Sistema para Inspeção dos Elementos Combustíveis do Reator
Nuclear de Pesquisa TRIGA do Brasil
Rogério Rivail1, Amir Zacarias1
(1) Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear/Comissão Nacional de Energia Nuclear (CDTN/CNEN), Campus da UFMG/Pampulha, Belo Horizonte (Brasil)
(rrr@cdtn.br)
RESUMO
O Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear (CDTN) é um instituto de pesquisa administrado pela Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN), órgão do Ministério da Ciência, Tecnologia e Inovação do Brasil. O CDTN tem em suas instalações um reator nuclear do tipo TRIGA. A água de resfriamento do reator tem de ser tratada e controlada com o objetivo de manter a sua baixa condutividade elétrica para minimizar a corrosão dos componentes do reator, principalmente de elementos de combustível (EC), e reduzir o nível de radioatividade. O objetivo deste trabalho é apresentar uma proposta para o desenvolvimento de um sistema para a verificação de possíveis vazamentos nos EC em reatores nucleares de pesquisa, baseado no teste de sipping. Este tipo de teste é uma forma de verificar se há vazamentos a partir da detecção de produtos de fissão do urânio nos elementos combustíveis do reator. No futuro, quando o ensaio for implementado, será desenvolvida uma correlação entre os componentes químicos presentes na água da piscina e a integridade dos elementos de combustível. O desenvolvimento, a aplicação e os resultados a serem encontrados com a utilização do dispositivo aqui proposto, nunca foram anteriormente investigados, conferindo originalidade ao projeto.
INTRODUÇÃO
Os reatores nucleares de pesquisa TRIGA (Training, Reactor, Isotope production, General
Atomics), conforme indica sua sigla, foram desenvolvidos, principalmente, para formação de
pessoal e pesquisa. Esses reatores estão, em sua maioria, instalados em universidades e centros tecnológicos. O reator de pesquisa TRIGA IPR-R1, mostrado na Fig. 1, foi adquirido pelo governo do Estado de Minas Gerais (Brasil) em 1960, através do programa do governo americano “Átomos para a Paz”. Foi instalado no antigo Instituto de Pesquisas Radioativas (IPR), atual Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear (CDTN), localizado no campus da Universidade Federal de Minas Gerais (UFMG). A primeira criticalidade do IPR-R1 ocorreu em 06 de novembro de 1960 com uma potência térmica máxima de 30 kW e foi o segundo reator nuclear instalado no Brasil. Posteriormente adicionaram-se novos elementos combustíveis ao núcleo, passando sua potência para 100 kW. Em 2002, seu núcleo foi configurado para operar a 250 kW, mas tem operado à potência de 100 kW, aguardando autorização do setor de licenciamento da CNEN para funcionar em definitivo na nova potência. Aumento de potência em reatores de pesquisa significa aumento do fluxo neutrônico e ampliação das possibilidades de pesquisa e treinamento.
O TRIGA IPR-R1 é um reator do tipo poço, ou seja, encontra-se imerso em um tanque cilíndrico (Fig. 1 e 2), cujas paredes são revestidas com alumínio tendo 1,92 m de diâmetro e 6,62 m de profundidade. Esse volume contém o núcleo do reator e suas estruturas associadas e está abastecido com, aproximadamente, 18000 litros água deionizada, a qual serve não só como refrigerante, mas também como moderador secundário de nêutrons e blindagem biológica (CDTN/CNEN, 2008).
Fig. 1. Reator nuclear TRIGA IPR-R1, vista do núcleo e poço com o reator em operação.
O núcleo do reator é constituído de elementos combustível (EC) de hidreto de urânio-zircônio, com 8% de urânio na liga a qual apresenta um enriquecimento máximo, em urânio de massa atômica 235 (235U), de aproximadamente, a menor, de 20%. Sua carga inicial era composta de 59 EC encapsulados em alumínio tipo AL1100F. Nos anos 2000 foram acrescentados 4 EC novos, porém com revestimento em aço inoxidável AISI-304 (Mesquita et al., 2012). A Figura 3 mostra um elemento combustível do reator TRIGA.
