Aula 08-Exploracao-Beneficiamento-Ciclo do Combustivel

ENE-204: Energia nuclear

AULA 08

Prof. Dr. Jose Rubens Maiorino Engenharia de Energia

CECS

Joserubens.maiorino@ufabc.edu.br

Urânio

Tecnologia de exploração,

beneficiamento e Processamento (

Ciclo do Combustível)

Prospecção

• Aero cintilometria

• Restituição Fotogramétrica

• Mapeamento foto geológico

• Mapeamento geológico

• Levantamento radio metrico”in

situ”

• Geoquímica e geofísica

• Avaliação de indícios

• Sondagens

geológicas/perfilagens

• Estimativa de recursos(

Jazidas)

Mineração

A mineração e a produção de concentrado de urânio consiste na primeira etapa do ciclo do combustível. Após o conjunto de

operações, que têm como objetivo descobrir uma jazida e fazer sua avaliação econômica -prospecção e pesquisa - determina-se o

local onde será realizada a extração do minério do solo, e o início dos

procedimentos para mineração e para o

beneficiamento. Na usina de beneficiamento o urânio é extraído do minério, purificado e concentrado sob a forma de um sal de cor amarela, conhecido como "yellowcake". No Brasil tais atividades são desenvolvidas no município de Caetité, no Estado da Bahia.

Mina Cachoeira -Caetite

• Em Junho de 2005 obteve-se a primeira produção de concentrado

de urânio a partir da exploração da Jazida Cachoeira(Anomalia da

Província Urinífera de Lagoa Real), que ao entrar em Lavra,

tornou-se uma Mina.

Projeção das Reservas e

Demanda

COMBUSTÍVEIS NUCLEARES

As funções básicas do combustível no reator nuclear são: • gerar as fissões nucleares

• transferir a energia gerada na fissão nuclear para o refrigerante • reter os produtos de fissão

As principais características requeridas são:

• compatibilidade entre os materiais combustíveis, de ligação, de revestimento, e refrigerante/moderador

• estabilidade (ou integridade) mecânica, térmica e à irradiação • boa resistência a corrosão e corrosão sob tensão

• resistência à fadiga

• facilidade de fabricação (materiais/componentes/montagens) • facilidade de reprocessamento

• boa economia de nêutrons

• longo tempo de operação no reator e alta queima (consumo de Urânio/Plutônio)

Os combustíveis nucleares são formados dos elementos físseis e férteis (U, Th, Pu) sob diversas formas de compostos e de materiais estruturais que servem de elementos de ligação, revestimento e estrutura. A característica do combustível está associada às necessidades neutrônicas e térmicas e depende da compatibilidade do teor do material físsil/fértil com o processo de fabricação e também do seu desempenho sob irradiação. Pode-se ter, por exemplo, combustíveis com alto ou baixo enriquecimento de Urânio-235. Em realidade o que se procura é uma relação de materiais físsil/fértil/estrutural que atendam as características neutrônicas necessárias mas também atendam ao fator tecnológico de fabricação e que tenha o desempenho adequado sob irradiação e condições de temperatura no reator. De uma maneira geral se procura associar o

Urânio (Tório ou Plutônio) à materiais de baixa seção de choque de absorção de forma a se trabalhar com a relação teor de urânio/concentração isotópica de

U-235 adequada pelos fatores anteriormente mencionados. A Tabela 1 mostra uma relação de compostos de Urânio utilizados como combustível nuclear, verificando-se a relação do teor de Urânio nestes compostos, e a Tabela 2 a relação entre absorção e produção de nêutrons para alguns desses compostos

