UNIVERSIDADE FEDERAL DO ABC
CENTRO DE ENGENHARIA E CIÊNCIAS SOCIAIS APLICADAS
PROGRAMA DE PÓS-GRADUAÇÃO EM ENERGIA
Simulação do comportamento de combustíveis
irradiados em reatores de água pressurizada (PWR)
Projeto de Pesquisa Para Mestrado em Energia
Orientador: Prof. Dr. João Manoel Losada Moreira
Mestrando: Marcos de Araújo Cesaretti
SANTO ANDRÉ 2009
Sumário
RESUMO ... 3
1. INTRODUÇÃO ... 3
2. JUSTIFICATIVA/OBJETIVOS ... 4
3. METODOLOGIA ... 6
3.1. Forma de Análise dos Resultados ... 6
4. CRONOGRAMA DE ATIVIDADES ... 7
4.1. Revisão Bibliográfica ... 7
4.2. Aquisição e implantação do programa FRAPCON-3 ... 8
4.3. Implantação do programa na UFABC ... 8
4.4. Realização das simulações ... 8
4.5. Redação e defesa da dissertação de mestrado. ... 8
4.6. Cronograma de execução ... 8
RESUMO
O objetivo deste trabalho é verificar o comportamento do combustível do reator PWR Angra 1 em duas situações distintas: operando até níveis elevados de burnup e utilizando combustíveis de óxidos mistos de (U-Pu)O2. Estas duas situações permitem uma melhor utilização do
combustível, diminui o consumo de matéria-prima e diminui também a geração de rejeitos radioativos. A hipótese básica deste tipo de estudo é a possibilidade de verificar se as condições de operação e uso do combustível nuclear são seguras por meio de simulações em programas de computador que contemplem modelos adequados para os vários fenômenos envolvidos. O programa de análise de desempenho escolhido foi o FRAPCON-3 por ter sido recentemente alterado de modo a permitir análise de combustíveis contendo óxidos mistos e também para níveis mais elevados de burnup (ou “queima”) até 45.000 MWd/tU.
Palavras chave: Hight Burnup; PWR; combustíveis irradiados; simulação; FRAPCON.
1. INTRODUÇÃO
A energia nuclear apresenta interessantes vantagens do ponto de vista ambiental. Apenas para estabelecer um comparativo com os energéticos fósseis, um grama de urânio (0,001 kg) possui 8,4 1010 J de energia (84 bilhões de joules). Para reunir a mesma quantidade de energia usando carvão seriam necessários 3000 kg desse energético (Ursu, 1985, p. 5). O uso da energia nuclear não gera gás de efeito estufa (dióxido de carbono, metano, óxido nitroso e outros, como os combustíveis fósseis o fazem) nem gás causador de chuva ácida (dióxido de enxofre, óxidos de nitrogênio) ou algum que diminua a camada de ozônio. Também não há emissão de metal carcinogênico, teratogênico ou mutagênico como o arsênio, mercúrio, chumbo, cádmio e outros (INB, 2008).
As centrais nucleares, seguindo uma tendência mundial, buscam elevar os níveis de burnup (“queima” – denominação utilizada fazendo-se um paralelo com a combustão, contudo significando a irradiação do combustível durante a geração de energia) do combustível nuclear que utilizam visando aumentar a eficiência na produção de energia, minimizar o consumo de matéria-prima e minimizar a geração de rejeitos radioativos. A extensão de burnup leva a
maiores concentrações de plutônio no combustível durante a operação do reator e, com isto, altera as propriedades físicas, químicas e mecânicas do combustível e altera o comportamento do combustível durante a irradiação (Ursu, 1985, p.78). Os principais fatores que afetam o comportamento do combustível são as mudanças na liberação de gases produtos de fissão, na condutividade térmica, o inchamento, formação de poros e/ou interstícios (espaços vazios que surgem), a relocação de combustível, a distribuição de densidade de potência radial, condutância térmica do gás, hidretação e corrosão do revestimento e o alongamento axial do revestimento (Cochran, 1999, p. 95-97; Lanning et al, 1997 p. 3.6; Ursu, 1985, p. 49).
2. JUSTIFICATIVA/OBJETIVOS
O nível máximo de burnup para os combustíveis nucleares é limitado por razões de segurança, isto é, para evitar que ele possa sofrer danos e liberar produtos radioativos no meio ambiente. O limite de burnup para os combustíveis usados nos reatores PWR (pressurized water reactor) brasileiros é de 33.000 MWd/tU (megawatt-dia por tonelada de urânio) e seria desejável estender este limite até 45.000 MWd/tU ou mais (Kim, 2004, p. 102).