Fig. 2. Vista do topo do núcleo utilizando câmera submersa. Na foto têm-se: as cabeças dos EC, tubos guias das barras de controle e dos canais de irradiação. Os pontos brancos são ruídos no
Fig. 1 - Elemento combustível do reator TRIGA IPR-R1.
MOTIVAÇÂO DO TRABALHO
Embora a difusão de eletrólitos na água do poço seja mínima, como o poço do reator é aberto, sempre ocorre impregnação de poeiras do ar na água do poço causando a presença de impurezas. Em poços de reatores nucleares de pesquisas, que são quase todos abertos ao ar, ocorre a possibilidade de inclusão de corpos estranhos variados, com possibilidade inclusive de acidente de interrupção de fluxo de refrigeração nos canais de convecção do núcleo (Reis et al., 2011). Gases oxidantes como o próprio oxigênio dissolvido na água do poço, por exemplo, podem aumentar a concentração de íons dissolvidos no meio refrigerante do núcleo do reator. Existe um estudo realizado por Sabino et al. (1995), que informa que a maior parte do material flutuante na água do poço do reator é constituída de micro-organismos (entre eles o Tricoderma sp, ver Figura 4a) e de resíduos da própria resina de purificação na época do estudo.
Foram tomadas medidas mitigadoras para evitar a presença de particulados da resina trocadora no poço (Sabino et al., 1995). Entretanto, a presença de micro-organismos permanece, e a despeito da conclusão dos autores deste trabalho, de que a presença de material orgânico não afeta a condição de corrosão do meio, a possibilidade de acidificação da água por atividade microbiológica existe em função da consequente produção e liberação de ácidos orgânicos, por exemplo, pelo micro-organismo, citado em Sabino et al. (1995), ou seja: Trichoderma sp (Calazans, 2012), (Pasetto, 2011). Ácidos orgânicos esses, que embora tenham em geral um alto coeficiente de dissociação ácida em água (pKa), podem conduzir a ataques, especialmente a
peças de alumínio e de aço inoxidável, que é exatamente o caso das estruturas encontradas no reator. “Todos os metais estão sujeitos ao ataque corrosivo, se o meio for suficientemente agressivo” (Gentil, 2003). A Figura 4b mostra a presença de fungos depositados na parede interna do tanque do reator, visualizados na inspeção visual realizada em 2006 (Alencar, et al. 2006a), (Mesquita, 2013).
Essa condição pode favorecer a formação de pilhas elétricas, que em seguida, podem acarretar corrosão eletroquímica nas variadas estruturas do reator incluindo o revestimento de alguns dos EC do núcleo (Gentil, 2003).
A primeira e principal barreira de contenção dos produtos de fissão dos combustíveis nucleares é seu revestimento. No caso dos reatores TRIGA a liga de hidreto de zircônio, no qual é disperso o urânio combustível, foi projetada para reter a maior parte dos produtos de fissão (Tigliole et al., 1991), (Simnad, 1981).
a) b)
Fig. 4. a) Trichoderma sp. (Deuteromycetes / Ascomycetes), incubado em meio de agar-agar, análise ao microscópio (Keisotyor, 2005). b) Precipitados depositados na parede interna do
tanque, detectados na inspeção visual realizada em 2006 (Mesquita, 2013).
