Reatores Nucleares (1)

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Reatores Nucleares
Emprego Pacífico das Radiações Ionizantes 
A energia elétrica pode ser gerada a partir de fontes renováveis e não 
renováveis. As fontes renováveis são a água, o sol, o vento, o mar e a madeira, 
utilizados para a geração de energia hidrelétrica, eólica, das marés e geotérmica. 
As não renováveis são o carvão mineral, o gás natural, os derivados de petróleo 
e o urânio, empregados na geração térmica de energia elétrica. 
Das usinas que utilizam fontes renováveis, as hidrelétricas são a única opção 
viável técnica e economicamente para a geração de grandes blocos de energia 
elétrica firme. As demais, em que pese a possibilidade de seu emprego para o 
atendimento a pequenas demandas em regiões que possuam condições naturais 
adequadas, não são uma opção garantida de produção contínua de energia 
elétrica. A luz solar e os ventos são intermitentes, exigindo nas usinas uma 
capacidade extra de acumulação de energia, para que o fornecimento seja 
confiável. Por sua vez, a biomassa requer uma área de extensão considerável 
(400.000 ha para cada 1.000 MWe gerados) para o plantio de árvores. A geração 
de energia a partir das marés ainda não dispõe de tecnologia suficientemente 
desenvolvida.
(Eletronuclear.gov.br)
Das usinas que utilizam fontes não renováveis, boas opções , no caso do 
Brasil são as usinas nucleares e a gás natural, tendo em vista a existência de 
reservas significativas, além de comprovadas, de gás natural e de urânio. 
(Eletronuclear, 2004)
A fonte térmica para a geração de energia elétrica nas usinas nucleares é o 
urânio, sendo que os reatores tanto podem utilizar nêutrons térmicos, de 
baixa energia cinética, quanto nêutrons rápidos, de alta energia. 
Os reatores nucleares térmicos (que funcionam com os nêutrons térmicos) 
são os mais comuns, e são classificados segundo os materiais utilizados como 
combustível, para a sua refrigeração e como moderador de nêutrons. Podem 
ser divididos em três grandes linhas conceituais:
• reatores a água leve (Light-Water Reactors - LWR);
• reatores a água pesada pressurizada (Pressurized Heavy-Water Reactors - PHWR); 
• reatores a gás (Gas-Reactors - GR).
Tipos de reatores nucleares térmicos e suas subdivisões.
�Reatores a água leve (Light-Water Reactors - LWR):
1- Reatores a água pressurizada (Pressurized Water Reactors - PWR)
2- Reatores a água fervente (Boiling Water Reactors - BWR)
3- Reatores a água leve e grafite (Light-Water Graphite Reactors - LWGR)
�Reatores a água pesada pressurizada (Pressurized Heavy-Water Reactors - PHWR)
�Reatores a gás (Gas Reactors – GR)
1- Reatores refrigerados a gás (Gas-Cooled Reactors - GCR)
2- Reatores avançados refrigerados a gás(Advanced-Gas-Cooled Reactors - AGR)
3- Reatores refrigerados a gás de alta temperatura
(High-Temperature-Gas-Cooled Reactors - HTGR
Fonte: Eletronuclear
Para as usinas de Angra foram escolhidos reatores do tipo PWR, que utilizam 
urânio enriquecido e água leve como refrigerante / moderador.
Segundo dados da International Atomic Energy Agency (IAEA) (Agência Internacional de 
Energia Atômica), das 439 usinas nucleares em operação no mundo em 2003, 80,87% 
utilizavam reatores resfriados e moderados a água leve comum dos tipos PWR, BWR ou 
VVER (versão soviética para o PWR). Os reatores PWR são utilizados em 27 países e 
compreendem 60,59% dos reatores instalados no mundo.
Usinas nucleares em operação 
(de um total de 439) em 2003. 
Fonte: IAEA, agosto de 2004. 
