Combustíveis Nucleares

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PMT 3531 - PROCESSAMENTO
DE COMBUSTÍVEIS NUCLEARES II
Humberto Gracher Riella humberto.riella@ufsc.br
Elita Urano de Carvalho _ elitaucf@ipen.br
mailto:elitaucf@ipen.br
mailto:elitaucf@ipen.br
RETIRAR E 
APROVEITAR O 
CALOR 
GERADO NA 
FISSÃO 
NUCLEAR
1
Vantagens: Alto poder enérgico e baixa emissão de CO2
Fissão de 1 kg de 235U libera 2,3.107 kWh 24h 1000 MW(t) E=30% 300 MW(e)
• Equivale ao consumo médio diário de 1.325.804 
Brasileiros
• Enquanto isso, para gerar os mesmos 300
MW(e) ao longo de 24 h em uma usina
termoelétrica, são consumidos:
U235
10g
OLEO
700Kg
CARVÃO
1200Kg
2
Volume de resíduos infinitamente menor do que o gerado por combustíveis fósseis
Tecnologia de repositórios disponível 
Gerações III e IV de reatores intrinsecamente seguros, com sistema passivo de segurança
Desvantagens: Resíduo nuclear e “ acidentes”
3
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. 
4
PMT 3531 – PROCESSAMENTO DE COMBUSTÍVEIS NUCLEARES II
Os materiais combustíveis são divididos em materiais físseis e férteis. 
• FÍSSEIS
Urânio 233
Urânio 235 
Plutônio 239 e 
Plutônio 241 
• FÉRTEIS 
Urânio 238 
Tório 232 
Tabela 1- Composição isotópica do urânio natural 
Número massa Composição isotópica (%) Massa isotópica (u.m.a) Vida útil(anos)
233
235
238
0,0058
0,70
99,275
234.0409
235.0439
238.0508
2.60 x105
8,50 x108
4.51x109
COMBUSTÍVEL NUCLEAR
5
• Elemento de Combustível Tipo Placa para 
Reatores MTR 
• Elementos de Combustível para Varetas 
Cilíndricas para Reatores de Potência
No núcleo de reatores nucleares, o combustível é 
onde ocorre os processos de fissão, envolvendo 
átomos pesados ​​de urânio ou de plutônio. O 
combustível fornece a fonte de calor que, em 
última instância, permitirá geração de eletricidade, 
ou mesmo a produção de energia para outras 
aplicações
6
 Condutividade térmica elevada
 Baixa expansão térmica
 Resistente aos danos da radiação
 Alto ponto de fusão
 Estabilidade Química
 Fabricação econômica
 Baixa seção absorção 
PROPRIEDADES DESEJÁVEIS
COMBUSTÍVEIS NUCLEARES 
7
→ Existem 440 usinas nucleoelétricas funcionando
em 30 países
→ Capacidade geradora total de 39O GW
→ Existem 55 reatores em construção (63GW)
→ Existem 109 reatores planejados (118GW)
→ 13 países utilizam usinas nucleoelétricas para gerar 
mais do que 1/3 da eletricidade que consomem
→ O maior uso de energia nuclear para gerar 
eletricidade é na França (75,2%)
→ A maior capacidade nucleoelétrica instalada é nos 
EUA (104 usinas, 20,2%)
International_Atomic_Energy_Agency, APRIL 2020
→ Existem cerca de 223 desses reatores em 
operação, em 53 países.
→ Potência de até 100MW
→ Potencia total dos 223 reatores de pesquisa do 
mundo é de pouco menos de 3000MW.
