EN3435:Aula 6
Introdução a Engenharia Nuclear
EN3435:Aula 6
EN3435:Aula 6
Introdu
Introdu
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ão a Engenharia Nuclear
ão a Engenharia Nuclear
Prof. Dr. Jose Rubens Maiorino Engenharia da Energia
CESC
Joserubens.maiorino@ufabc.edu.br
Universidade Federal do ABC
Reação em Cadeia
Classificação dos Reatores
Nucleares
• Propósito: Reatores de
Teste ou Pesquisa; Reatores
de Potência; Propulsão
• Energia dos Nêutrons:
Reatores Térmicos ou
Ratores Rápidos
• Moderador ou Refrigerante:
H
2O, D
2O, C, CO
2. He, Na
• Combustível:
Enriquecimento( U Natural,
levemente enriquecido, HEU,
UO
2,(U-Pu)O
2, UC, etc
• Arranjo: Homogêneo,
Heterogêneo
• Materiais Estruturais
Na Liquido
Berílio
CO
2
grafite
He
Água
Pesada
Água Leve
Água Leve
Refrigerantes
Moderadore
s
Componentes de um Reator
Reatores Homogêneos e
Heterogêneos
U metalico
90 w/o
R≈ 8 cm
Heterogêneo
Homogêneo
Reatores de Pesquisa e Teste
Reator de Potencia Zero
IPEN-MB-01
(A) (B)
Tipos de Reatores Nucleares
• LWR- Reatores de Água leve(PWR,BWR)
• HWR(CANDU)- Reatores a Agua Pesada
• Refrigerados a Gás( HTGR, PBR,ETC)
• Reatores Rápidos e Regeneração
• Reatores Avançados e Evolucionários
• G-IV e o Futuro da Energia Nuclear
Reatores de Água Leve
Light Water Reactors(LWR)
PWR e BWR
Histórico(LWR)
BWR – Reatores a água fervente
Os reatores a água fervente, BWRs, foramdesenvolvidos pelo Laboratório Nacional de Argonne (ANL) entre 1950 e 1960.
Uma série de reatores experimentais a água fervente (BORAX) foi construída a partir de 1953. O reator BORAX III é o mais conhecido, sendo que forneceu pela primeira vez no mundo eletricidade a uma cidade
(Arco).
O Experimental Boiling Water Reactor (EBWR) funcionou no ANL –
Illinois, entre 1957 e 1967 com uma potência de 100 MWt. O objetivo do EBWR era a demonstração da
viabilidade comercial dos reatores BWRs, o uso de diferentes graus de enriquecimento do combustível e o treinamento dos operadores.
O primeiro reator BWR de potência foi o reator de Dresden (180 MWe) da
Commonwealth Edison que operou entre 1960 e 1978 .
PWR – Reatores a água pressurizada
Os reatores PWR foram desenvolvidos inicialmente não para a geração de eletricidade mas para propulsão de
submarinos. O primeiro passo da tecnologia nuclear neste sentido foi o ZPR-1 (Zero Power Reactor), um reator protótipo
desenvolvido pela Westinghouse em 1950. O Laboratório Nacional de Argonne
desenvolveu o Submarine Test Reactor
(STR), chamado Mark I, o protótipo de terra do reator para o submarino Nautilus. O STR foi construído pela Westinghouse em 1953. O primeiro submarino nuclear do mundo foi o Nautilus que operou de 1954 até 1980 com um reator a água pressurizada.
Foi sucessivamente, baseando-se no programa nuclear da marinha, que a
Westinghouse desenvolveu um programa comercial cujo primeiro reator foi o de
Shippingport (60 MWe) que operou de 1956 até 1982 . Hoje em dia, dos 104
Comparação entre um PWR e BWR
Esquema representativo de um reator BWR, mostrando as partes Ncomponentes do mesmo: 1 . Núcleo 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; 10 . Turbina.
Representação esquemática de um
reator PWR, mostrando o núcleo, o
vaso de pressão e o ciclo para
produção de vapor.
