Heavy Water Reactor (HWRs) CANDU

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Heavy Water Reactor (HWRs)
João Vitor Silva Gama 209027709
O que é?
Reator refrigerado e/ou moderado por água pesada 
(D₂O).
● CANDU (CANadian Deuterium oxide Uranium 
fuel)
● PHWR (Pressurized Heavy Water Reactor)
● SGHWR (Steam-Generating Heavy Water 
Reactor)
● AHWR (Advanced Heavy Water Reactor)
Porquê?
Do ponto exclusivamente físico, a água pesada 
(D₂O) é superior como moderador tanto à água leve 
comum quanto ao grafite, principalmente devido à 
sua seção transversal de captura de nêutrons muito 
baixa (0,001 barns). Como consequência, um longo 
percurso de difusão é aceitável para o nêutron 
termalizado em um moderador de água pesada. 
Assim, o espaçamento de combustível pode ser 
maior, dando a opção de um circuito de refrigeração 
separado a ser incorporado no projeto do reator. 
Com um reator de água pesada, uma montagem 
crítica pode ser alcançada usando urânio natural 
como combustível.
Moderador PM (cm) RM
H₂O 1,530 60
D₂O 0,370 5600
Usar água comum como moderador implica em 
poucos nêutrons disponíveis após a termalização 
para sustentar uma reação em cadeia com os 
poucos núcleos isolados de ²³⁵U no combustível. 
Isso é particularmente significativo para os países 
que, tendo depósitos de urânio em seu território, 
não não têm a capacidade de construir e operar 
uma usina de enriquecimento de combustível. 
1939
Fissão do Urânio
A fissão do urânio foi descoberta por 
Otto Hahn e Fritz Strassmann. Os dois 
sugeriram que o processo poderia 
liberar nêutrons, que tinham o potencial 
de iniciar uma reação em cadeia se 
pudessem ser retardados. Alguns meses 
depois, eles descobriram que blocos de 
óxido de urânio exibiam atividade de 
fissão aumentada quando imersos em 
água. A absorção dos nêutrons liberados 
pela água, no entanto, impediu a criação 
de uma reação autossustentável. 
1931
Deutério
Através de espectrografia atômica foi 
postulada a existência de um isótopo do 
hidrogênio com massa 2 u.
1933
Purificação Água Pesada
Através do método de eletrólise, a 
primeira amostra pura de água pesada 
foi produzida (Nobel,1934).
Seção de choque de Absorção
Hans von Halban e Otto Frisch 
observaram uma menor taxa de 
absorção de nêutrons na água pesada 
do que na água normal.
1937
WWII 
Hoje, sabe-se que apenas três moderadores práticos 
podem ser usados para construir um reator usando urânio 
não enriquecido: água pesada, grafite e berílio. Naquela 
época, o grafite era o mais comum, mas tinha que ser 
muito puro. Cientistas franceses e alemães descartaram o 
grafite como um moderador viável devido a medições 
iniciais da absorção de nêutrons do grafite impuro. Assim, 
iniciou-se o avanço tecnológico de reatores a água pesada.
Água pesada, um moderador muito melhor, era um recurso 
escasso. Assim, surgiu na Europa uma disputa pela maior 
produtora de água pesada, a usina da Norsk Hydro, na 
Noruega.
Os alemães também careciam do esforço industrial 
necessário para a separação de isótopos de urânio, o que 
tornava a água pesada altamente pura ainda mais essencial.
Em 1942, cientistas americanos conseguiram purificar o 
grafite a níveis que permitiram a reação em cadeia, e assim 
foi criado o Chicago Pile-1. (Boro)
Apesar disso, os USA dedicaram extensos estudos sobre a 
água pesada, uma vez que, caso a alemanha descobrisse uma 
aplicação bélica, eles teriam o conhecimento científico sobre.
Em 1944, foi criado o primeiro reator moderado a água 
pesada, que tinha como combustível urânio natural Chicago 
Pile-3.