ABWR: reator avançado a água fervente refrigerado e moderado a água leve 
PHWR: reator pressurizado moderado e refrigerado a água pesada 
PWR: reator pressurizado moderado e refrigerado a água leve 
BWR: reator a água fervente refrigerado e moderado a água leve
VVER: reator pressurizado refrigerado e moderado a água 
leve (versão soviética do PWR) 
LWGR: reator resfriado a água leve e moderado a grafite 
Fonte: AIEA, agosto de 2004. 
A maior aceitação dos reatores do tipo PWR é atribuída à sua confiabilidade, 
proporcionada pelo rigor dos princípios de segurança que são aplicados ao 
projeto, à operação e à manutenção das usinas, e a economicidade, 
proporcionada pela economia de escala decorrente da construção de reatores 
de grande porte, pela padronização e a conseqüente redução do tempo de 
construção, licenciamento e por sua estrutura relativamente simples e 
compacta, graças à utilização de urânio enriquecido como combustível e às 
propriedades térmicas e neutrônicas favoráveis da água leve, usada 
simultaneamente como refrigerante e moderador. 
Quanto à segurança na geração nuclear, cabe salientar que por todo o exposto 
acima e tendo em vista a experiência de países tecnologicamente mais 
adiantados, como Estados Unidos, França, Japão e Alemanha, a adoção pelo 
Brasil de usinas dotadas de reatores do tipo PWR é a mais correta. Cabe 
salientar que o Brasil tem uma das maiores reservas de urânio do mundo 
ocidental: 309 mil toneladas identificadas em apenas um quarto do território 
brasileiro (Indústrias Nucleares do Brasil - INB, 2001).
As usinas nucleares fornecem cerca de 16% da eletricidade do mundo (dados 
de agosto de 2008). 
Alguns países dependem mais da energia nuclear para obter eletricidade que
outros. 
Na França, por exemplo, cerca de 75% da eletricidade é gerada a partir da 
energia nuclear, de acordo com a Agência Internacional de Energia Atômica.
Nos Estados Unidos, a energia nuclear fornece 23% da eletricidade total, mas 
alguns Estados obtêm mais energia de usinas nucleares que outros. 
No Brasil, menos de 3% da energia gerada tem origem das usinas nucleares de 
Angra dos Reis. 
Há mais de 400 usinas de energia nuclear ao redor do mundo, sendo mais de 
100 nos EUA.(Fonte: WNA)
Uma usina de energia nuclear. Vapor não-radioativo sai das torres de resfriamento
Depois de lermos a respeito da importancia da geração de energia através da 
energia nuclear, estudaremos agora os 
REATORES NUCLEARES.
Introdução
• A descoberta da fissão nuclear em 1939 foi um evento significativo, porque 
possibilitou o uso da energia interna do núcleo atômico. 
• No processo da fissão, além da liberação de energia (cerca de 200MeV por 
fissão) ocorre a emissão de cerca de dois a três nêutrons. 
• Estes nêutrons podem, sob condições apropriadas, ser utilizados para 
produzir fissão em outros núcleos e assim iniciar uma reação em cadeia que 
resulta na liberação de uma grande quantidade de energia. 
O que é um REATOR NUCLEAR?
Um sistema no qual materiais físseis, fissionáveis e 
não fissionáveis são arranjados de tal forma 
que a reação em cadeia possa ocorrer de 
maneira controlada é chamado REATOR NUCLEAR
Todos os reatores nucleares são dispositivos destinados a manter uma reação
em cadeia produzindo um fluxo estacionário de nêutrons, gerados por fissões
de núcleos pesados. 
• Os reatores nucleares podem ser classificados segundo diversos critérios, tais 
como, por exemplo, o espectro de energia predominante dos nêutrons que 
provocam as fissões (reatores térmicos ou rápidos); de acordo com o meio 
utilizado como refrigerante (reatores refrigerados a água leve, água pesada, a 
gás ou metais líquidos); ou de acordo com o propósito do reator.
• Neste último caso, duas classificações podem ser adotadas:
– Reatores de potência, nos quais o objetivo principal é o aproveitamento 
do calor gerado pelo combustível e
– Reatores de pesquisa, onde o objetivo principal é o aproveitamento das 
partículas e radiações geradas pelas reações nucleares.