PWR
p
Pressurizador (spray)72,5 atm Potência térmica do nucleo
3580 MWth
281 C 1200MW
Combustível
O combustível nuclear é dióxido de urânio (UO2) enriquecido em 235U a cerca de 2,5%, utilizado na forma de pastilhas cilíndricas com 8 mm de diâmetro e 10 mm de comprimento, acondicionadas em tubos de Zircaloy-4 com 10 mm de diâmetro e 4 m
de comprimento. Os tubos de Zircaloy-4 são fechados por soldagem, em
ambiente
altamente pressurizado, sendo as pastilhas de UO2 mantidas sob compressão no
interior do tubo por meio de molas helicoidais. As varetas combustíveis assim constituídas são agrupadas de maneira compacta através de um arranjo quadrado com 20 cm de lado(17X17), formando um elemento combustível . Cada elemento combustível assim
constituído contém cerca de 236 varetas combustíveis, mantidas fixas por meio de grades espaçadoras feitas com uma liga de níquel (Inconel-718)
O combustível nuclear é constituído por pastilhas de UO2 com 10,6 mm de
diâmetro e 12 mm de comprimento. Estas pastilhas são acondicionadas em tubos de revestimento feitos de Zircaloy-2, formando assim as varetas
combustíveis. Por sua vez, estas varetas combustíveis são posicionadas segundo arranjos quadrados de 7 x 7 ou 8 x 8 no interior de caixas com 14 cm de lado. Estas caixas constituem os elementos combustíveis, que em conjunto formam o núcleo. Há aproximadamente 580
elementos combustíveis deste tipo em um núcleo com 4,7 m de diâmetro e 3,75 m de altura, totalizando uma carga de combustível igual a 140 toneladas. O espaçamento existente entre as varetas combustíveis é um pouco maior que em um reator PWR, fato que torna o
diâmetro do núcleo um pouco maior. O urânio contido no combustível é
enriquecido entre 1,7% e 2,5% em 235U, enquanto o combustível de troca contém
Elemento Combustível
PWR
PWR
Vaso de Pressão BWR
Configuração Interna
A configuração interna de um BWR é
Ilustrada na figura. Iniciando pela câmara Inferior (lower plenum), a água move-se
para cima em direção ao nucleo, onde recebe calor sensível e latente. Durante o tempo para atingir o topo do núcleo e entrar no Upper plenum , uma porção do refrigerante é vaporizada, A mistura de agua e vapor passa através de separadores de vapor o qual removem a fase liquida, e o vapor saturado sai no bocal para a turbina, , A água residual dos separadores
mistura-se com a água de alimentação retornando do condensador e passa em direção para baixo através de uma região anular externa ao núcleo , entre o core shroud e o vaso do reator conhecida como downcorner, e retorna para o Lower plenum. A força motriz para o fluxo de refrigerante através do nucleo é fornecido por um sistema de
recirculação , consistindo de 2 loops externos ao vaso do reator, cada um contendo uma bomba de recirculação( jet pump)
Vaso de Pressão do PWR
Configuração interna
A água Entra no vaso de pressão a uma
Temperatura de ~290 C fluindo para baixo
Fora do nucleo, servindo como refletor , e se
Movimenta para cima em direção ao nucleo
Onde é aquecida , e sai do vaso com uma
temperatura de ~325 C. A água num PWR é
mantida liquido super saturado a uma
pressão de ~150 atmosferas(15MPa). Desde
que a agua é liquida, para a produção de
vapor é realizada externamente ao vaso de
pressão , no Gerador
Vaso de Pressão
BWR
Barra de Controle
BWR
BWR
Vaso de Pressão e Gerador de
Vapor PWR
Circuito Primário
PWR
Reatores Avançados
A indústria nuclear mundial desenvolveu e melhorou a tecnologia nuclear por
cinco décadas, sendo que 4 gerações diferentes de reatores são hoje normalmente
distinguidas.
Os reatores de primeira geração são os reatores desenvolvidos e construídos
nos anos cinqüenta e sessenta como protótipos dos reatores comerciais. Entre
eles:Shippingport, Dresden.
Os reatores de segunda geração foram desenvolvidos nos anos setenta e
oitenta e são os reatores que hoje em dia estão comercialmente operando no mundo
todo.entre eles, os reatores BWR e PWR em operação nos Estados Unidos,
Os reatores de primeira e segunda geração possuem sistemas de segurança
ativos e barreiras passivas.