→ Existem 11 reatores em construção
→ Existem 16 reatores planejados
→ Existem 27 reatores temporariamente ou em 
paralização prolongada
→ Existem 58 reatores fechados
→ Existem 511 reatores em descomissionament
International_Atomic_Energy_Agency, JUNE 2021
REATORES NUCLEARES 
DE PESQUISA NO MUNDO 
REATORES NUCLEARES 
DE POTÊNCIA NO MUNDO 
8
Combustíveis Nucleares X Tipo de Reator 
Os reatores variam de acordo com os compostos e configuração 
geométrica do combustível e do revestimento utilizado:
 Varetas de combustível
 Placas de combustível
 Combustíveis na forma de partículas esféricas de U (ou Pu)
 Combustíveis líquidos (reat. homogêneos): sais fundidos/soluções 
 Compostos cerâmicos
 Ligas metálicas
 Materiais utilizados no revestimento (aço inoxidável, ligas Zr, Al)
9
Materiais Utilizados no Revestimento
 Ligas de zircônio para LWR
 Aços inoxidáveis ​​para reatores rápidos
 Alumínio para reatores de pesquisa e teste de materiais
 SiC para reatores refrigerados a gás
 Ligas refratárias para aplicações em alta temperatura (isto é, 
W, Ta, Nb, Mo, V)
PMT 3531 – PROCESSAMENTO DE COMBUSTÍVEIS NUCLEARES II 10
• Boa economia de nêutrons
• Alta condutividade térmica
• Boa conformidade dentro de certos limites de U
• As ligas metálicas possui o inconveniente de 
uma baixa temperatura de fusão, por outro lado 
temos a formação de eutéticos* que trazem 
ainda a temperatura para baixo, o que implica 
que a sua utilização seja limitada para menos de 
1.000°C
• Apresenta Inchamento sob irradiação(>60% 
em combustíveis altamente irradiados;
• Altamente reativo quimicamente e tem 
compatibilidade a alta temperatura somente 
com alguns materiais refrigerante(CO2 e He), 
É usado em reatores com Pu, a baixa 
temperatura e inicialmente usado nos 
reatores ingleses (refrigerados a gas)
• Reatores MTR;
• T=150graus C com revestimento de Al;
• Em T altas existe interação do Al e U assim 
como aceleração da corrosão (perdeu mercado)
• 40- 90% Perdeu mercado
COMBUSTÍVEl NUCLEAR
• Ligas Metálicas 
Urânio Metálico 
Ligas de U-Al
Ligas U-Zr 
Ligas de UMo
• Reator de potência,
• Zr tem alto ponto de fusão,
• baixa seção de choque de absorção, 
• boa resistência à corrosão e o 
urânio é pouco solúvel
•Materiais Cerâmicos
Cermets
• Os óxidos, por outro lado são altamente 
estáveis, e altamente refratários, exibindo 
temperaturas de fusão superiores a 2500°C. 
Porém não proporcionam um material ideal 
devido a sua fraca condutividade térmica
11
Combustível de Nitreto- NU
Combustíveis UB
Por que não usamos apenas urânio puro 
(UO) no combustível nuclear em vez de 
óxido e compostos metálicos?
12
  = 19,04 g/cm3 a 26 oC ( - ortorrômbico)
 Ponto de fusão: 1.132 oC, Ponto de ebulição: 3.800 a 3.900 oC
Metal muito reativo, reagindo c/ vários metais e lentamente
com o ar a Tamb, é pirofórico na forma de pó ou cavacos Tamb
 Sofre transformações de fase entre Tamb e 1.132oC
 Desvantagem da fase estável a baixa T ser ortorrômbica: há
expansão desigual em diferentes direções c/ o aquecimento 
após alguns ciclos, distorções permanentes (alterações volume)
Temperatura de 
Transição °C
Fase Estrutura 
Cristalina
660 Sólido - α Ortorrômbica
760 Sólido - β Tetragonal
1132 Sólido γ - líquido Cúbica
3900 Líquido-vapor -
FASES DO URÂNIO METÁLICO
13
FASES DO URÂNIO METÁLICO
Urânio Alfa:
Estrutura ortorrômbica, grupo espacial Cmcn, com 4 átomos 
por célula unitária, densidade de 19,12 g/cm3, sendo estável 
até 662°C. Esta estrutura cristalina do urânio α é única entre 
os materiais metálicos, contendo certo grau de ligações 
covalentes. Cristalograficamente, não é muito favorável à 
formação de soluções sólidas, mesmo quando o tamanho e a 
valência do átomo soluto são favoráveis 
Urânio Beta: 
Essa fase tem uma estrutura tetragonal complexa, com o 
grupo espacial P4/mnm contendo 30 átomos por célula 
unitária. A densidade dessa fase é 18,11 g/cm3 a 720 °C e 
