia nuclear para gerar eletricidade  França (75,2%) - Maior capacidade nucleoelétrica instalada  EUA (104 usinas; 100.747 MW elétricos; 20,2% da eletricidade gerada) - 60 usinas nucleoelétricas sendo construídas em 16 países para gerar um total de 58.600 MW elétricos

23. 4 – Tipos de reatores nucleares de potência

24. 4 – Tipos de reatores nucleares de potência

25. 4 – Tipos de reatores nucleares de potência  Função dos componentes principais de um reator nuclear de potência: - Núcleo (cerne) do reator  constituir a fonte de energia do reator nuclear (com- ponente onde ocorre, de maneira auto-sustentada e controlada, a reação nuclear de fissão em cadeia) - Vaso de pressão  conter o refrigerante e proporcionar suporte mecânico ao núcleo (cerne) do reator - Blindagem biológica  evitar o escape de radiações ionizantes (raios-gama e nêutrons) para o meio-ambiente - Trocadores de calor  permitir a transferência de calor do refrigerante do reator para o fluido operante no ciclo de potência - Bombas de refrigeração  fazer com que o refrigerante circule através do núcleo (cerne) do reator e dos trocadores de calor

26. 4 – Tipos de reatores nucleares de potência  Distribuição dos reatores nucleares de potência por tipo: PWR (reator refrigerado a água pressurizada) – 61,00% BWR (reator refrigerado a água fervente) – 20,86% PHWR (reator refrigerado a água pesada pressurizada) – 10,43% RBMK (reator refrigerado a água fervente e moderado a grafite) – 3,40% AGR (reator avançado refrigerado a gás) – 3,17% GCR (reator refrigerado a gás) – 0,91% FBR (reator rápido) – 0,23% Fonte: Agência Internacional de Energia Atômica (AIEA), agosto/2010

27. 4 – Tipos de reatores nucleares de potência Principais diferenças de projeto entre reatores nucleares BWR e PWR Fonte: Pesquisa FAPESP, No. 182, 28-33, abril/2011

28. 4 – Tipos de reatores nucleares de potência Evolução tecnológica dos reatores nucleares de potência Fonte: T. Abram and S. Ion, Energy Policy 36, 4323-4330 (2008)

29. 5 – Reator nuclear refrigerado a água fervente (BWR)

30. 5 – Reator nuclear refrigerado a água fervente (BWR) Esquema representativo das partes componentes de um reator BWR 1 – Núcleo (cerne) do reator 2 – Separadores de vapor 3 – Secadores de vapor 4 – Bomba de refrigeração a jato 5 – Bomba de recirculação 6 – Barras de controle 7 – Separador de umidade e reaquecedor 8 – Pré-aquecedores 9 – Estrutura de sustentação do núcleo (cerne) 10 – Turbina

31. 5 – Reator nuclear refrigerado a água fervente (BWR) Características típicas de um reator BWR - Combustível nuclear Tipo  Dióxido de urânio (UO2) com grau de enriquecimento em 235U que perfaz entre 2% e 4% Formato  Pastilhas cilíndricas com 10,6 mm de diâmetro e 12 mm de comprimento, acondicionadas dentro de um revestimento metálico Revestimento metálico  Tubo de Zircaloy-2 com 12,3 mm de diâmetro e 3,75 m de comprimento, pressurizado com gás He e lacrado por soldagem para constituir uma varetacombustível Disposição  Arranjo quadrado com 14 cm de lado, contendo um total de 8 x 8 varetas, mantidas fixas no interior de uma caixa de Zircaloy-4 de mo- do a constituir um elementocombustível

32. 5 – Reator nuclear refrigerado a água fervente (BWR) Pastilhas de UO2

33. 5 – Reator nuclear refrigerado a água fervente (BWR)

34. 5 – Reator nuclear refrigerado a água fervente (BWR)

35. 5 – Reator nuclear refrigerado a água fervente (BWR) - Barras de controle e segurança Formato Cruciforme Material  Carbeto de boro (B4C), revestido com aço inoxidável Inserção no núcleo (cerne)  Efetuada de baixo para cima, em meio aos espaços existentes entre os elementos combustíveis - Núcleo (cerne) do reator Configuração Elementos combustíveis posicionados lado a lado dentro do vaso de pressão Dimensões  4,70 m de diâmetro e 3,75 m de altura (parte ativa)

36. 5 – Reator nuclear refrigerado a água fervente (BWR)

37. 5 – Reator nuclear refrigerado a água fervente (BWR)

38. 5 – Reator nuclear refrigerado a água fervente (BWR) Elementos combustíveis no núcleo (cerne) de um reator BWR

39. 5 – Reator nuclear refrigerado a água fervente (BWR) Elementos combustíveis no núcleo (cerne) de um reator BWR

40. 5 – Reator nuclear refrigerado a água fervente (BWR) - Vaso de pressão Material  Aço carbono revestido internamente por uma camada de aço inoxidável Dimensões  6,05 m de diâmetro interno, 21,6 m de altura e 152 mm de espessura total de parede - Água no sistema de refrigeração primário Pressão 72,5 atm Temperatura de entrada (líquida)  269 0C Temperatura de saída (vapor)  286 0C

41. 5 – Reator nuclear refrigerado a água fervente (BWR)

42. 5 – Reator nuclear refrigerado a água fervente (BWR) - Eficiência térmica geral Aproximadamente igual a 33% - Sistema de refrigeração secundário Resfria e condensa o vapor de água após este haver passado pela turbina, utilizando a água do mar ou de um rio - Utilização de reatores BWR em todo o mundo Segundo tipo de reator nuclear mais utilizado em todo o mundo, com tecnologia desenvolvida desde 1957

43. 5 – Reator nuclear refrigerado a água fervente (BWR)

44. 5 – Reator nuclear refrigerado a água fervente (BWR)

45. 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi  Panorama geral das usinas nucleoelétricas no Japão em 2010 - 54 usinas nucleoelétricas operacionais (30 BWR e 24 PWR) - Capacidade geradora total de 38.633 MW elétricos - Responsáveis por 29% da energia elétrica gerada no País  Central Nuclear Fukushima Daiichi - Constituída por seis usinas BWR inauguradas entre 1970 e 1979 - Capacidade geradora total de 4.696 MW elétricos - Usina 1  460 MW elétricos - Usinas 2, 3, 4 e 5  784 MW elétricos cada - Usina 6  1.100 MW elétricos

46. 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi  Central Nuclear Fukushima Daiichi

47. 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi  Central Nuclear Fukushima Daiichi

48. 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi  Central Nuclear Fukushima Daiichi

49. 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi  Central Nuclear Fukushima Daiichi - Localização dos elementos combustíveis nas usinas em 11/03/2011 * Alguns poucos elementos combustíveis usados na usina 3 contêm óxido misto (MOX), em que 235U é substituído por 239Pu como principal nuclídeo físsil

50. 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi  Terremoto ocorrido no Japão em 11/03/2011 - Magnitude 9 na escala Richter (M = 9) - Estimativa da energia total liberada log E = 11,4 + 1,5.M  log E = 24,9  E ≈ 7,94.1024 erg ≈ 7,94.1017 J equivalenteàexplosãodeaproximadamente193milhõesdetoneladasde trinitrotolueno (TNT) - Quartomaiorregistradonomundoeaquelecommagnitudemaiselevada a atingir o Japão até hoje