Projeto Nuclear e 
Funcionamento
HWR
A orientação do núcleo 
HWR é horizontal dentro de 
um tanque (Calandria - Aço 
Inoxidável) que consiste em 
canais de combustível. 
Cada canal de combustível 
possui dois tubos 
concêntricos: tubo 
Calandria e tubo de 
pressão.
Estes reatores podem ser 
reabastecidos durante a 
operação, usando o urânio 
natural como combustível, 
utilizando a água pesada 
como refrigerante e 
moderador. Igual aos PWRs, 
o calor é trocado entre o 
loop primário e o 
secundário por meio de um 
trocador de calor.
HWR
Core 
Orientation
Horizontal
Type Thermal
Coolant Heavy Water
Moderator Heavy Water
Fuel UO₂
PHWR
Reator de potência no qual o calor é dissipado do 
núcleo usando água altamente pressurizada 
(cerca de 160 bar) para atingir uma alta 
temperatura e evitar a ebulição dentro do núcleo, 
permitindo que ele atinja temperaturas mais altas 
principalmente sem formar bolhas de vapor 
(escoamento turbulento). O refrigerante transfere 
seu calor para o sistema secundário em um 
gerador de vapor (usa água pesada como 
refrigerante e moderador).
Exemplo: Usina Nuclear de Grohnde na Alemanha 
com uma potência elétrica de 1.430 MW. 
SGHWR
Variante da planta canadense CANDU, com separação física do refrigerante e moderador.
O único SGHWR já operado foi o protótipo de 100 MWe localizado na Inglaterra (Winfrith 
SGHWR). Como um CANDU, o moderador é água pesada contida na calandria. Entretanto, os 
tubos internos a calandria e o tubos de pressão (concêntricos) são verticais e o refrigerante 
pode ferver ao passar pelo núcleo. Esse vapor aciona a turbina, eliminando assim o gerador 
de vapor separado. A desvantagem de usar refrigerante a água leve, é que o combustível UO₂ 
deve ser enriquecido em cerca de 3%.
AHWR
Em processo de desenvolvimento, o Reator Avançado de Água Pesada (AHWR) é um elemento-chave do 
Programa Nuclear Indiano, conforme mostrado na Figura 1, que assume a confiança máxima no ciclo de 
combustível ²³³U-Th.
Porquê a Índia? (⅔ das reservas de Tório)
AHWR
Diferentemente das plantas convencionais, este reator possui 
tubos de pressão verticais, baseados em tório, resfriados a 
boiling light water e moderados por água pesada, o que 
elimina a necessidade de grandes estoques de água pesada.
Ainda em projeto, possui como propostas a circulação natural 
e passiva do refrigerante, reduzindo custos com 
equipamentos (bombas) e manutenção. Seu funcionamento é 
baseado na termo-sifonação.
O tório é uma potencial revolução energética em escala 
global. Reatores nucleares à base de tório, como o indiano 
KAMINI, além de extremamente mais eficientes que os 
baseados em urânio, produzem consideravelmente menos 
subprodutos. O rejeito destes reatores também representa 
menos riscos que o plutônio (rejeito do urânio) por não ser 
tão útil na fabricação de armas e por sua radiação decair mais 
rapidamente.
Inspirado em plantas PHWR e BWR indianos.
Seu combustível é baseado em óxido de urânio e óxido de 
tório fértil. A maior parte da energia gerada nesse modelo é a 
partir de ²³³U (75%), criado in locu a partir do tório. 
Uma vez que o ²³³U possui o maior número de nêutrons 
liberados/nêutrons absorvidos é possível aplicá-los em 
plantas super regeneradoras, onde mais material físsil é 
gerado que consumido.
Núcleo η
²³³U 2,287
²³⁵U 2,068
²³⁹Pu 2,108
²⁴¹Pu 2,145
AHWR
Diferentemente das plantas convencionais, este reator possui 
tubos de pressão verticais, baseados em tório, resfriados a 
boiling light water e moderados por água pesada, o que 
elimina a necessidade de grandes estoques de água pesada.