COMPOSTO MASSA ESPECÍFICA (g/cm3 ) % DE URÂNIO (em peso) MASSA ESPECÍFICA DO URÂNIO NO COMPOSTO (g/cm3 ) TEMPERATURA LIMITE (C) U U2Fe U3Si UN UC U2C3 U3Si2 UC2 UO2 U3O8 UAl2 Uzr2 UAl3 UAl4 18.9 17.7 15.6 14.3 13.6 12.9 12.2 11.7 10.96 8.4 8.1 10.3 6.7 6.0 100 96.1 96.2 94.4 95.2 93.0 92.4 90.8 88.2 84.8 82.0 56.9 74.0 68.8 18.9 17.0 15.0 13.5 12.9 12.0 11.3 10.6 9.7 7.1 6.6 5.7 4.9 4.1 1170 815 930 2650 2350 1775 1650 2500 2780 2500 1580 600 1350 730 Tab.1 COMPOSTO SEÇÃO DE CHOQUE MACROSCÓPICA

NÚMERO MÉDIO DE NEUTRONS EMITIDOS/NEUTRONS TÉRMICOS ABSORVIDOS FISSÃO (f) ABSORÇÃO (a) UO2 U3O8 UC U2C3 UC2 UN U3Si USi 0.102 0.065 0.137 0.127 0.112 0.143 0.159 0.098 0.185 0.120 0.252 0.233 0.207 0.327 0.293 0.184 1.34 1.34 1.34 1.34 1.34 1.08 1.33 1.32 Tab.2

Tipos de Combustível

• Os principais materiais combustíveis estão em forma de ligas

metálicas, materiais cerâmicos e dispersões.

• As principais ligas metálicas utilizadas como combustível nuclear

são: Urânio Metálico, ligas de Alumínio, ligas de

Urânio-Zircônio, Urânio-Molibdênio, etc.

• Os principais materiais cerâmicos utilizados como combustível

nuclear são: UO

₂

, (U-Pu)O

₂

, ThO

₂

, UC, UN, U

₃

Si

₂

.

• Os combustíveis nucleares de dispersões são constituídos,

normalmente, de materiais combustíveis cerâmicos (UO

₂

, U

₃

O

₈

, UC,

PuO

₂

, U

₃

Si

₂

, etc.) dispersos numa matriz contínua de um material

estrutural não físsil (Al, zircaloy, aço inox, grafite). Exemplo:U

₃

O

₈

,

U

₃

Si

₂

disperso em matriz de Alumínio; (U, Th) C

₂

ou UO

₂

em matriz

de grafite.

• Em reatores de potência a água leve (PWR, BWR) e água pesada

(PHWR, CANDU) é utilizado combustível de UO

₂

, que será aqui

abordado

Ciclo Aberto-

“once through cycle”

Mineração Do Urânio U₃O₈ 150047 U Conversão Para UF₆ UF₆ 149297 U Perdas 750 U Enriquecimento Fabricação Do Combustível 0,2 w/0 U depletado ~3w/o 821 235_U Perdas 8 235_U Reator Combustível UO₂ BOC 813 235_U Combustível Queimado EOC Estocagem Interina (piscinas) Repositório

Inventario Típico

OTC

235

_U

_U

_Pu

fissil

Pu

BOC

813

26977 -

-EOC

220

25858 178

246

PF(EOC)=873

C=material físsil produzido/material físsil consumido=(220+178)/(813-220)

C~0,67(razão de conversão)

Conversão do Urânio

Minério de Urânio

Adição de HNO₃

Extração com solvente

UO₂(NO₃)₂ DUA Redução com H₂ 600 0_C UO₃ Oxido Laranja Aquecimento com HF Redução com H2 600 0_C UO₂ Oxido Marrom UF₄ Sal Verde UF₄+F₂→UF₆ T>2500_C U Metálico Aquecimento Com Ca ou Mg

Enriquecimento

• A etapa a seguir é a de enriquecimento do urânio que

tem por objetivo aumentar a concentração do urânio 235

que é de apenas 0,7% de urânio 235 para 2 a 5% o que

viabiliza o seu uso como combustível para Reatores de

Potencia, e ~ 20% para Reatores de Pesquisa. O

produto gasoso, UF6, é então, enriquecido em

235

_U.