tem dureza elevada, devido a certo volume de ligações 
não metálicas, como ocorre com o urânio alfa. Sua faixa 
de estabilidade é de 662°C a 769°C. O Vanádio e o Nióbio 
(pentavalentes), bem como, o Cromo e o Molibdênio 
(hexavalentes) conseguem reter a fase Beta após 
resfriamento até a temperatura ambiente 
Urânio Gama:
Estrutura cúbica de corpo centrado, grupo espacial B2, com 2 
átomos por célula, com densidade de 18,06 g/cm3 (22). Nesta fase, 
o urânio encontra-se no estado químico/cristalográfico mais 
próximo do comportamento de um material metálico típico e sua 
faixa de estabilidade ocorre de 769°C até o ponto de fusão, em 
1132 °C. A fase gama do urânio apresenta, em geral, valência de 5, 
6 ou 8, dependendo dos elementos de liga, que variam com base 
no tamanho atômico, estrutura cristalina e número de valência. 14
LIGAS DE URÂNIO
 As ligas de U com fase γ têm melhor
desempenho que as de fase α;
 Elementos de liga estabilizadores da fase γ
devem ter baixa secção de captura de
nêutrons;
 Alguns elementos de liga utilizados: Zr, Nb,
Ti, Mo (para altaT e baixos “burnups”;
 O emprego de estabilizadores da fase γ 
redução da densidade de U
PMT 3531 – PROCESSAMENTO DE COMBUSTÍVEIS NUCLEARES II 15
Ligas de U-Al
Foram utilizadas em larga escala em reatores de pesquisa 
(MTR). 
 As temperaturas envolvidas nestes reatores (150o C) 
permitem a utilização destas ligas associadas a 
revestimentos de alumínio. 
 Em temperaturas mais altas há reações químicas entre o 
urânio e o alumínio, bem como há uma aceleração do 
processo de corrosão do revestimento. 
 Normalmente são utilizados enriquecimentos de ordem de 
40% a 93%de U-235 já que o teor de urânio na liga é 
limitado. 
 Recentemente, com a limitação internacional de 
fornecimento de urânio enriquecido (limitado a 20% de 
enriquecimento) estas ligas tem sido menos usadas mas 
demonstraram um alto desempenho sob irradiação. 
PMT 3531 – PROCESSAMENTO DE COMBUSTÍVEIS NUCLEARES II
Ligas de U-Zr 
• Tem aplicação em reatores de potência. 
• O zircônio tem um alto ponto de fusão, 
baixa seção de choque de absorção, boa 
resistência à corrosão e o urânio é pouco 
solúvel nele. 
• Ligas contendo 14% de urânio foram 
utilizadas demonstrando um bom 
desempenho sob irradiação. 
16
As vantagens de se usar materiais cerâmicos em
combustíveis de reatores de potência são:
 maiores temperaturas permitidas para o combustível
devido ao alto ponto de fusão;
 boa estabilidade a irradiação (dimensional e
estrutural) devido a ausência de transformações de
fase a baixas temperaturas;
 alta resistência a corrosão e compatibilidade com o
revestimento (zircaloy, aço inox) e o refrigerante (água,
vapor) no reator.
Os principais materiais cerâmicos utilizados como
combustível nuclear são: UO2, UO2-PUO2, ThO2, UC, UN
MATERIAIS CERÂMICOS
17
DISPERSÃO
 Combustíveis na forma de dispersões consistem de partículas de
combustíveis, com formato aproximadamente esférico, dispersas em
um meio (matriz) metálico, cerâmico ou de grafita
 O princípio básico dos combustíveis à dispersão é isolar as partículas
de combustível de maneira que um volume significativo da matriz não
seja danificado pelos produtos de fissão
 Dessa forma, com as partículas combustíveis restritas, podem ser
atingidos “burnup” mais elevados, os produtos de fissão são contidos
e a transferência de calor para o revestimento é preservada
 MTR (1952) – partículas de UAlx (UAl2, UAl3 e UAl4 disp. Al); outros ex.:
UO2 em SS, UO2 em BeO, U em Zr-H (TRIGA), PuO2-UO2 em SS, UO2 em
Zr (propulsão naval), UO2-UC2 em grafita (HTGCR)
São combinações de misturas metal-cerâmico ou combinações de 
metais com cerâmicas. As suas propriedades ficam entre as propriedades 
dos metais e as propriedades das cerâmicas que o constituem
18
 • UO2 disperso em aço inox ou zircaloy; 
 • (U, Th) C2 ou UO2 em matriz de grafite; 
 • U3O8, U3Si2, U3Si disperso em matriz de alumínio. 