Outra tendência mundial é a utilização de combustíveis de óxidos mistos de urânio e plutônio (mixed oxide ou simplesmente MOX) que pode ser utilizado com diferentes concentrações de actnídeos (Silva et al, 2007b). No caso do Brasil, outras mudanças podem ocorrer ao se considerar uma possível integração do ciclo de combustível com as centrais nucleares da Argentina. O combustível irradiado em reatores PWR brasileiros (reatores moderados a água leve sob pressão e com urânio levemente enriquecido) poderia ser reciclado para uso em reatores argentinos (reatores moderados a água pesada e com urânio natural) (Silva et al, 2007a).
As condições operacionais de irradiação do combustível são alteradas nas seguintes situações: em reatores PWR utilizando extensão do nível de burnup; uso de combustíveis baseados em óxidos mistos; e em ciclos integrados com reatores a água pesada. Para a operação de um reator PWR nestas novas condições é necessário antes verificar o comportamento do combustível operando nestes casos e certificar-se que nenhuma variável importante para a segurança operacional do combustível chegue a valores acima dos limites de segurança. Estas variáveis podem ser a temperatura no centro da vareta do combustível, o fluxo de calor crítico, o
volume de material que funde na pastilha combustível, a densidade de potência linear, o inchamento, a corrosão do revestimento entre outras. Tal verificação pode ser feita por meio de simulações do comportamento do combustível através de programas de desempenho de combustível sob irradiação. O programa FRAPCON-3 será utilizado neste trabalho para se fazer tais simulações do combustível (Lanning et al, 1997; Lanning et al, 2005).
Este projeto de pesquisa tem o objetivo de verificar o comportamento do combustível do reator PWR Angra 1 em duas situações distintas:
a) Operando até níveis elevados de burnup e
b) Utilizando combustíveis de óxidos mistos de (U-Pu)O2.
Estas duas situações permitem uma melhor utilização do combustível proporcionando a diminuição do consumo de matéria-prima e da geração de rejeitos radioativos. O reator de Angra 1 utiliza combustível de UO2 (dióxido de urânio).
A hipótese básica deste tipo de estudo é a possibilidade de verificar se as condições de operação e uso do combustível nuclear são seguras por meio de simulações com programas de computador que contemplem modelos adequados para os vários fenômenos envolvidos (Lanning et al, 1997; Lanning et al, 2005). Serão utilizados dados descritivos do combustível de Angra 1 em simulações de certas condições de operação de seu reator PWR visando determinar quais as mudanças que ocorrem no combustível nuclear devido a um aumento de burnup de 33.000 para 45.000 MWd/tU. Para a realização dessas simulações será utilizado o programa FRAPCON-3 versão 2005, que é um programa de análise de desempenho de combustível irradiado que contempla os modelos necessários para estas verificações (Lanning et al, 2005).
A contribuição do trabalho será a obtenção de informações iniciais para se conseguir um melhor uso dos combustíveis de Angra 1 e minimizar o consumo de matéria-prima e a consequente redução da produção de rejeitos. Os pontos principais a serem observados em relação à extensão de burnup são a mudança da condutividade térmica do combustível e o aumento de corrosão do revestimento; em relação ao uso de óxidos mistos, o ponto principal é a variação da condutividade térmica.
3. METODOLOGIA
Para a realização deste projeto de pesquisa são necessários um programa de computador específico, conhecido como FRAPCON-3.3 (FRAPCON-3: A Computer code for the calculation
of steady-state, thermal-mechanical behavior of oxide fuel rods for high burnup) (Berna, et al,
1997; Lanning et al, 2005) e a obtenção de dados (secundários) de engenharia relativos ao combustível do reator de Angra 1. Esses dados de engenharia de elemento combustível podem ser obtidos dos relatórios de análise de segurança da central elétrica nuclear que é responsável pelos reatores de Angra ou diretamente junto à Eletronuclear.
A maior dificuldade no processo de aquisição, entretanto, está ligada à necessidade de se obter uma liberação junto a órgãos americanos. Estas tratativas já foram iniciadas.
O programa FRAPCON 3.3 pode ser executado em estações de trabalho do tipo PC. A UFABC e o programa de pós-graduação em energia possuem e disponibilizam essa infraestrutura para este projeto de pesquisa.
3.1. Forma de Análise dos Resultados
Os pontos principais de avaliação serão:
a) o impacto causado pela diminuição da condutividade térmica em níveis elevados de
burnup (até 45.000 MWd/tU) e
b) o impacto causado pela corrosão no revestimento de varetas combustíveis devido ao prolongado tempo de exposição ao ambiente agressivo do reator, principalmente devido a hidretação.
Os resultados serão analisados mediante comparação com os da literatura. Pretende-se publicar os resultados obtidos em congressos no Brasil e no exterior. No Brasil, o congresso é o INAC (International Nuclear Atlantic Conference). No exterior, pretende-se publicar nos periódicos no Annals of Nuclear Energy ou Journal of Nuclear Materials.
