Química Nuclear - Aula 8

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Geração de energia nuclear
Fissão induzido
Formação de nêutrons na fissão com nêutrons térmicos 
	(E > 10 keV)
235U = 2,43
239Pu = 2,87
 Multiplicação dos nêutrons leva a reação em cadeia 
Tabela 38. Energia liberada na fissão de235U.
Forma de energia
Energia (MeV)
Energia cinética dos fragmentos de fissão
167
Energia cinética dos nêutrons liberados
5
Radiaçãogimediata
6
(Soma fissão = 92,7 %)
( 10-11s)
Desintegraçãob-dos produtos de fissão
8
Radiaçãogdos produtos de fissão
6
(Soma desintegração produtos = 7,3 %)
Energia cinética dos anti-neutrinos liberados
12 (não utilizável)
SOMA
204
3
Reação em cadeia 
Não controlada (bomba atômica)
Reação em cadeia 
controlada (usina nuclear)
Iniciação por nêutrons térmicos 
Freamento dos nêutrons por moderador 
Reação em cadeia 
http://www.cornelsen.de/physikextra/htdocs/kettenreaktion.html
http://www.youtube.com/watch?v=rg2lsXCBD_8
Reação não controlada
Bomba atômica 
Massa critica 
teor235U
Massa critica
93,5 %
48,0 kg
90,0 %
53,8 kg
80,0 %
68,0 kg
70,0 %
86,0 kg
Bomba de Hiroshima com 68 kg de 235U (80 %)
Iniciação por nêutrons da reação 9Be(a,n)12C
No principio de canhão 
Bomba de Hiroshima
Bomba de Hiroshima 
Explosivo comum
Decurso
Projétil de urânio oco 
Alvo de urânio 
Princípios físicos da bomba atômica 
Secção efetiva de fissão
Secção efetiva de fissão
Moderação dos nêutrons 
 = perda de energia média logarítmica
Bomba de Hiroshima 
Bomba de Hiroshima 
Tempo t entre as gerações de nêutrons ≈ 10-8 s
Depois 0,5 ms número de nêutrons se multiplica pela fator 1021
No momento da explosão liberação de 1024 nêutrons num intervalo de 10-7 s
Bomba de Hiroshima 
Para aumentar a potência da bomba atômica devem ser considerado 2 fatores.
Manter junto o material físsil o maior tempo possível
Aumentar o numero de gerações de elétrons aumento exponencial da potência
Iniciar com o mais alto número de nêutrons 
Aumento linear da potência 
Bomba de Hiroshima 
Vantagem
Construção simples
Como não houve 235U suficiente para 2 bombas não foi realizado um teste
Id est a destruição de Hiroshima era na verdade um teste
Desvantagem
O principio de construção da Bomba de Hiroshima não é suficientemente seguro contra ignição acidental!!
Problema na construção é a necessidade de 235U altamente enriquecido ( 85 %); 235U em urânio natural 0,72 %
Encomendar no Irã ou pela Al-Qaeda? 
NÃO FAÇAM ISSO EM CASA!
The Atomic Energy Lab was a toy set that allowed children to conduct their own experiments with genuine radioactive materials. It first went on sale in 1951 and remained on sale until the 1970s. The materials were labelled as “safe” and did only contain low levels of radioactive materials,
Embora???