O UO2 disperso em aço inox ou zircaloy tem aplicação em reatores de potência refrigerados a água. 
As dispersões de carbonetos e óxidos de urânio e tório em grafite são utilizadas em reatores de alta temperatura 
refrigerados a gás. 
Como o alumínio possui baixa seção de choque de absorção mas possui restrições em relação à faixa de temperatura 
que pode ser utilizado (baixo ponto de fusão – 650 oC) ele é utilizado principalmente em combustíveis de reatores de 
pesquisa (MTR) onde podem ser obtidos altos fluxos de nêutrons a relativamente baixas temperaturas (< 150oC). 
A utilização de dispersões de materiais de alta densidade em urânio (U3O8, U3Si2, U3Si, U6Fe) em matriz de alumínio 
foi a solução encontrada para substituir os combustíveis de alto enriquecimento dos reatores MTR (ligas de U-Al). 
PMT 3531 – PROCESSAMENTO DE COMBUSTÍVEIS NUCLEARES II
OS PRINCIPAIS COMBUSTÍVEIS COM 
DISPERSÕES UTILIZADOS
19
• DISPERSÕES tem maior resistência mecânica e ductilidade que cerâmicos;
• DISPERSÕES tem maior resistência a choque térmico que cerâmicos, embora
sejam ainda relativamente frágeis;
• DISPERSÕES tem as propriedades combinadas de metais e cerâmicos. Ambos
tem uma alta resistência a irradiação e corrosão. Ambos são relativamente
estáveis a altas temperaturas.
Os combustíveis nucleares constituídos de DISPERSÕES podem oferecer
vantagens sobre os combustíveis de LIGAS METÁLICAS tais como:
 aumento da vida útil de operação do combustível no reator, pois os danos
dos produtos de fissão ficam localizados em uma zona imediatamente
adjacente da fase dispersa (contendo elemento físsil) minimizando os danos
da matriz metálica e minimizando o inchamento;
 a seleção dos materiais pode ser estendida de modo a permitir o uso de
materiais combustíveis cerâmicos diluídos em materiais metálicos
conseguindo-se propriedades físicas, térmicas e mecânicas que não seriam
alcançadas com o material combustível básico.
DISPERSÃO
Combustível a dispersão
Partícula combustível cerne combustível
matriz de Al revestimento de 
liga de alumínio
Combustível monolitico
revestimento de 
liga de alumínio
Folha fina
20
 o tamanho das partículas dispersas (físsil) deve ser grande
comparado ao percurso médio de um fragmento de fissão;
 a distribuição das partículas dispersas na matriz do metal
deve ser o mais uniforme possível;
 a densidade do material da fase dispersa (físsil) deve ser alta;
 a fase contínua da matriz de metal deve ter o máximo de
volume possível na dispersão
PARA UM BOM 
DESEMPENHO DE UM 
COMBUSTÍVEL A 
DISPERSÃO 
Para se alcançar os objetivos desejados os
seguintes itens devem ser observados:
Matriz
Revestimento
Partículas combustível
Combustível a dispersão
Os principais combustíveis com dispersões utilizados são: 
• UO2 disperso em aço inox ou zircaloy; 
• (U, Th) C2 ou UO2 em matriz de grafite; 
• U3O8, U3Si2, U3Si disperso em matriz de alumínio. 