Vamos rever alguns 
conceitos
Para entendermos melhor ……
O Átomo
Os elementos químicos diferem 
por sua estrutura atômica. 
O átomo é a menor partícula 
de um elemento, assim 
sendo, não pode ser dividido 
quimicamente.
O átomo é compostode elétrons, prótons e nêutrons. Os elétrons são 
encontrados na eletrosfera e os prótons e nêutrons – denominados 
nucleons – são partículas que estão localizadas no núcleo atômico.
No início do século XX, havia um grande conjunto de
evidências experimentais indicando que o átomo 
continha elétrons, e que o número de elétrons em um 
átomo era cerca de metade do número atômico deste 
átomo. A descoberta de que o núcleo atômico era um 
“caroço” muito pequeno de cargas positivas e neutras é
devida a Ernest Rutherford, que realizou em 1911 uma 
experiência na qual ficou estabelecido que as cargas 
positivas do átomo estavam concentradas numa região 
muito pequena do átomo – o núcleo atômico.
Estrutura do Núcleo
O núcleo do átomo é constituído de partículas
de carga positiva, chamadas prótons, e 
de partículas de, aproximadamente, mesmo
tamanho mas sem carga, denominadas nêutrons.
O número de elétrons em um átomo não ionizado
é o mesmo número de prótons do núcleo.
Átomos são , portanto, eletricamente neutros.
Fonte: European Nuclear Society (largest nuclear society fot science 
and industry
Prótons e nêutrons são mantidos juntos no núcleo pela força nuclear forte.
Estrutura do Núcleo
Saiba Mais �
As quatro forças 
fundamentais da 
natureza.
Saiba Mais �
Elementos
AS QUATRO FORÇAS FUNDAMENTAIS DA 
NATUREZA
Existem 4 forças, ou interações, fundamentais na natureza. São elas a interação 
gravitacional, a interação eletromagnética, a interação forte e a interação fraca.
A tabela abaixo mostra uma comparação entre as intensidades destas forças.
força (ou interação)
fundamental
intensidade
forte 10
eletromagnética 10-2
fraca 10-13
gravitacional 10-42
A força eletromagnética
É uma das duas forças que dominam nossa vida diária (a outra é a gravidade). 
A força eletromagnética atua entre todas as partículas eletricamente
carregadas. Ela é atrativa para partículas com cargas opostas e repulsiva para
partículas com a mesma carga. 
A força eletromagnética mantem os elétrons [cargas negativas] nas suas 
órbitas, em torno do núcleo [carga positiva] do átomo. 
A força eletromagnética fica mais fraca 
quanto mais distante as partículas estão, 
mas seu alcance é infinito. 
Outra coisa que a força eletromagnética 
é responsável por ligação é átomos para 
formar moléculas.
A Gravidade
Atua entre todas as partículas que tem massa. Massa atrairá outra massa com 
uma força que se tornará mais fraca quando a distância entre elas se tornar
maior. A gravidade é a responsável pela estrutura em larga escala do universo. 
Aqui temos a figura de uma galáxia que se mantém junta pela gravidade
Apesar da gravidade parecer ser uma força muito poderosa, quando tratamos de coisas em 
escalas menores, como pequenas partículas, a gravidade pode ser ignorada.
A Força Forte
Esta força liga prótons e nêutrons 
juntos nos núcleos dos átomos e é
uma força de curto alcance. 
A força forte é estritamente uma força atrativa que age entre os nucleons
(prótons e nêutrons). Atrai qualquer combinação de prótons e nêutrons, ie. 
nêutrons podem atrair nêutrons, prótons podem atrair prótons . Esta é a força 
que supera a força repulsiva dentro de um átomo devido à força eletromagnética 
e mantém o núcleo coeso. 
www.hep.yorku.ca/yhep/strong.html
A Força Fraca
A força fraca causa o decaimento β ( conversão de um nêutron em um próton, um 
elétron e um antineutrino). Como a força forte, a força fraca é também de curto
alcance.
