Cerâmicas Nucleares

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Cerâmicas Nucleares : Aplicação em combustível, material absorvente e 
matrizes inertes 
COMBUSTÍVEL 
O combustível é o componente fundamental de uma usina nuclear. É 
através da fissão de urânio (235U), ou de plutônio (239Pu) que é possível 
liberar energia térmica. Sem combustível não há fissão e, portanto, não há 
energia nuclear. 
O elemento combustível é a parte mais simples do combustível. Ele é 
constituído por uma pilha do óxido de UO2 na forma de pastilhas 
cerâmicas, que são colocadas em um tubo de liga de zircônio, soldadas nas 
extremidades e preenchido com hélio para uma melhor troca de calor 
interno. Este conjunto é a barra de combustível ou o elemento 
combustível. Esses elementos, de 4 a 5 metros de comprimento são 
agrupados em unidades de tratamento: o conjunto de combustível. 
O material físsil (combustível) está, em geral, na forma de óxido UO2 ou 
MOX. O MOX é uma mistura de UO2 + (U+PuO2), os quais devem ser 
bastante inerte na presença de água, mesmo em altas temperaturas. E 
mesmo que seja protegido do líquido de resfriamento pelo revestimento 
do combustível, que atua como a primeira barreira, o combustível deve 
ser compatível com o gás refrigerante, sendo este, o primeiro critério para 
a seleção. 
Fabricação do combustível (UO2 ou MOX). Dióxido de urânio (UO2) é 
obtido a partir de seu minério principal, uraninita. Depois da lixiviação do 
minério, o U3O8 é precipitado. Antes de ser usado em um reator nuclear o 
U3O8 é convertido em gás UF6. Em seguida, por difusão ou por 
centrifugação, U235F6 é separado do U
238F6. O gás enriquecido em U
235 é 
convertido em UO2. O pó de UO2 é prensado a frio em uma prensa, por 
volta de 400 MPa de modo que a densidade alcance 6g/cm3. As pastilhas 
obtidas em seguida, são sinterizadas em atmosfera de hidrogênio seco 
dentro fornos contínuos com duas zonas: o pré-aquecimento até 700 ° C, 
necessária para a remoção dos aditivos orgânicos (material formador de 
poros e lubrificante) e sinterização a 1700 ° C. A sua densidade, agora 
corresponde a 95% da densidade teórica (10,96 g/cm3). É necessário 
afirmar que a grande porosidade remanescente não é devido a uma 
sinterização incompleta: esta porosidade é necessária para equilibrar o 
grande aumento de tensão devido à formação e gás durante a irradiação. 
Ela é obtida através da introdução de grãos de polímero na pasta cerâmica 
verde. Após a sinterização, os dimensão do grão do UO2 é geralmente 
entre 7 e 10 µm. 
 
Pastilha de combustível depois da sinterização (esquerda) e a 
microestrutura do UO2 (à direita). 
A geometria da pastilha, especialmente seu diâmetro, deve ser muito 
precisa, pois ele é determinante no comportamento térmico do 
combustível. 
O número de reatores em operação tem diminuído desde que atingiu o 
seu pico em 1990, mas há algum interesse em reviver a indústria nuclear, 
porque é uma tecnologia "de emissões de efeito estufa" zero e porque ela 
não consome combustíveis fósseis. 
Um dos principais problemas com o aumento da capacidade do reator 
nuclear é o que fazer com o combustível gasto. Existem duas abordagens 
atuais: 
a) Reprocessar 
b) Estocar 
Na Europa, o combustível irradiado é frequentemente reprocessado, o 
que envolve a dissolução dos elementos de combustível em ácido nítrico. 
Uma vez que plutônio é criado no processo de fissão, o combustível 
reprocessado contém tanto U como Pu radioativos e, é chamado de um 
óxido misto (MOX). O líquido remanescente após remoção de Pu e U são 
denominados os resíduos de alto nível (HLW), contendo cerca de 3% do 
combustível usado. É altamente radioativo e continua a gerar uma grande 
quantidade de calor. Os resíduos devem ser imobilizados e, devido à 
presença de radioisótopos com meias-vidas longas ele deve ser 
imobilizado por dezenas de milhares de anos. 
Cerâmicos são materiais essenciais neste processo. A seguir, são os 
requisitos mais importantes para a imobilização dos resíduos: 
_ Os elementos radioativos devem ser imobilizados em estrutura de vidro 
cristal ou 
_ A taxa de lixiviação dos elementos radioativos deve ser baixa. 
_ O custo deve ser aceitável. 
 
A vitrificação do HLW é feita em vidro de borossilicato; posteriormente 
são colocados em recipientes de aço inox e enterrados. Os resíduos 
gerados durante ano inteiro em um reator de 1000 MW podem ser 
armazenados em 26 m3. 
 
“Um material de imobilização de segunda geração, “synroc", está em 
desenvolvimento. Esta rocha sintética, com base em titanatos mistos tais 
como zirconolita, holandita, ou perovskita, incorpora o elementos HLW na 
sua estrutura cristalina, obtendo-se uma excelente estabilidade química. 
Synroc possui taxas de lixiviação mais dez vezes menor do que o vidro de 
borossilicato. 
 