21
REATOR DE POTÊNCIA
22
Fukushima
Chernobyl
Tipos de Reatores Nucleares
U3Si2-Al 20% H2O H2O MTR Vários
23
 Incorporação de isótopos físseis em ligas 
metálicas estáveis;
 Cerâmicas refratárias (óxidos, carbonetos, 
nitretos ou silicetos);
 Outros materiais, mais complexos, 
tomando a forma de cercer (combinações de 
cerâmico-cerâmico) ou cermet (cerâmico-
metal);
 Compósito (material formado por junção de 
outros materiais com o objetivo de se obter 
um produto de maior qualidade)
COMBUSTÍVEIS PWR - MATERIAIS
24
 Nos PWR, o núcleo é constituído por conjuntos de
varetas combustível de liga de zircônio, acondicionando as
pastilhas de óxido de urânio (urânio enriquecido a 4% de
U 235), pastilhas MOX (misturado óxidos de urânio e
plutônio [(U, Pu)O2], com um teor de Pu 5-10%).
 O Porque da escolha (UO2):
Grande compatibilidade química com o refrigerante, no 
caso de uma falha na primeira barreira de contenção.
COMBUSTÍVEIS PWR - MATERIAIS
25
Produtos de fissão:
 Dois átomos substituem cada átomo de U (ou Pu) que fissiona
 Mais de 30 elementos químicos podem ser produzidos por fissão
 Composição química do combustível pode evoluir substancialmente durante a 
irradiação 25% dos produtos de fissão são átomos de gás (Kr, Xe)
BURNUP E PRODUTOS DE FISSÃO
Queima “burnup”:
 É uma medida da quantidade de U (ou Pu) fissionada
 Unidades: MW.dia/tU ou % atômica
 Combustível LWR atualmente limitado a  50.000 MWD/t
 Experimentos > 70000 MWD/t
 Combustível metálico e de óxido para reatores rápidos, queima limitada a  10 at.%
 Experiências até 20 at.%
 Combustíveis tipo dispersão (reatores de pesquisa HEU) limites  50 at.%
 50-90% dos átomos úteis de U (Pu) não são queimados - motivação para reprocessamento
26
Angra 1 Angra 2
Tipo
Criticalidade
Potência elétrica
Combustível
Diâmetro pastilhas
Carregamento combustível
Revestimento
Temperatura máxima do 
revestimento
Temperatura máxima do 
combustível
Elementos combustíveis
Número de barras de 
controle por elemento
Queima média da descarga
Densidade média de potência
Barras de Controle
Temperatura da água 
refrigerante primário
Pressão do primário
Número de circuitos derefrigeração
Vaso de Pressão
Contenção externa 
Ciclo
PWR
1982
626
Pastilhas de UO2
49,3tHM
Inicial:2.1/2.6/3.1%
Recargas:3.3%
Zr 4
350oC
1800oC
121
235
33000MWt/l
107,9kWt/l
Ag/In/Cd
287.5/326.3oC
154 bar
2
Cilíndrico
AS 508 Cl 12
170mm espessura
Concreto reforçado
12meses,35.1% do 
combustível trocado
PWR
1999
1350
Pastilhas de UO2
103tHM
Inicial: 1.8/2.5/3.2%
Recargas:3.3%
Zr 4
349oC
2092oC
193
2
35000MWt/l
93.2kWt/l
Ag/In/Cd
293/332oC
156 bar
4
Cilindro
20MnMoNi55
250mm espessura
Concreto reforçado
12meses
PMT 3531 – PROCESSAMENTO DE COMBUSTÍVEIS NUCLEARES II
REATORES ANGRA 1 e 2
Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto
27
Combustível cerâmico:
- UO2 (ou UO2-PuO2 no caso MOX). 