Em 1896, Henry Becquerel obteve os primeiros indícios da força nuclear 
fraca na descoberta da radioatividade. Nos anos 30 houve um grande 
impulso no entendimento desta força: naquele tipo particular de 
radioatividade descoberto por Becquerel um nêutron dentro do núcleo 
atômico se transforma em um próton , criando, ao mesmo tempo, um elétron 
e uma outra partícula conhecida como antineutrino, ambas lançadas para 
fora do núcleo. Esse evento, conhecido como decaimento beta não podia ser 
consequência de outros tipos de forças, já que a força nuclear forte mantém 
os prótons e nêutrons juntos no núcleo e a eletromagnética tenta separar os 
prótons. A força gravitacional não faz nada do gênero.
Elementos
• Base química que não pode ser convertida quimicamente em substâncias 
mais simples. 
Exemplos: oxigênio, alumínio, ferro, mercúrio, chumbo urânio.
• Atualmente, são conhecidos 117 elementos diferentes, alguns dos quais 
não ocorrem na natureza e foram geradas artificialmente como o 
promécio e o tecnécio.
• Nêutron:
– Partícula elementar sem carga, com massa de repouso de 1.67492716 x 10-27 kg .
– O nêutron livre é instável e decai com meia-vida de 11,5 minutos.
• Próton:
– Partícula elementar com uma carga elétrica elementar positiva e uma massa de repouso igual a 
1.67262158 x 10-27kg, que é igual a cerca de 1836 vezes a massa do elétron. 
– O número de prótons no núcleo atômico é que determina o elemento químico.
• Elétron:
– Partícula Elementar com uma carga elétrica elementar negativa e uma massa de repouso de 
9,1094 x 10-31 kg (correspondente a uma auto-energia de 511 keV). 
– Trata-se de 1 / 1836 da massa do próton. 
– Elétrons rodeiam o núcleo de carga positiva de um átomo e determinam o comportamento 
químico do átomo. 
Saiba Mais �
Partículas Elementares
Partículas Elementares
Partículas elementares referem-se 
a partículas que não podem ser 
facilmente reconhecidas como um 
composto - em contraste com os 
núcleos dos átomos. 
Prótons e nêutrons são feitos de quarks.
Tudo que sabemos sobre o tamanho dos 
quarks é que eles são muito pequenos 
para se medir com os aceleradores atuais 
e os métodos experimentais existentes. 
Logo, os teóricos os tratam como se 
fossem partículas pontuais. 
Modelo Padrão
Quando incluímos elétrons, neutrinos, e 
as forças elétricas e fracas em nosso 
modelo, podemos descrever tudo sobre a 
matéria: o nucleon, os núcleos, os 
átomos, incluindo a química e a biologia. 
Esta descrição teórica abrangente da 
matéria é chamada de modelo padrão. 
A multiplicidade de tais "partículas elementares" (muitas além da listadas na
tabela) é grande, mais 200 foram encontradas – isto levou à "invenção" e,
finalmente, à descoberta dos quarks e, posteriormente, o modelo atual 
“standard” de partículas fundamentais. 
Este modelo padrão consiste em doze partículas e o 
mesmo número de antipartículas (ver figura). 
Os quarks tem carga elétrica 1/3 ou -2/3, onde a 
unidade é a carga do elétron.
O quark up tem uma carga de -2/3 e o down quark 
1/3 de cargas elétricas elementares para satisfazer 
as condições de carga elétrica. 
Assim, o próton é composto por dois "up-quarks" e 
um "quark-down“, ou seja, { [ - (-2/3 -2/3)]+ [- (1/3)]}
que é igual a +1. Já o nêutron é composto por um 
"up" e dois "downs“, {[-[(-2/3)]+[-[(1/3)+(1/3)]]} que é
igual a 0. Modelo padrão de partículas elementares
Fonte: European Nuclear Society
A ENERGIA NUCLEAR
A energia que mantém os prótons e nêutrons juntos no núcleo é a energia nuclear, 
isto é, a energia de ligação dos nucleons (partículas do núcleo). Esta energia é
resultante da forca forte atuando sobre os nucleons.
Quando uma partícula interage com o núcleo, existe a probabilidade de ocorrer
liberação de energia, sempre mantendo o princípio de conservação de energia.