METODOLOGIA
O teste de “sipping” é uma forma de verificar vazamentos dos produtos de fissão selados dentro do elemento combustível recomendado por Alencar et al. (2006b) após inspeção visual do estado dos EC em 2006. O revestimento que pode apresentar falha de contenção por corrosão, ou por acidente mecânico de manuseio. No reator TRIGA IPR-R1 os 59 elementos originais, revestido em alumínio, tem a espessura da parede de 0,76 mm. Os 4 elementos em aço inoxidável, adicionados em 2002, tem espessura de parede de 0,50 mm (CDTN/CNEN, 2008). Estas espessuras de parede são projetadas para serem as menos espessas possíveis de modo a melhorar a condução de calor e o fluxo de nêutrons, mas por outro lado, torna delicada a manipulação dos elementos combustíveis. O manuseio do EC faz uso de uma ferramenta telescópica que é própria e faz parte do jogo de ferramenta normais do reator. A ferramenta é operada manualmente e acarreta o risco de ocasionar fricção do revestimento do EC, nas estruturas metálicas do núcleo. A manipulação pode levar a danos no encapsulamento como arranhões, furos, ou até mesmo rasgos, se houver alguma falha no manuseio levando em conta a delicada espessura do revestimento de alumínio (Alencar et al., 2006b). O revestimento dos EC em aço é mais resistente mecanicamente do que o revestimento em alumínio, devido as diferentes propriedades mecânicas desses materiais. (ASME II, 2004).
O objetivo principal deste projeto é desenvolver uma metodologia para verificação, de possíveis vazamentos em EC de reatores nucleares de pesquisa. Uma correlação entre os componentes encontrados na água de refrigeração do poço e a integridade dos combustíveis será elaborada. Como objetivo secundário, será realizada a inspeção em todos os elementos de combustível do reator TRIGA IPR-R1, verificando quantos e quais EC apresentam não conformidade de contenção de produtos de fissão.
A forma de verificação seria construir e dispor um arranjo no poço do reator que possa receber um pequeno número de EC (dois ou três EC por teste). Esse arranjo teria certa quantidade de água deionizada separada da do restante da água do poço. Depois de algumas horas essa água deverá ser amostrada, por retirada de alíquotas, ou por amostragem continua, dependendo de como será desenvolvido o dispositivo. A água amostrada deve ser analisada por um sistema de detecção e
análise de radiação, por exemplo, um HPGe (High Pure Germanium Spectrometer Multichannel
Analyzer) em um laboratório próximo, ou acoplando ao dispositivo, o qual fará a detecção e
identificação de produtos de fissão que vierem a ser liberados nessa água de teste.
Sendo constatada a presença dos isótopos: 137Cs e 131I, indica que alguns dos EC amostrados apresentam vazamentos, ou seja, estão com o revestimento comprometido, uma vez que esses elementos são indicadores conhecidos de vazamentos em EC de reatores a urânio (Alencar et. al. 2006a). O sistema será adaptado e ficará disponível para analisar e identificar a presença de elementos químicos na água de refrigeração do núcleo em testes periódicos.
O resultado deste teste prático dará subsídios para tomada de decisão com relação a necessidade de recuperação, substituição de componentes comprometidos, ou se existir um número de EC falhados acima de um determinada quantidade, e dependendo da gravidade das falhas, se houver, levar a discussão quanto ao interesse de manter este reator nuclear em operação. Destaca-se que a primeira criticalidade do TRIGA IPR-R1 foi em 1960, portanto ele tem operado por mais de 50 anos.
RESULTADOS ESPERADOS
Primeiramente será projetado um dispositivo no qual EC deverão ser colocados com objetivo de coletar os possíveis vazamentos de produtos de fissão, contidos dentro do encapsulamento dos EC que por ventura apresentem falhas no encapsulamento. Atualmente existem duas alternativas para a montagem deste dispositivo. Entretanto, durante o desenvolvimento do trabalho poderão surgir novas propostas, ou incremento nas duas propostas já em estudo, até que seja decido qual dispositivo trará melhor resultado.
A primeira proposta seria construir e fixar um pequeno tanque auxiliar na borda do poço do reator, e os EC a serem verificados seriam colocados nele e em seguida seria aguardado um tempo para que a água retida nesse tanque possa ficar saturada dos produtos de fissão buscados. A Figura 2 mostra um esquema da montagem sugerida.