http://historiesofthingstocome.blogspot.com.br/2011/04/nuclear-culture-1-healthy-radiation.html 
Bomba de Nagasaki
Bomba de Nagasaki
239Pu é gerado em reatores pela reação 238U(n,g) 239U que se transforma por desintegração b- sequencial em 239Np → 239Pu
Depois separação de Pu por métodos químicos
Problema:
Captura de nêutrons por 239Pu → 240Pu
239Pu sf = 752 b; 240Pu sf = 0,044 b 
239Pu a com t½ = 2,4∙104 a; 240Pu a com t½ = 6,56∙103 a
239Pu sf com 3,1∙10-10 %; 240Pu sf com 5,7∙10-6 %
235U sf = 583,54 b; a com t½ = 7,038∙108 a; sf com 7,2∙10-9 %
Bomba de Nagasaki
Construção de Bomba de plutônio pelo mesmo principio da Bomba de Hiroshima não é possível
Alta atividade de 240Pu em relação a desintegração a e fissão espontânea liberam antes da junção da massa critica energia suficiente para evaporação do material físsil 
Explosão com liberação de energia relativamente baixa e contaminação alta do ambinete (“Bomba suja”)
Alto teor de 240Pu em reatores cíveis impede o uso de Pu para construção de armas
Bomba de Nagasaki
Compressão do material físsil contra a pressão da energia liberada pela desintegração a e fissão espontânea 
Preparação de esfera oca (não crítica) que é implodida por explosão externa convencional 
Bomba de Nagasaki
Bomba de Nagasaki
Bomba de Nagasaki
Bomba de Nagasaki
O mecanismo da ignição deve ser de alta precisão 
Portanto a bomba de plutônio foi testado antes de entrar em combate
Trinity Teste 
Trinity Teste 
Trinity Teste 
Trinity Teste 
Trinity Teste 
Trinity Teste 
Bomba de Fusão 
Edward Teller (1908 – 2003) 
Stanisław Marcin Ulam (1909 – 1984)
Bomba de Fusão 
Uso de deutério 2H e trítio 3H como material de fusão
2H + 3H → 4He + n + 17,6 MeV
Problema refrigeração permanente necessário 
Pe: D2 = 23,57 K; T2 = 25,04 K; DT = 34,3 K; 
Na 1ª Bomba termonuclear somente os aparelhos de refrigeração pesavam 18 t
3H teor natural somente 10-15 %
3H → 3He + b-; t½ = 12,323 a
Preparação de deutério 
Eletrolise de água.
D2O é menos reativo que H2O e portanto é enriquecido durante a eletrólise
20 L água de bico resultam em 12 mL de D2O
100 kWh para 1 g D2O
Destilação de água (50 ºC, 134 kPa)
Destilação de Hidrogênio
Pe(H2) = 20,390 K); Pe(D2) = 23,87 K
Preparação de LiD
2 Na + D2O → Na2O + D2↑
2 Li + D2 → 2 LiD 
(em 600 – 700 ºC)
Bomba de fusão 
Uso de LiD como material de fusão 
Previsto 6 Mt TNT
Obtido 15 Mt TNT
http://nuclearweaponarchive.org/Usa/Tests/Castle.html 
Reatores nucleares 
Criticalidade 
Reação de cadeia depende do fator de multiplicidade k nêutrons
k < 1 fluxo de nêutrons diminua (reator é sub-critico)
k = 1 fluxo de nêutrons é constante (reator é critico)
k > 1 fluxo de nêutrons aumenta (reator é super-critico) 
Regulagem de reatores nucleares 
Durante o funcionamento fator de multiplicidade k = 1
Durante o começo do funcionamento k > 1
Para diminuição da força k < 1
Regulagem de reatores nucleares
Regulagem de reatores nucleares
Cinética dos nêutrons é influenciado pelos nêutrons retardados nr
Para reatores de água leve e urânio enriquecido b = 0,0075
Regulagem de reatores nucleares
Para 235U e reatores de água leve
= número de nêutrons liberados ( 2,4)
sf/sa = relação entre fissão e adsorção ( 0,8)
= nêutrons formados pela fissão de 238U ( 1,1)
(1-lf) = perda de nêutrons rápidos ( 0,99)
p = perda de nêutrons durante a moderação ( 0,7)
(1-lt) = perda de nêutrons térmicos ( 0,99)
f = adsorção de nêutrons térmicos no combustível ( 0,8)
Regulagem de reatores nucleares
Iniciação de reação em cadeia
Adição de fonte de nêutrons ao reator (N0)
Por exemplo: fonte de radiação a com berílio: 9Be(a,n)12C; 
Eliminação de adsorver (bastões de regulagem) do reator 
Adsorção de nêutrons
Como k maior que 1 é necessário para iniciar o reator são utilizados adsorver de nêutrons para regulagem
Adsorver combustíveis na fase inicial do reator 
Gd2O2 (155Gd, sn,g = 6,1104 b; 157Gd , sn,g = 2,5105 b) misturado a UO2 
B4C (10B, sn,g = 3,8103 b)
adição de ácido bórico ao meio de resfriamento em reatores de água pressurizada
Bastões de regulagem (B, Cd, Ag, In) para regular fluxo de nêutrons e desligamento e emergência 
Regulagem de reatores nucleares 
Coeficientes de reatividade
Força do reator influencia as variáveis do fator de multiplicidade
Tais reações devem ser considerados para segurança inerente do reator
Coeficiente de reatividade deve ser negativa
Aumento da força diminua o coeficiente da multiplicidade
força diminua automaticamente = segurança inerente 
Coeficientes de reatividade
Coeficiente do combustível
Aumento da temperatura  Expansão térmica do combustível
Diminua o fator p (aumenta perda de nêutrons durante a moderação)
Coeficiente Sempre negativo 
Coeficiente do moderador
Aumento da temperatura diminua densidade do moderador diminuindo Sd/Sa (aumento relativo da adsorção dos nêutrons 
Diminua o fator p (aumenta perda de nêutrons durante a moderação)
Coeficiente Sempre negativo 
Coeficientes de reatividade
Coeficiente do meio de resfriamento
Meio
de resfriamento (exemplo: água) modera menos que o moderador (exemplo: grafite)
Expansão térmica do meio de resfriamento aumenta o fator p (menor perda de nêutrons durante a moderação)
Coeficiente positivo (Chernobyl!)