Energia nuclear é a energia liberada numa reação nuclear, ou seja, 
em processos de transformação de núcleos atômicos.
As duas reaçoes nucleares onde existe maior liberação de energia são:
Fissão Nuclear e Fusão nuclear
Por meio da conversão de núcleo, podemos obter energia quer por fissão de 
núcleos pesados, como o urânio, ou fusão de núcleos leves, como o 
hidrogênio. 
Saiba Mais � FusãoNuclear
Saiba Mais � Fissão
Nuclear
Fusão
Formação de núcleos mais pesados a partir de núcleos
mais leves, liberando energia – a energia de ligação.
• Reações possíveis de fusão: 
D + T ���� 4He + n + 17.58 MeV,
D + D ���� 3He + n + 3.27 MeV,
D + D ���� T + p + 4.03 MeV,
D + 3He ���� 4He + p + 18.35 MeV,
p + 11B ���� 3 4He + 8.7 MeV. 
D (Deutério: 2H) ; T (Trítio: 3H)
Fusão
A reação de deutério e trítio é a mais fácil de 
realizar, entre todas as reações de fusão 
possíveis.
Durante a fusão, dois núcleos atômicos (por 
exemplo, núcleos dos isótopos de hidrogênio 
deutério e trítio) devem estar tão juntos que 
se fundem, apesar do poder repulsivo das 
suas cargas positivas do núcleo. 
Dois núcleos devem colidir com alta velocidade 
para superar sua repulsão mútua. Para obter 
esta velocidade é necessário que as partículas
estejam em altas temperaturas (cerca de 100
milhões de graus).
Fusão
Fonte : European Nuclear Society
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Energia em uma fissão nuclear é liberada quando um
núcleo atômico muito pesado absorve um nêutron e 
se quebra em dois fragmentos mais leves.
Histórico
A fissão nuclear é um processo de decaimento no qual um núcleo instável se divide em
dois fragmentos de massas comparáveis. 
A fissão foi descoberta em 1938 a partir de experiências de Otto Hahn e Fritz Strassman. 
Seguindo um experimento anterior feito por Fermi, eles bombardearam o urânio (Z=92) 
com nêutrons. A radiação não coincidia com nenhuma outra radiação proveniente de 
nuclídeos conhecidos. Com a colaboração de Lise Meitner, eles fizeram uma análise
quimica meticulosa e chegaram à conclusão inesperada de que haviam encontrado um
isótopo radioativo do bário (Z=56). Mais tarde, o criptônio radioativo (Z=36) foi também
verificado. 
Meitner e Otto Frisch interpretaram corretamente estes resultados afirmando que os 
núcleos de urânio eram divididos em dois fragmentos com massas elevadas chamados de 
fragmentos de fissão. Dois outros nêutrons livres, geralmente, aparecem com os 
fragmentos de fissão.
Tanto o isótopo comum 238U (99,3% na natureza) quanto o isótopo incomum 235U (0,7% 
na natureza) podem ser facilmente divididos mediante bombardeio com nêutrons: o 235U 
por meio de nêutrons lentos (térmicos), e o 238U por meio de nêutrons com uma energia
mínima aproximadamente igual a 1 MeV (rápidos). 
Fissão Nuclear
A divisão do núcleo de um átomo pesado, por exemplo, do 235U (urânio-235), em
dois menores, quando atingido por um nêutron, é denominada fissão nuclear.
A soma das massas destes fragmentos é menor que a massa original. Esta
diferença de massa foi convertida em energia, obedecendo a conservação de 
energia do sistema.
A energia liberada neste processo é enorme, cerca de 200 MeV, 10 milhões de
vezes maior que a energia liberada quando um átomo de carbono de um
combustível fóssil é queimado. 
É possível aproveitar a energia desse processo em uma escala grande o suficiente
para ser uma maneira viável de produção de energia.
Exemplos das reações de fissão nuclear
n U U Ba Kr n Q+ → → + + +92235 92236 56141 3692 3*
n U U Xe Sr n Q+ → → + + +92235 92236 54140 3894 2*
Energia liberada nas reações de fissão nuclear é aproximadamente 
200 MeV/fissão
Utilização da Energia Nuclear
Uma vez constatada a existência da energia nuclear, restava descobrir como
utilizá-la.