4. CRONOGRAMA DE ATIVIDADES 4.1. Revisão Bibliográfica
Incluirá basicamente os seguintes estudos:
– Estudo sobre os materiais e processos de fabricação do combustível de reatores PWR. As propriedades de um combustível nuclear são determinadas pelos materiais empregados e pelo modo como é processado. Em função disso ele pode apresentar um maior ou menor período de vida útil. Assim, o conhecimento dos materiais e métodos de fabricação auxiliará na elaboração de um elemento combustível com melhor desempenho (Carbajo, 2001, p. 181-198, Neeb, 1997, 13-23; Ursu, 1985, p. 103-132);
– Estudo sobre o processo de geração de energia em reatores nucleares. O princípio de funcionamento de uma usina elétrica termonuclear é o mesmo de uma termoelétrica convencional, como as movidas a carvão. Calor deve ser gerado para ferver a água de uma caldeira e produzir vapor d'água para movimentar uma turbina que movimenta um gerador de eletricidade. O que muda é a fonte de calor; no caso da nuclear trata-se do elemento combustível. O estudo do comportamento desse elemento ao receber irradiação ajudará a prevenir sua deterioração precoce (Neeb, 1997, 13-31);
– Estudo sobre o processo de remoção de calor produzido no elemento combustível dos
reatores PWR. Os materiais e métodos utilizados no sistema de resfriamento do
elemento combustível causam alterações em suas propriedades e, por consequencia, em seu desempenho (Neeb, 1997, 163-228; 264-333; Ursu, 1985, p. 229-254);
– Estudo sobre as principais cargas termomecânicas que um elemento combustível é
submetido durante a operação de reatores nucleares. Os esforços mecânicos e a
temperatura incidentes no elemento combustível influenciam consideravelmente seu comportamento. O controle desses fenômenos ajuda a manter a integridade operacional do elemento combustível (Ursu, 1985, p. 287);
– Estudo sobre os principais mecanismos de danos de irradiação e de corrosão que
ocorrem nos elementos combustíveis. Os materiais e métodos empregados no sistema
de resfriamento do elemento combustível também alteram suas propriedades através do mecanismo de corrosão (Neeb, 1997, 133-151; 241-263; Ursu, 1985, p. 449-458);
Estudo do manual do programa FRACON 3 (já em mãos) (Lanning et al, 1997; Lanning et
al, 2005; Berna et al, 1997).
4.2. Aquisição e implantação do programa FRAPCON-3
O que se dará através da Pacific Norhtwest National Laboratory dos EUA.
4.3. Implantação do programa na UFABC 4.4. Realização das simulações
Após a obtenção de dados descritivos dos combustíveis de Angra 1 e a implantação do software FRAPCON 3, será possível:
- realizar simulações de certas condições/configurações de operação;
- determinar as mudanças que ocorrem num elemento combustível nuclear devido a um aumento de burnup de 33.000 para 45.000 MWd/tU;
- comparar estas mudanças com o comportamento do combustível de Angra 1.
4.5. Redação e defesa da dissertação de mestrado.
Ao longo do curso de mestrado será elaborado o texto da dissertação e finalizado após a conclusão dos trabalhos supracitados.
4.6. Cronograma de execução
O Quadro 1 apresenta o cronograma de execução dessas e demais atividades previstas para o presente projeto de mestrado.
Quadro 1 – Cronograma de Atividades
Atividades JUN JUL AGO SET OUT NOV DEZ JAN FEV MAR ABR MAI JUN JUL AGO SET OUT NOV DEZ JAN FEV MAR ABR MAI 2008 2009 2010
Revisão bibliográfica X X X X X X X X X X X X X X X X X X X X X
Disciplinas X X X X X X X X X X X X X
Listas de exercícios e
trabalhos para as discipl. X X X X X X X X X X X X X X X
Elaboração do Projeto de
Pesquisa X X X X X X
Elaboração de artigo
(ainda não publicado) X X X X X X X X X
Leitura de orientações de periódicos para publicação
de artigo X X X X X X Exame de proficiência em inglês X Elaboração do Relatório de Atividades Realizadas para UFABC X Aquisição do software X X X Implantação do software X X X Simulação de casos X X X X Obtenção de dados de Angra X X X Simulações e estudos parametrizados X X X X Análises de mudanças
pelo alto burnup X X X
Comparação com
combustíveis de Angra X X X
Qualificação X X X
Elaboração da dissertação X X X X X X X X X X X
REFERÊNCIAS / BIBLIOGRAFIA
1. Berna, G. A.; Beyer, C. E.; Davis, K. L.; Lanning, D. D. FRAPCON-3: A Computer code for the calculation of steady-state, thermal-mechanical behavior of oxide fuel rods for high burnup. Vol. 2, Pacific Northwest National Laboratory, NUREG/CR-6534, PNNL-11513, 1997.