- Quimicamente estáveis ​​e 
compatíveis com água, estes 
óxidos são altamente resistente a 
altas temperaturas e irradiação, 
- O oxigênio do óxido é um fraco absorvedor de nêutrons, após 
a fissão mantém sua estrutura cristalina (cúbica)
PMT 3531 – PROCESSAMENTO DE COMBUSTÍVEIS NUCLEARES II
COMBUSTÍVEIS PWR - MATERIAIS
28
UF6 NUH
Precipitação e filtração TCAU
Redução do TCAU
a UO2 com H2
Tratamento de 
efluentes
Homogeneização dos pós de 
UO2
Compactação das pastilhas
UO2
Sinterização das pastilhas
UO2
Retificação das pastilhas
UO2
Pastilhas acabadas
UO2
Pastilhas com 
defeitos
Efluentes
Dissolução em HNO3
Elementos 
CombustíveisLama da retificação
Calcinação ao ar
FABRICAÇÃO DE COMBUSTÍVEL NUCLEAR - VISÃO GERAL DO PROCESSO
29
FORNOPRENSA
TCAU
FILTRO TCAU
Reconversão 
30
• É o material mais utilizado para reatores de potência 
(PWR, BWR, AGR, PHWR, LWGR)
• Vantagens:
• Boa estabilidade térmica (não transform. fase)
• Elevado ponto de fusão  2.800°C
• Massa específica 10,96 g/cm3
• Baixa reatividade química c/ H2O(l) e H2O(v)
• Boa estabilidade a danos por irradiação
• Baixa dilatação térmica até 1800 °C
• Desvantagens:
• Baixa condutividade térmica
• Aquecido ao ar, oxida-se a U3O8
• Utilização:
• Na forma de pastilhas cilíndricas sinterizadas
• Massa de cada pastilha 7 a 8 g
• 60 t para reator PWR 600 Mwe
• 100 t para reator PWR 1200 Mwe
•  1/3 dos EC são substituídos a cada ano
MEDIÇÃO
PASTILHAS
PROCESSO DE FABRICAÇÃO DE 
COMBUSTÍVEIS PWR – UO2
31
BOCAL
INFERIOR
TUBO
REVESTIMENTO
BOCAL 
SUPERIOR
PASTILHAS DE UO2
MOLA 
PRESSÃO
PASTILHA FINAL
DE ISOLAMENTO
BOCAL
SUPERIOR
COMBUSTÍVEIS TIPO VARETA PWR – UO2
32
Vareta
Comprimento  4 m 
Diâmetro  1 cm
Revestimento: 
Zr/1.5% FeCr Sn/0.5% -zircaloy, Zr/Nb -Zirlo 
M5
Combustível (óxido):
- UO2
- (U,Pu)O2-x (MOX)
Gap entre combustível /revestimento -
hélio a  10 atm
PMT 3531 – PROCESSAMENTO DE COMBUSTÍVEIS NUCLEARES II
COMBUSTÍVEIS TIPO VARETA PWR – UO2
33
GRADE
ESPAÇADORA
TUBOS GUIA DAS
BARRAS 
CONTROLE
BOCAL
SUPERIOR
BOCAL
INFERIOR
ESQUELETO
ELEMENTO 
COMBUSTÍVEL
ELEMENTO 
COMBUSTÍVEL
PMT 3531 – PROCESSAMENTO DE COMBUSTÍVEIS NUCLEARES II
COMPONENTES ESTRUTURAIS
34
COMBUSTÍVEIS TIPO VARETA
35
As varetas são colocadas em 
um conjunto para formar um 
“elemento combustível “ 
posicionados numa matriz de 
malha quadrada. Esta 
disposição geométrica 
permite a circulação de água 
entre as varetas, e assim a 
remoção de calor gerado 
dentro do núcleo do reator. 
Num reator de água 
pressurizada
esta estrutura é aberta e a 
água pode circular 
transversalmente no 
elemento.