Meio de resfriamento é também moderador (exemplo: reatores de água fervendo (Fukushima) e reatores de água pressurizado (Angra 1 e 2) 
Expansão térmica do meio de resfriamento diminua o fator p (maior perda de nêutrons durante a moderação)
Coeficiente sempre negativo
Coeficientes de reatividade
Em reatores de água fervendo (Chernobyl ou Fukushima)
Coeficiente de bolha de vapor em reatores de água em ebulição 
Bolha de vapor diminuam significativamente densidade da água 
Se água é moderador principal (Fukushima  coeficiente negativa -20010-6 -100 10-6 /%
Se água é adsorver (Chernobyl)  coeficiente positiva
Tipos de reatores nucleares 
Reatores de água leve
Reatores de água leve
Reatores de água em ebulição
Reatores RBMK 
Exemplo: Chernobyl
4 % da capacidade instalada
Reatores BWR (Boiling Water Reactor)
Exemplo: Fukushima
22 % da capacidade instalada
Reatores de água pressurizada 
Reatores PWR (Pressurized Water Reactor)
Exemplo: Three Miles Island; Angra 1, 2 e 3; (Reatores navais)
64 % da capacidade instalada
O acidente de Chernobyl 
Pressão: 
7 – 8 MPa
Temperatura: 
280 – 300 °C
Moderador: 
grafite 
Combustível 
UO2 (grau de enriquecimento: 2 %)
Vantagem
Substituição do reator por 1600 canos de pressão contendo o combustível facilitando a construção
Troca dos elementos durante o funcionamento 
Diminua tempo de parada para troca de combustível
(permite proliferação de 239Pu)
Desvantagem 
coeficiente de vapor positivo, responsável pelo acidente de Chernobyl
Reator RBMK
Reator RBMK
(reaktor bolshoy moshchnosti kanalniy
pressurized-tube boling-water reactor) 
Energia de decaiamento 
O acidente de Chernobyl
26 de abril de 1986 explosão do reator de Chernobyl durante um teste com fluxo de força limitado
Testar se a inércia das turbinas depois do desligamento emergencial do reator é suficiente para fornecer energia para as bombas do meio de resfriamento até o funcionamento das geradores de emergência ( 40 – 60 s)
Resultando na liberação de grandes quantidades do combustível e dos produtos de fissão
Teste deveria ser realizado antes do inicio do funcionamento comercial em 1983
Teste em outro bloco em 1985 falhou
O acidente de Chernobyl
Cronologia (25/04/1986)
1:00 am: 
redução da força para o teste
1:05 pm: 
redução da força para 50 % e desligamento de uma das turbinas
2:00 pm: 
no planejamento do teste a força deveria atingir 30 % mas o reator foi mantido em 50 % para suprir eventuais demandas de energia (os protocolos de segurança e os computadores foram desligados)
O acidente de Chernobyl
Cronologia (26/04/1986)
0:28 am: 
Força foi diminuída para 30 % introduzindo as bastões de controle no reator
Os controladores esqueceram de retirar os bastões de controle e a força caiu para 1 % devido ao enchimento do cerne com água e presença de 135Xe e 149Sm (adsorver de nêutrons)
O acidente de Chernobyl
Cronologia (26/04/1986)
1:00 – 1:20 am: 
como a forca era insuficiente para o teste o operador removeu 205 dos 211 bastões de controle. 
Este foi uma violação das normas de segurança e o reator não foi construído para funcionar a força tão baixo 
o reator é instável quando o cerne é enchido de água (coeficiente de vapor positivo). 