2. Carbajo, Juan J. et al. A Review of the Thermophysical properties of MOX and UO2
fuels. Journal oh Nuclear Materials, 299. Russia, 2001.
3. Cochran, Robert G. The nuclear fuel cycle: analysis and management. Ed. American Nuclear Society, La Grange Park, IL, EUA, 1999.
4. Fink, J. K., Thermophysical Properties of Uranium Dioxide. Journal of Nuclear Materials, 279. EUA, 2000.
5. Hiernaut, J.P. et al. Fission product release and microstructure changes during laboratory a of a very high burn-up fuel specimen. Journal of Nuclear Materials, 377. Germany, 2008
6. INB, Instituto Nuclear Brasileiro. A Energia Nuclear. Disponível em <http://www.inb.gov.br/aenuclear.asp> , acesso em 5 dez 2008.
7. Kim, Yong-soo. Theoretical analysis of two-stage fission gas realese processes: grain lattice an grain boundary diffusion. Journal of Nuclear Materials, 326. Coreia, 2004. doi:10.1016/j.jnucmat.2003.12.014
8. Kim, Yong-soo & Lee, Chan-bock. Two-step two-stage fission gas release model. Journal of Nuclear Materials 374. Coreia, 2008.
9. Kurchatov, S. Yu; Likhanskii, V. V.; Sorokin, A. A., Khoruzhii, O. V. RTOP – code simulation of the radial distribution of heat release and plutonium isotope accumulation in high burnup oxide fuel. Atomic Energy, Vol. 92, No. 4, 2002
10. Lanning, D. D.; Beyer, C. E.; Painter C.L. FRAPCON-3: Modifications to fuel rod material properties and performance models for high-burnup application.Vol. 1, Pacific Northwest National Laboratory, NUREG/CR-6534, PNNL-11513, 1997. 11. Lanning, D. D.; Beyer, C. E.; Geelhood, K. J. FRAPCON-3 Updates, including
mixed-oxide fuel properties. Vol. 4, Pacific Northwest National Laboratory, NUREG/CR-6534, PNNL-11513, 2005.
12. Menegon, P et all. Evidence of two gas release kinetics during the oxidation of an irradiated PWR UO2 fuel. Journal of Nuclear Materials, 378. França, 2008.
13. Nee, Larl Heinz. The Radiochemistry of Nuclear Power Plants with Light Water Reactors. Ed. Walter de Gruyter, Berlin, Alemanha, 1997, 725 p.
14. Ott, L.J.; Morris, R.N. Irradiation tests of mixed-oxide fuel prepared with weapons-derived plutonium. Journal of Nuclear Materials, 371. USA, 2007.
15. Popa-Simil, Liviu. Micro-structured nuclear fuel and concepts for advanced power production. Progress in Nuclear Energy, 50. USA, 2008.
16. Sasahara, A.; Matsumura, T. Post-irradiation examinations focused on fuel integrity of spent BWR-MOX and PWR-UO2 fuels stored for 20 years. Nuclear Engineering
an Design, 238. Japão, 2008.
17. Sengupta, A.K. et al. Evaluation of High Plutonia (44% PuO2) MOX as a Fuel for
Fast Breeder Test Reactor, Journal of Nuclear Materials, India, 2008. doi: 10.1016/j.jnucmat.2008.09.041
18. Silva, C. A. M.; Pereira. C.; Veloso, M. A. F.; Fortini, A.; Pinheiro, R. B. A neutronic study of the cycle PWR-CANDU. In: International Nuclear Atlantic Conference, INAC, Santos, SP, Brazil, 2007a.
19. Silva, C. A. M.; Pereira. C.; Fortini, A.; Veloso, M. A. F. An evaluation of final fuel composition in a cycle using Np-UO2 and Np-MOX. In: International Nuclear
Atlantic Conference, INAC, Santos, SP, Brasil, 2007b.
20. Tanaka, Kosuke et al. Fuel – cladding chemical interaction in MOX fuel rods irradiated to high burnup in an advanced thermal reactor, Journal of Nuclear Materials, Korea, 2006. doi:10.1016/j.jnucmat.2006.05.052
21. Trellue, Holly R. Safety and neutronics: A comparison of MOX vs UO2 fuel,
Progress in Nuclear Energy 48, 2006, EUA. doi:10.1016/j.pnucene.2005.04.003 22. Ursu, Ioan. Physics and Technology of Nuclear Materials. Ed. Pergamon Press,
Bucharest, Romania, 1985, 528 p.
23. Van Vlack, Lawrence H. Princípios de Ciência dos Materiais. Ed. Edgard Blucher, São Paulo, 1970, 448p.
24. Zabunoglu, Okan H. Determination of enrichment of recycle uranium fuels for diferent burnup values. Annals of Nuclear Energy 35. Turquia, 2008