PMT 3531 – PROCESSAMENTO DE COMBUSTÍVEIS NUCLEARES II
MONTAGEM DO COMBUSTÍVEL TIPO VARETA
36
PMT 3531 – PROCESSAMENTO DE COMBUSTÍVEIS NUCLEARES II
ELEMENTO COMBUSTÍVEL
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PMT 3531 - PROCESSAMENTO
DE COMBUSTÍVEIS NUCLEARES II
Humberto Gracher Riella humberto.riella@ufsc.br
Elita Urano de Carvalho _ elitaucf@ipen.br
mailto:elitaucf@ipen.br
mailto:elitaucf@ipen.br
Chernobyl
LWRS – REATORES DE ÁGUA LEVE
PWRs
BWRs
 Tipo de reator nuclear de potência mais utilizado 
atualmente em todo o mundo
 Desenvolvido inicialmente nos EUA para propulsão 
de submarinos (USS Nautilus, 1955) (compacto)
 Adaptado para uso civil com a finalidade de gerar 
energia elétrica (Shippingport, Pensilvânia, EUA, 75 
MW elétricos, 1957)
 Acidente na usina nucleoelétrica de Three Mile
Island, Pensilvânia, EUA, ocorrido em 28/03/1979, 
evidenciou falhas de segurança corrigidas em 
projetos subsequentes
 Após 35 anos de desenvolvimento, a tecnologia de 
reatores PWR atingiu um estágio em que as 
características de projeto dos reatores deste tipo 
tornaram-se bastante semelhantes
Sucesso:
• Foi o reator mais patrocinado pelos Estados Unidos,
• tem segurança intrínseca,
• não torna radioativa a turbina e é dos tipos mais seguros
PWR - REATOR REFRIGERADO A ÁGUA PRESSURIZADA 
PWR - REATOR REFRIGERADO A ÁGUA PRESSURIZADA 
Combustível nuclear
 Tipo  Dióxido de urânio (UO2) com grau e enriquecimento em 235U de 2,5 a 4 %
 Formato  Pastilhas cilíndricas com 9 mm de diâmetro e 10 mm de comprimento, 
acondicionadas dentro de um revestimento metálico
 Revestimento metálico  Tubo de Zircaloy-4 com 10 mm de diâmetro e 4 m de 
comprimento, pressurizado com gás He e lacrado por soldagem para constituir uma 
vareta combustível
 Disposição  Arranjo quadrado com 20 cm de lado, contendo 16 x 16 varetas, mantidas 
fixas por meio de grades espaçadoras para constituir um elemento combustível
Núcleo do reator
 Configuração  Elementos combustíveis posicionados lado a lado dentro do vaso de 
pressão
 Dimensões  3,8 m de diâmetro e 3,7 m de altura (parte ativa)
Potência gerada
 Térmica  3800 MW
 Elétrica  1300 MW
 Eficiência térmica geral  34 %
BWR - Reator Refrigerado a Água Fervente
Vapor gerado é utilizado diretamente na turbina
VANTAGENS
- diminuição das perdas termodinâmicas
- não há necessidade de altas pressões
Basicamente o EC é o mesmo do PWR com 
varetas e pastilhas de UO2 enriquecidos entre 2 e 
4% w /o . Arranjos de 7x7 ou 8x8 varetas.
dimensões do núcleo (média):
 ~ 4,7m / h ~ 3,7m
temperatura  280ºC a 65 atm
As barras de controle entram por baixo 
(cruciformes)
GCR - Reator Refrigerado a Gás - MAGNOX
Uo - natural / grafita / CO2
- Ficou conhecido como MAGNOX devido ao 
tipo de material do revestimento (liga de Mg)
- 26 reatores entre 1956 - 1970 (produzir Pu-armas)
Tco2 = 395ºC
- T vapor = 370ºc e P = 49 bar 
AGR - Reator Avançado Refrigerado a Gás
Para elevar a 
temperatura
de operação
- Substituição do MAGNOX
por aço inox ou zircaloy
- substituição do U-natural
metálico por UO2 enriquecido
- uso de aços especiais para
os componentes do circuito
de refrigeração
 1º entrou em funcionamento - 1962 (Windscale, (105MWTh - 33 MWe) 20 anos
 Custos muito altos X PWR
Ex.: Hunterton B. P = 1496 MWTh 624 MWe ( = 42%)
UO2 2 - 2,6% enriquecido
122,5 Ton. Tmáx gás = 654ºC (CO2) Tvapor = 541ºC P = 167 atm
 Moderador = grafite
HTGR - Reator Refrigerado a Gás com Temperatura Elevada
É um aperfeiçoamento do GCR
Combustível Th - 232 + U-235 (93%)
(para conversão em U-233)
Foram construídos apenas 5 reatores HTGR:
 esferas de ThC2 / UC2 revestidos carbono pirolítico
para reter os PF ( 1mm de Ø )
 esferas + grafite formando uma mistura homogênea 
que resiste a altas temperaturas. Há a opção de se 
fazer varetas combustíveis.