Desde que o

235

_{U e o}

238

_{U são quimicamente idênticos o}

processo de separação deve necessariamente ser

físico:

• Difusão Gasosa

• Centrifugação

• Processos Aerodinâmicos( Jet Nozzle)

• Separação Eletromagnética ou LASER

Balanço de Massa

Trabalho Separativo

Planta de Enriquecimento Alimentação: M_a. x_a Produto Mp, xp Depleção M_d, x_d

A massa da Alimentação de U: M

_a

=M

_p

+M

_d

, e a quantidade de

235

_{U, x}

a

M

a

=x

p

M

p

+x

d

M

d,

, ou M

a

=[(x

p

-x

d

)/(x

a

-x

d

)]M

p

. Se a

alimentação é U-natural x

_a

=0,00711 e usualmente fixa-se o

enriquecimento do Urânio depletado em 0,002 . Para um

enriquecimento x

_p

a massa do U-235 na massa do produto é:

M

₂₃₅

=x

_p

M

_p

, e portanto M

_a

=[(x

_p

-x

_d

)/(x

_a

-x

_d

)]M

₂₃₅

/x

_p

→M

_a

≈M

₂₃₅

/(x

_a

Trabalho Separativo

SWU

Cascata numa Usina de

Enriquecimento

Problema Proposto

• Um terço do núcleo de um reator PWR e

removido e substituído com combustível novo

por ano. Para um reator de 1000 MW(e) cada

recarga requer cerca de 33000 kg de UO

₂

com

3,2 w/o de enriquecimento. Se a alimentação na

fabrica de enriquecimento e urânio natural e o

urânio depletado e 0,2 w/o, calcule: a) Quantos

kilos de Urânio natural são necessários e

b)usando valores atuais do custo do SWU , qual

e o custo do enriquecimento.

Processos de Enriquecimento

Difusão Gasosa

Processos de Enriquecimento

Centrifugação

Urânio Urânio enriquecido Urânio empobrecido

Processo de Enriquecimento

Eletromagnético- LASER

Processo de Enriquecimento

Aerodinâmico- Jet Nozzle

Fabricação do Combustível

Reconversão

• Na etapa de reconversão o

hexafluoreto de urânio (UF

₆

)

é transformado em dióxido

de urânio (UO

₂

). O processo

de reconversão é o retorno

do gás UF

₆

ao estado sólido,

sob a forma de pó de

dióxido de urânio (UO

₂

). A

principal matéria prima

dessa etapa do processo é o

urânio enriquecido na forma

de hexafluoreto de urânio

(UF

₆

), com nível de

enriquecimento da ordem de

0,71 a 5,0% em peso,

armazenado em recipientes

cilíndricos. O cilindro

contém aproximadamente

2,277 kg de UF

₆

. O UF

₆

à

temperatura ambiente de

25ºC apresenta-se na forma

sólida.

Reconversão via Úmida

via DUA

Reconversão via Úmida

via TCAU

Processo TCAU

Utilizado pela INB

Fabricação do Combustível

Pastilhas

FÁBRICA DE COMBUSTÍVEL

NUCLEAR-INB

Engenheiro Passos Município de Resende - RJ Unidade 2 Unidade1 Reconversão, Pastilhas e Enriquecimento -Unidade 2 Componentes e Montagem

FCN ENRIQUECIMENTO,

RECONVERSÃO E PASTILHAS

(3-4) - ENRIQUECIMENTO (1) - RECONVERSÃO (2) - PASTILHAS 3 4 2 1

FCN - COMPONENTES E

MONTAGEM

Repositório Final

Yucca Moutain

Ciclo Fechado

Reprocessamento ou Reciclagem

ENERGIA NUCLEAR

Ciclo Fechado em Reatores

Térmicos- MOX

Ciclo Fechado para Reatores

Rápidos

Reprocessamento

PUREX