 
 
 
CERÂMICA DE ABSORÇÃO 
 
O início e a parada dos reatores, assim como as variações de potência são 
asseguradas por materiais que contendo radionuclídeos absorvem 
nêutrons, ao contrário dos combustíveis que são multiplicadores físseis e, 
portanto, produtores de nêutrons. Absorventes são materiais que contêm 
elementos químicos dos quais um ou mais isótopos capturam os neutrons 
de acordo com diferentes reações nucleares. Por exemplo: 
 
10B + 1n  4He +7Li + 2,6 MeV 
 
ou 
 
177Hf+ 1n  178Hf + γ 
 
Os dois principais materiais absorventes: 
- Materiais cerâmicos, carboneto de boro B4C; 
- Materiais metálicos, liga ternária de prata-índio-cádmio, conhecido como 
SIC. 
 
O 4He é também conhecido como partícula  
 
O carbeto de boro é usado na forma de pastilha selado em um tubo de 
aço inoxidável, à prova d'água, constituindo, assim, uma "vara de 
absorvedor ". 
 
Fabricação das pastilhas de B4C. 
 
As pastilhas de carbonetos de boro (B4C) são preparadas por sinterização 
de pós. Os pós B4C são sintetizados a partir de óxido de boro (B203) em pó 
de acordo com dois processos principais, que são a magnesiotermia e a 
carbotermia. No primeiro processo, o pó de óxido de boro é misturado 
com pó de magnésio e carbono. A reação é altamente exotérmica e 
resulta num pó fino do carboneto de boro que pode ser diretamente 
sinterizado. O segundo processo, na qual apenas o carbono reage 
diretamente com o óxido de boro, a reação é endotérmica. O carboneto 
produzido é, assim, mais puro, mas é de uma forma altamente 
aglomeradas, por isso tem que ser triturado de modo a obter uma forma 
de pó adequada para sinterização. 
Para os PWR (reator pressurizado a água) as pastilhas são levemente 
compactadas, a 70%, de modo a deixar um resíduo de porosidade aberta, 
que permita a saída de hélio formado pela reação de captura nuclear. 
O boro é utilizado é boro natural que contém apenas 19,8% do isótopo 
10B, que é um absorvedor muito eficaz. As pastilhas são sinterizadas em 
torno 2000 ° C. Por outro lado, os absorventes em B4C para os RNR (reator 
de nêutrons rápido) são compactados muito mais densamente, 96%, e a 
sinterização deve ser acompanhada pela aplicação de uma alta pressão, 
pois devem ter uma alta densidade de nuclídeos. O boro deve ser 
fortemente enriquecido em 10B. 
No RNR, o B4C é submetido a tensões severas. Em primeiro lugar, ao 
mesmo tempo em que tem uma condutividade térmica muito pobre, é 
sede de um gradiente térmico radial muito elevado, de 1400°C, no núcleo, 
e 600°C na superfície. Além disso, a energia da reação, de 2,6 MeV, por 
neutron capturado, é liberada no interior do material, o que resulta num 
aquecimento local significativo e, tensões térmicas elevadas. 
 
As pastilhas estão, portanto, sujeitos a fraturas assim que começam a ser 
utilizadas. Além disso, de acordo com a sua função, nas pastilhas são um 
local importante de formação de hélio gasoso (ver a reação dado acima), 
que é da ordem de 380 cm3 (nas condições normais de temperatura e 
pressão) para 1cm3 de B4C. Uma parte destegás tende a ficar retido no 
material, fazendo com que ele expanda visivelmente; esta expansão é 
menor para um material menos fortemente compactado. As nanobolhas 
gasosas que são formadas na cerâmica B4C causam uma desintegração 
progressiva deste. A expansão e a desintegração progressiva causam uma 
interação mecânica entre a cerâmica e o tubo. Esta interação forte, que 
atua sobre um tubo fragilizado por irradiação de nêutrons e difusão 
química emana B4C, podendo causar uma fratura no tubo. Evidentemente, 
em funcionamento normal, não é possível atingir esta situação. 
 
 
MATRIZ CERÂMICA “INERTE” 
 
As matrizes "inertes" podem ser considerados como uma cerâmica 
padrão, em que os glóbulos de óxidos de actinídeos são integralmente 
dispersos. Essas cerâmicas como suporte mecânico, devem acomodar as 
deformações decorrentes da fissão e a remoção de calor. Por outro lado, 
estes materiais serão submetidas para um grau muito elevado de radiação 
induzida por produtos de fissão. Eles, portanto, deve ser capaz de suportar 
algumas 10.000 dpa de danos sem degradação maior e, assim, são 
restaurados durante a irradiação. 
 
O trabalho de investigação sobre tais materiais está ainda nas etapas 
iniciais. A pesquisa de 
"matrizes inerte" foi realizada a partir de grupo conhecidos para outras 
aplicações: zircônia, espinélios, etc.