A forma imaginada para liberar a energia nuclear 
baseou-se na possibilidade de partir-se ou dividir-se 
o núcleo de um átomo “pesado” , isto é, com muitos 
prótons e nêutrons, em dois núcleos menores, 
através do impacto de um nêutron. A energia que 
mantinha juntos esses núcleos menores, antes 
constituindo um só núcleo maior, seria liberada, na 
maior parte, em forma de calor (energia térmica).
Reação em Cadeia
Em cada reação de fissão nuclear resultam, além dos núcleos menores, dois a três
nêutrons, como conseqüência da absorção do nêutron que causou a fissão.
Torna-se, então, possível que esses nêutrons atinjam outros núcleos de urânio-235,
sucessivamente, liberando muito calor. Tal processo é denominado reação de fissão
nuclear em cadeia ou, simplesmente, reação em cadeia.
Reação em Cadeia
Uma reação em cadeia refere-se ao processo no qual nêutrons liberados em 
uma fissão nuclear produzirão, no mínimo, uma fissão em outro núcleo.
Este processo pode ser controlado (reatores nucleares) ou incontrolável 
(bombas nucleares)
Isótopos
Urânio-235 e urânio-238 são isótopos de urânio.
Isótopos são átomos de um mesmo elemento químico que possuem massas
diferentes.
Muitos outros elementos apresentam essa característica, como, por exemplo, o
Hidrogênio, que tem três isótopos: Hidrogênio, Deutério e Trítio
Urânio Enriquecido - Urânio-235 e Urânio-238
A quantidade de urânio-235 na natureza é muito pequena: para cada 1.000
átomos de urânio, 7 são de urânio-235 e 993 são de urânio-238 (a quantidade dos
demais isótopos é desprezível).
Para ser possível a ocorrência de uma reação de fissão nuclear em cadeia, é
necessário haver quantidade suficiente de urânio-235, que é fissionado por 
nêutrons térmicos, como já foi dito.
Nos Reatores Nucleares do tipo PWR, para que seja possível manter a reação 
em cadeia, é necessário aumentar a proporção de átomos de urânio-235 na 
mistura de urânio natural.
Então, neste caso, o urânio encontrado na natureza precisa ser tratado 
industrialmente, com o objetivo de elevar a proporção (ou concentração) de 
urânio-235 para urânio-238, de 0,7% para aproximadamente entre 3 e 5%.
Enriquecimento do urânio
O processo físico de retirada de urânio-238 do urânio natural, aumentando, em 
conseqüência, a concentração de urânio-235, é conhecido como 
Enriquecimento de Urânio.
Se o grau de enriquecimento for muito alto (acima de 90%), isto é, se houver 
quase só urânio-235, pode ocorrer uma reação em cadeia muito rápida, de difícil 
controle, mesmo para uma quantidade relativamente pequena de urânio, 
passando a constituir-se em uma explosão: é a “bomba atômica”.
Existem vários processos de enriquecimento de urânio, entre eles o da Difusão 
Gasosa e da Ultracentrifugação .
ESQUEMA GERAL DO PROCESAMENTO DO URÂNIO
O urânio é extraído 
da natureza
Adiciona-se flúor ao metal 
formando o gás hexafluoreto
de urânio (UF6)
O 238UF6 e o 
235UF6 são 
separados, os métodos mais 
comuns são a Difusão Gasosa 
e a Ultracentrifugação.
O Urânio enriquecido é
convertido em um pó de 
dióxido de urânio (UO2) que 
é prensado em pastilhas.
Por se tratarem de tecnologias sofisticadas, os países que as detêm oferecem 
empecilhos para que outras nações tenham acesso a elas.
Controle da Reação de Fissão Nuclear em 
Cadeia
A grande aplicaA grande aplicaA grande aplicaA grande aplicaçççção do controle da ão do controle da ão do controle da ão do controle da 
reareareareaçççção de fissão nuclear em cadeia ão de fissão nuclear em cadeia ão de fissão nuclear em cadeia ão de fissão nuclear em cadeia éééé
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de energia elde energia elde energia elde energia eléééétricatricatricatrica....