Operam Taltas = 750ºC - 1000ºC
 Refrigerante He
HTGR 
alemão 
A mistura homogênea é compactada em 
esferas de 28 mm e colocados num vaso 
de pressão com Refrigeração de He
• FORT St. Vrain - USA
• ThC2 / UC2 colocados em cavidades usinadas de grafite
• Blocos de Grafite (Tc = 2300ºC, THe = 770ºC, η = 39,2%)
PHWR - Reator Refrigerado a Água Pesada Pressurizada - CANDU
1- varetas combustíveis
2- vaso do núcleo
3- barras de controle 
4- pressurizador
5- gerador de vapor
6- bomba do circuito secundário (H2O)
7- bomba do circuito primário (D2O)
8- carregador de combustível
9- água pesada (D2O)
10- tubos pressurizados
11- vapor
12- água do condensador
13- contenção
PHWR - Reator Refrigerado a Água Pesada Pressurizada - CANDUO CANDU ( CANada Deuterium Uranium) foi 
inventado no Canada no final dos anos 50 pela 
Atomic Energy of Canada Ltd., Ontario Power 
Generationn e GE Canada. Todos os reatores 
Canadenses são CANDU. São usados na 
Índia, Paquistão, Argentina, Coréia do 
Sul, Romania and China.
Maior usina do mundo em Kashiwazaki-Kariwa, no 
Japão, com oito reatores de cerca de 800 MW cada, 
totalizando 6.232 MW. (série CANDU-6 dos anos 80)
Nova geração CANDU
ACR-1000 – 1200 MW (urânio levemente
enriquecido)
1- varetas combustíveis
2- vaso do núcleo
3- barras de controle 
4- pressurizador
5- gerador de vapor
6- bomba do circuito secundário (H2O)
7- bomba do circuito primário (D2O)
8- carregador de combustível
9- água pesada (D2O)
10- tubos pressurizados
11- vapor
12- água do condensador
13- contenção
SGHWR - Reator Gerador de Vapor Moderado a Água Pesada
O Steam Generating Heavy Water Reactor (SGHWR) é um reator do tipo
tubo pressurizado moderado a água pesada e refrigerado a água leve. É uma
mistura do CANDU com o BWR. Usa tubos pressurizados separando o
refrigerante do moderador.
O Gentilly-1 é um reator protótipo CANDU-BWR. Foi projetado para
250MW(e) e foi construído perto de Bécancour, Quebec, baseado no projeto
do SGHWR . O projeto do moderno CANDU ACR-1000 usa o conceito desse
protótipo.
Existiram poucos SGHWR, sendo o maior o Winfrith in Dorset, UK, com 100
MW. Cessou a operação em 1990.
RBMK - Reator Refrigerado a Água Fervente e Moderado a Grafite
Russian Reaktor Bolshoy Moshchnosti Kanalniy
Bloco de grafite
Utiliza UO2 enriquecido a 2%
Varetas de tubos de zircaloy (1% Nb) com 1,36 cm de diâmetro e 
espessura de parede de 0,825 mm. 
Como o PWR as varetas são preenchidas com hélio e são 
hermeticamente seladas. Cada vareta contém 3,5 kg de pastilhas 
de UO2. O comprimento é de 3,64 m, com comprimento ativo de 
3,4 m. As varetas operam a 600 °C.
Esse é o reator Chenobyl. 11 ainda operam na Rússia
FBR - Reator Regenerador Rápido Os nêutrons que induzem a fissão são rápidos, 
portanto não possuem moderador.
Utilizam U-233 ou Pu-239 altamente enriquecidos (25 
- 50% W/o).
A carga é cara mas a queima é 3 vezes maior do que 
um PWR típico.
Possui núcleo compacto, portanto as pastilhas têm 
menor diâmetro (6mm)
O núcleo possui um “cobertor” de U empobrecido 
para produzir Pu – 239
Refrigerante : Na líquido (Na - K líquido - alternativo) 
(não pressurizado)
- reações química do Na
- reação de captura
Combustível
238 UO2 - Pu O2
233 UO2 - ThO2
Grande desvantagem
Tin = 430ºC Tout = 550ºC
FBR - Reator Regenerador Rápido
Vistas do EBR II 
(Experimental Breeder Reactor)
EBR-II
ANL, Idaho
62.5 MW(t), 20 MW(e)
SUPERPHÉNIX
Rio Rhône, em Creys-Malville. 
Fechado em 1997
//upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/b/ba/EBRII_1.jpg
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