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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 = 6,1104 b; 157Gd , sn,g = 2,5105 b) misturado a UO2 B4C (10B, sn,g = 3,8103 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 -20010-6 -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!
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