Os operadores não conseguiram de controlar o fluxo de água manualmente e o reator ficava cada vez mais instável. 
O acidente de Chernobyl
Cronologia (26/04/1986)
1:22 am: 
Os operadores decidiram de começar o teste e bloqueavam o desligamento automático de emergência para evitar a interrupção do teste
1:23 am: 
Desligamento da 2ª turbina
1:23:40 am :
A força do reator aumentou devido a diminuição do fluxo de água e aumento de ebulição e os operadores iniciaram o desligamento manual que resultou devido ao design dos bastões de controle num aumento rápido da força
O acidente de Chernobyl
O acidente de Chernobyl
Cronologia (26/04/1986)
1:23:44 am: 
O reator alcança 120 vezes sua força máxima 
resultando na desintegração do combustível nuclear 
a pressão do vapor em excesso (não usado nas turbinas) destrói os tubos de pressão e o topo do reator
O acidente de Chernobyl
O acidente na usina nuclear de Chernobyl no dia 26/04/1986 matou imediatamente 30 pessoas e provocou a transferência permanente de 336.000 pessoas incluindo os habitantes de Privjat com 50.000 moradores 
O acidente de Chernobyl
Distribuição da nuvem radioativa em vários dias depois do acidente 
Derretimento do núcleo do reator
Reprocessamento de combustível nuclear
Reprocessamento de combustível nuclear
Realização na França, UK, Japão
Não é realizada no Brasil
Na Alemanha reprocessamento não é realizado
Diminuição do preço do urânio
Não foi realizado o reator super-regenerador a nêutrons rápidos (geração de 239Pu)
Portanto uso útil do e 238U recuperado não é possível
Perigo de proliferação de 239Pu
Armazenamento final
Alternativas
Transporte para o espaço
Armazenamento no gelo antártico
Diluir no mar
Utilizado parcialmente para rejeitos de baixa atividade
Armazenamento no solo oceânico
Injeção de rejeitos líquidos em alta profundidades no solo
Introdução em Zonas de subducção (entre placas tectônicas)
Introdução em vulcões 
Armazenamento final
Armazenamento dos rejeitos a longo prazo em instalações adequadas
Na superfície 
Para rejeitos com
curto tempo de meia vida
Ou subterrâneas 
Rejeitos de atividade baixa
e média 
Armazenamento final
Diminuição da atividade
Armazenamento final
Condições para armazenamento a longo prazo
Qual tipo de rejeitos são armazenados?
Estados físico-químico
Teor de radionuclídeos
Teor de nuclídeos de alto tempo de meia vida
Existe a intenção de recuperar os rejeitos no futuro?
Uso como matéria prima
Utilizar outra opção de armazenamento
Para qual tempo se pode assegurar controle e manutenção regular?
Manutenção a longo prazo
(construção de 1506 – 1626)
Manutenção a longo prazo
(construção por volta de 1080)
Manutenção a longo prazo
(construção por volta de 1580)
Vinícola que produziu o melhor Riesling seco do mundo!
Foi vendido em 2013 por falta de dinheiro para manutenção
Manutenção a longo prazo
(construção de 64 - 80)
Armazenamento final
Quantidade de rejeitos
Estimativa na Alemanha até 2040 em torno de 300.000 m3
Incluindo:
Vestimentas de laboratório contaminados
Fontes radioativos de uso medico 
Entulho de Usinas nucleares desativadas
Desligamento planejado de todos reatores nucleares (≈ 110) na Alemanha até 2022
Combustível nuclear usado
Armazenamento final
Estádio do Maracanã 
Comprimento 317 m
Largura 279 m
Altura 32 m
Volume = p × 158,5 × 139,5 × 32 = 2.222.815 m3
NOVO DESTINO DEPOIS DO 
13 DE JULHO DE 2014?
Armazenamento final
Armazenamento em formações geológicas estáveis 
Armazenamento final
Armazenamento em formações geológicas estáveis 
Armazenamento final
Processos químicos na corrosão dos recipientes
Armazenamento final
Manutenção a longo prazo
(construção ≈ 2600 a.C.)
Voriginal = ⅓ × 230,3 × 230,3 × 146,6 = 2,6∙106 m3
Vatual = ⅓ × 230,3 × 230,3 × 138,75 = 2,5∙106 m3
A atividade dos resíduos atinge a de urânio natural em aproximadamente 200.000 a!