Controle da Reação de Fissão Nuclear em 
Cadeia
Descoberta a grande fonte de energia no núcleo dos átomos e a forma de 
aproveitá-la, restava saber como controlar a reação em cadeia, que 
normalmente não pararia, até consumir quase todo o material físsil ( que 
sofre fissão nuclear), no caso o urânio-235.
A forma de controlar a reação em cadeia consiste na eliminação do agente 
causador da fissão: o nêutron. Não havendo nêutrons disponíveis, não pode 
haver reação de fissão em cadeia.
Controle da Reação de Fissão Nuclearem Cadeia
Alguns elementos químicos, como o boro, na forma de ácido bórico ou de metal, e 
o cádmio, em barras metálicas, têm a propriedade de absorver nêutrons, 
porque seus núcleos podem conter ainda um número de nêutrons superior ao 
existente em seu estado natural, resultando na formação de isótopos de boro e 
de cádmio.
Num reator nuclear , o controle da reação em cadeia é feito através das Barras de 
Controle, que são compostas de absorvedores de nêutrons.
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Introduzindo as barras de controle, os nêutrons que seriam destinados a novas fissões
serão absorbidos pelas barras, obtendo-se, portanto uma redução da taxa de fissões. A 
potência do reator diminuirá, podendo inclusive chegar a zero (SCRAM). 
Em geral, para o scram são usadas barras de controle independentes. 
O REATOR NUCLEAR
De uma forma simplificada, um Reator Nuclear é um equipamento onde se
processam de forma controlada reações de fissão nuclear.
Um Reator Nuclear para gerar energia elétrica é, na verdade, uma Central Térmica, 
onde a fonte de calor é o urânio-235, em vez de óleo combustível ou de carvão. É, 
portanto, uma Central Térmica Nuclear.
A usina nuclear (ou termonuclear) difere da Térmica Convencional basicamente 
quanto à fonte de calor; enquanto em uma térmica convencional queima-se óleo, 
carvão ou gás na caldeira, em uma Usina Nuclear usa-se o potencial energético do 
urânio para aquecer a água que circula no interior do reator. 
Central Termoelétrica – Central Termonuclear
A grande vantagem de uma Central Térmica Nuclear é a enorme 
quantidade de energia que pode ser gerada, ou seja, a potência gerada, 
para pouco material usado (o urânio).
O Combustível Nuclear
O urânio-235, por analogia, é chamado de combustível nuclear, porque pode 
substituir o óleo ou o carvão, para gerar calor.
Não há diferença entre a energia gerada por uma fonte convencional (hidroelétrica 
ou térmica) e a energia elétrica gerada por um Reator Nuclear.
O ponto fundamental sobre a energia nuclear é que o conteúdo energético de um 
kilograma de urânio é equivalente a cerca de 2 toneladas de carvão mineral de 
boa qualidade ou de 12000 barris de petróleo. Isso significa que precisamos 
consumir muitas vezes menos combustível utilizando material nuclear em 
relação ao uso de carvão ou de qualquer outro combustível fóssil. 
Descrição de Usina Nuclear com reator tipo PWR 
(Pressurized Water Reactor) 
Conforme vimos, em uma usina nuclear, o reator é uma fonte geradora de calor 
cuja função é similar à da fornalha da caldeira de uma usina termoelétrica 
convencional, ou seja, fornecer energia térmica para a produção do vapor que 
aciona as turbinas. 
Como energia não pode ser criada, mas apenas transformada de uma modalidade 
para outra, nesse tipo de usina a energia nuclear inicial é transformada 
primeiramente em energia térmica, depois em energia mecânica e, por fim, em 
energia elétrica, que é a forma mais econômica de ser utilizada e transportada a 
longa distância. 
A Figura apresenta um diagrama esquemático dos circuitos primário e secundário, e do 
circuito da água de resfriamento de uma usina nuclear PWR típica.