Nessa opção, após um tempo, aproximadamente 8 horas, conforme informações de Zeituni (2004), alíquotas seriam subtraídas da água retida no tanque auxiliar. As amostras seriam levadas para monitoramento em um sistema HPGe, espectrômetro gama, para ser feita a análise espectral dos elementos gama emissores presentes nas amostras.
Figura 5 - Desenho esquemático mostrando o poço do reator TRIGA, a posição do núcleo do reator nuclear e a posição do tanque acessório com um ou mais EC em processo de análise
referente a proposta 1 de desenvolvimento de dispositivo para sipping.
A segunda alternativa é construir um tanque de sipping para ser colocado submerso bem ao lado do núcleo do reator nuclear, fixo, facilitando as operações de manuseio dos EC a serem investigados. Neste caso, o tanque de sipping terá uma tampa de acionamento remoto para isolar a carga de EC do restante da água do poço, durante o processo de espera em saturação.
A tomada de amostra neste caso pode ocorrer por entradas e saídas indicadas na Figura 3, como “A” e “B”, respectivamente, por processo de bombeamento e posterior passagem em frente de um amostrador contínuo, ou intermitente, já adaptado ao redor de um cristal de HPGe previamente, o qual seria colocado próximo ao poço do reator, com todos seus componentes de forma capaz de realizar a análise espectral in loco. O sistema para análise de espectro, para a proposta do dispositivo mostrado na Figura 6, continua sendo um HPGe, similar ao mostrado na Figura 5, porém sem a necessidade de coletor automático de amostra. As amostras poderão ser colhidas manualmente, ou automaticamente, sendo levadas aos sistemas de espectrometria instalados nos laboratórios de contagem associados ao TRIGA, na AC-1 (Área Controlada número 1 do CDTN).
Figura 6 - Desenho esquemático mostrando o poço do reator TRIGA, a posição do núcleo do reator nuclear e a posição do tanque acessórios com um ou mais EC em processo de análise referente a proposta 2 de desenvolvimento de dispositivo para sipping. Pontos “A” e “B” são
retorno e sucção de alíquotas de água, respectivamente.
Seguindo a linha de saída e de entrada de água, ficará posicionado o sistema de análise de espectrometria gama, colocado próximo ao poço do reator nuclear com capacidade de tomar amostras intermitentes, ou continuas, em horários programados dentro do intervalo de aproximadamente 8h de duração de cada teste. Esse sistema pode ser facilmente colocado na sala do reator ligado a um sistema de aquisição de dados computadorizado, a ser desenvolvido neste projeto, que poderá ou não estar ligado em rede para que os dados possam ser obtidos remotamente pelo pesquisador, conforme mostrado na Fig. 7 (Mesquita e Souza, 2010).
Figura 7 – Detalhes esquemáticos do sistema de aquisição de amostras (continuas ou intermitentes) e análise por espectrometria gama HPGe, ajustado para analisar a presença de
CONCLUSÕES
O reator nuclear TRIGA IPR-R1, é um reator com quase 60 anos de operação. Comprado pelo antigo Instituto de Pesquisas Radioativas IPR, naquela época pertencente a Universidade Federal de Minas Gerais, UFMG, passou posteriormente a ser um dos principais aparelhos de pesquisas do então CDTN, agora instituto pertencente a CNEN e ao Ministério de Ciência Tecnologia e Inovação, MCTI (Brasil). Em sua folha de serviço, não consta nenhum acidente de operação nuclear e nem falha estrutural de grande monta, a não ser identificação de pequenos pontos de corrosão, localizados em alguns EC por inspeção visual por câmera submersa. Ensaios estes realizados por Alencar et. al. (2006) mostraram que alguns elementos apresentaram pequenas avarias na ponta do EC e outros apresentando alguns pontos de corrosão por pitting. Com as modificações introduzidas no reator ao longo de seus 50 anos de operação, em especial a inclusão de EC revestidos em aço inoxidável no núcleo, existe a probabilidade de incremento da corrosão por formação de pilha elétrica por inclusão de matérias diferentes no mesmo corpo de dispersão de eletrólitos (Gentil, 2003). Entretanto, essencialmente, o conceito do reator nuclear não mudou e seu estado geral apresenta-se muito bem conservado, carecendo então de investigação quanto ao estado da contenção dos produtos de fissão, com intuito do registro de seu estado.