Os reatores de terceira geração são reatores avançados ou evolucionários
(versões mais avançadas dos reatores existentes). A maior diferença entre estes
reatores e os reatores de segunda geração está na incorporação no projeto de muitos
sistemas de segurança passivos e intrínsecos que não necessitam de controlo ativo
ou de intervenção
humana
As características principais dos reatores de terceira geração são
:
1. Padronização no projeto para cada tipo de reator, com a finalidade de agilizar o
licenciamento, de diminuir os custos capitais e de reduzir os tempos de
construção(economicidade);
2. Desenho e projeto simplificado para que sejam mais simples de serem operados e
menos vulneráveis à falhas operacionais;
3. Maior disponibilidade (availability) e aumento da vida útil para até 60 anos;
4. Minimização da possibilidade de fusão do núcleo;
5. Sistemas de segurança avançados;
6. Maiores taxas de queima para minimizar a quantidade de rejeitos;
7. Utilização de venenos queimáveis para aumentar a vida do combustível
Pequenos Reatores
•
SWR 1000
(Framatome ANP): é
um reator de tipo BWR avançado
com sistemas de segurança
passivos e ativos para minimizar o
acontecimento de acidentes
severos e eliminação do plano de
emergencia. É o primeiro reator
disponível no mercado equipado
com um completo sistema de
segurança passivo em adição ao
ativo. Isto significa que a
intervenção do operador não é
necessária, em caso de inicio de
um acidente severo, por um
período de até 72 horas. Neste
prazo de tempo os sistemas
passivos de segurança
IRIS
- International Reactor Innovative and Secure
(Westinghouse):
Reatores Avançados
• ABWR – Advanced Boiling Water Reactor
(General Electric, Toshiba,Hitachi):
certificados pela NRC e já estão operando atualmente em alguns paises.
O primeiro reator avançado ABWR
começou a operar no Japão, em 1996. Três unidades estão operando atualmente no Japão e uma outra esta sendo construída; duas unidades estão em construção em Taiwan. Características deste reator são:
• Compacto. O volume total ocupado por um
ABWR é 70% do volume ocupado por um BWR, reduzindo assim os custos e o tempo de construção.
• As barras de controle são acionadas
através de um sistema eletro-hidráulico(nos BWR o acionamento das barras de controle é hidráulico) para diminuir as probabilidades de falha e para proporcionar características melhores de “seguidor de carga”.
• APWR – Advanced Pressurized Water Reactor (System 80+,Westinghouse/BNFL):
certificado pela NRC e já construído, é um reator PWR avançado de 1300 MWe cujo projeto foi desenvolvido pela ABB
Combustion Engineering, hoje adquirida pela Westinghouse. Baseado no projeto de reatores PWR atualmente em uso (reatores de Palo Verde, em Arizona são do tipo
System 80) ele tem características ativas de segurança melhoradas:
• Sistemas inovadores de segurança com 4
circuitos de resfriamento de emergência do núcleo do reator;
• Melhorias no sistema de contenção do
reator e nos sistemas de controle;
• A utilização de barras de controle de
Ag-In-Cd permitirá ao reator de seguir a carga sem variar a concentração de boro na água assim reduzindo a quantidade de rejeitos nucleares;
• Uso do Inconel 690 para os geradores de
vapor e de titânio para os condensadores para reduzir os problemas de corrosão;
• APWR (AP600),
Westinghouse/BNFL): é um reator desenvolvido pela Westinghouse em colaboração com Ansaldo, foi
certificado pela NRC mas ainda
não foi construído. É um reator PWR, de 600 MWe baseado no desenho de atuais PWR, tem sistemas de
segurança passivos (sistemas
passivos de refrigeração do núcleo e/o remoção do calor residual através a injeção de água borada por
gravidade, sistemas passivos de resfriamento do vaso em pressão através de circulação natural,
conforme mostrado na Figura 3) que permitem uma grande simplificação do projeto e assim dos custos de
construção. A eliminação de muitos equipamentos ativos proporciona
também uma redução dos serviços de manutenção e operação associados a estes equipamentos. A baixa
densidade de potencia do núcleo permite atingir uma vida útil de até 60 anos. Embora tivesse sido certificado pela NRC, a Westinghouse está
enfatizando mais o projeto do maior AP1000.