Ainda em projeto, possui como propostas a circulação natural 
e passiva do refrigerante, reduzindo custos com 
equipamentos (bombas) e manutenção. Seu funcionamento é 
baseado na termo-sifonação.
O tório é uma potencial revolução energética em escala global.[1] 
Reatores nucleares à base de tório, como o indiano KAMINI, além de 
extremamente mais eficientes que os baseados em urânio, produzem 
consideravelmente menos subprodutos. O rejeito destes reatores 
também representa menos riscos que o plutônio (rejeito do urânio) 
por não ser tão útil na fabricação de armas e por sua radiação decair 
mais rapidamente.[2]
https://pt.wikipedia.org/wiki/T%C3%B3rio#cite_note-1
https://pt.wikipedia.org/wiki/Reator_de_t%C3%B3rio
https://pt.wikipedia.org/wiki/Indiano
https://pt.wikipedia.org/wiki/KAMINI
https://pt.wikipedia.org/wiki/Ur%C3%A2nio
https://pt.wikipedia.org/wiki/Plut%C3%B4nio
https://pt.wikipedia.org/wiki/T%C3%B3rio#cite_note-2AHWRCANDU 6PHWRSGHWR
Gen IVGen IIIGen IIGen I
GERAÇÕES
Vantagens:
● Utilização do Urânio Natural.
Obs.: Não necessita da tecnologia de enriquecimento 
de urânio, mas concentração pode ser elevada 
(0,7->0,9->1,2%) ocasionando um incremento de 
energia gerado de 7->11->22 Mwd/kg para uma 
mesma planta. Além disso, para um enriquecimento a 
1,2% os custos com combustível e reabastecimento 
se reduzem em 30%
● Como o combustível de urânio não enriquecido 
acumula uma densidade menor de produtos de fissão 
do que o combustível de urânio enriquecido, ele gera 
menos calor, permitindo um armazenamento mais 
compacto.
● Abastecimento sem interrupção.
● Em operação, reatores AHWR conseguem produzir 
500 ton de água dessalinizada por dia, para plantas 
localizadas na costa.
● Custo (1935: 50 cents per gram; 2022: centenas de 
dólares o quilograma).
Obs.: Além disso, a produção de água pesada não é 
apenas cara, mas também perigosa, envolvendo o 
uso de grandes quantidades de sulfeto de hidrogênio 
H₂S, que é tóxico e inflamável.
● O conteúdo energético reduzido do urânio natural em 
comparação com o urânio enriquecido exige uma 
substituição mais frequente do combustível;
● A maior taxa de movimentação de combustível 
através do reator também resulta em maiores 
volumes de combustível irradiado do que nos LWRs 
que empregam urânio enriquecido.
Desvantagens:
Referências
● Heavy Water Reactors | Atomic Heritage 
Foundation
● Alameri, S. A., & Alkaabi, A. K. (2020). 
Fundamentals of nuclear reactors. Nuclear 
Reactor Technology Development and Utilization, 
27–60. doi:10.1016/b978-0-12-818483-7.00001-9 
● British Electricity International. (1992). Nuclear 
physics and basic technology. Nuclear Power 
Generation, 1–110. 
doi:10.1016/b978-0-08-040519-3.50008-1 
● Pressurized heavy-water reactor - Wikipedia
● https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications
/PDF/te_984_prn.pdf
● The Indian Advanced Heavy Water Reactor 
(AHWR) and Non-Proliferation Attributes
https://www.atomicheritage.org/history/heavy-water-reactors
https://www.atomicheritage.org/history/heavy-water-reactors
https://en.wikipedia.org/wiki/Pressurized_heavy-water_reactor
https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/te_984_prn.pdf
https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/te_984_prn.pdf
https://www.bnl.gov/isd/documents/79014.pdf
https://www.bnl.gov/isd/documents/79014.pdf