Este trabalho apresentou duas alternativas de dispositivos de teste de sipping. Uma delas será escolhida e será executada para inspeção dos elementos combustíveis do reator TRIGA IPR-R1. A primeira alternativa é colocar um dispositivo na borda da piscina do reator com capacidade para armazenar até três EC. O dispositivo poderia ser um tanque cilíndrico contendo água desmineralizada da própria piscina do reator, mas isolado da água da piscina do reator. Após algumas horas de contato do EC com água, as amostras de água devem ser colhidas e analisadas num sistema HPGe (High Pure Germanium Spectrometer Multichannel Analyzer), com um analisador de espectro de raios gama. A segunda ideia é a colocação de um dispositivo semelhante ao primeiro, no entanto colocados na parte inferior do reator, adjacente ao núcleo. Esta alternativa irá facilitar as operações de transferência do EC do núcleo para o dispositivo e o retorno do EC ao núcleo. Os procedimentos para a coleta de amostras e sua análise correspondente segue a mesma lógica como no primeiro dispositivo proposto. Estudos de viabilidade operacional, viabilidade econômica e aspectos de segurança serão levados em consideração para fazer a escolha final do dispositivo a ser construída e utilizada para o teste de
sipping para o reator TRIGA IPR-R1. Os resultados da análise em sistema HPGe será
investigada, a fim de determinar a presença de Cs-137 ou I-131. A presença desses elementos indica o vazamento de material que deve estar contido na EC.
As metodologias para análise de falhas em elementos combustíveis (“sipping”), aqui apresentadas, nunca foram realizada no reator nuclear TRIGA IPR-R1, nem em outros reatores nucleares TRIGA similares (Delfin e Mazón, 2002), (Smith et. al. 2010), (Tigliole et al. 2007). Sendo o trabalho aqui proposto aprovado e executado, este acrescentará informação importante para a tomada de decisão gerencial com relação ao futuro da utilização de um aparelho, que se não é o mais importante do CDTN, pelo menos é o que lhe forma a personalidade dentro da comunidade científica nuclear, em que o Centro está inserido. No desenvolvimento deste trabalho, resultados experimentais e analíticos, não investigados anteriormente, serão abordados, conferindo-lhe originalidade.
Atualmente existem quatro reatores de pesquisa em operação no Brasil, em três instituições de pesquisa (IPEN, IEN e CDTN). Três destes reatores operam a mais de 46 anos, o que significa que excederam a faixa vida útil de 40 anos esperados para reatores de pesquisa (IAEA, 2001 e 2008). A metodologia aqui descrita, com algumas adaptações, poderá ser utilizada para ensaios de elementos combustíveis de outros reatores de pesquisa, como o Reator Multipropósito Brasileiro (RMB), em fase de projeto. A incorporação de procedimentos para a inspeção rotineira dos combustíveis propiciará o aumento da vida útil, com confiabilidade e segurança nas operações. Podendo, também, expandir o âmbito de serviços e aplicações destes reatores. Os reatores de pesquisa brasileiros e, particularmente o reator TRIGA IPR-R1, podem atender às demandas crescentes da indústria e da comunidade acadêmica, além de proporcionar suporte para os reatores nucleares de potência.
AGRADECIMENTOS
Este projeto de pesquisa é apoiado pelas seguintes instituições brasileiras: Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear (CDTN), Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN), Fundação de Amparo à Pesquisa do Estado de Minas Gerais (FAPEMIG) e Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico (CNPq).
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