Fonte: NATRONTEC (1999a) 
O calor é liberado em um reator nuclear, quando núcleos de átomos pesados físseis, 
como o do urânio-235, capturam nêutrons livres em baixa velocidade, denominados 
nêutrons térmicos, e se transformam em núcleos instáveis que, a seguir, fissionam-se 
em dois fragmentos mais leves dotados de enorme energia cinética e liberam raios gama 
juntamente com dois ou três nêutrons livres em alta velocidade, denominados nêutrons 
rápidos . 
Processo de fissão nuclear
Fonte: NATRONTEC (1999a)
Esses nêutrons, depois de desacelerados ou termalizados por um meio 
moderador, no caso dos LWRs, a água leve, têm condições de fissionar outros 
núcleos de urânio-235, que emitem mais fragmentos de fissão e liberam outros 
dois ou três nêutrons, fazendo com que o número de fissões ocorra em uma 
reação em cadeia auto-sustentável. 
Reação em cadeia auto-sustentável 
Fonte: NATRONTEC (1999a) 
Os fragmentos ou produtos de fissão, que consistem em diversos nuclídeos
radioativos ou radionuclídeos, sofrem desintegração espontânea ou decaimento 
radioativo por meio da emissão de nêutrons e/ou de radiação alfa, beta ou gama. 
O choque dos fragmentos de fissão com os núcleos dos átomos do material das 
pastilhas de combustível nuclear transformam a expressiva energia cinética com 
que são liberados em grande quantidade de energia térmica.
A potência térmica, isto é, a taxa de calor liberada pelo reator, é controlada pela 
variação da taxa de fissões (número de fissões por segundo) que ocorrem no 
núcleo e que depende do número de nêutrons térmicos disponíveis para causá-las. 
A diminuição e o aumento de nêutrons - e, por conseguinte, da taxa de fissão - são 
promovidos respectivamente pela inserção e a retirada das barras de controle do 
interior dos elementos combustíveis imersos em água e/ou pela elevação e a 
redução da concentração de boro (que é um absorvedor de nêutrons) na água de 
refrigeração do núcleo do reator ("circuito primário"). 
A água de refrigeração do reator (água comum desmineralizada), devido a sua alta 
temperatura, é submetida à alta pressão para não se transformar em vapor, e assim manter 
uma taxa efetiva de transferência de calor. Essa água circula no denominado circuito 
primário, no núcleo do reator, removendo o calor liberado pela fissão nuclear. Trocadores 
de calor, denominados geradores de vapor, transferem o calor para a água de alimentação, 
que circula isoladamente no denominado circuito secundário, transformando-a em vapor, 
que é direcionado para rodar a turbina mediante a transformação da energia térmica do 
vapor em energia mecânica nos bocais expansores e palhetas. 
Fonte: NATRONTEC (1999a
Para produzir energia elétrica, a turbina a vapor - um conjunto uniaxial de turbinas de 
alta e de baixa pressão - aciona um gerador elétrico a ela acoplado. Após a expansão 
nos diversos estágios da turbina, com a conseqüente redução de sua pressão e 
temperatura, o vapor é condensado e bombeado para o lado secundário dos geradores 
de vapor, de forma a realimentá-los, completando o ciclo termodinâmico, cujo 
rendimento térmico é da ordem de 33%, e dando continuidade ao processo de 
produção de vapor. 
Fonte: NATRONTEC (1999a
Por um terceiro sistema, isolado dos demais, circula a água utilizada para a condensação 
do vapor de exaustão das turbinas de baixa pressão. Denominada água de circulação ou 
de resfriamento, essa água é captada em uma fonte fria externa que, no caso das usinas 
Angra1 e Angra 2 é o mar, e devolvida ao mesmo após ser usada.
Fonte: NATRONTEC (1999a
Uma das vantagens desse tipo de usina nuclear é que o circuito primário, que 
contém material radioativo, fica isolado do circuito secundário por duas barreiras, 
que são os feixes de tubos dos geradores de vapor e dos condensadores. A água 
do mar circula nos condensadores sem contato com a água do circuito 
secundário, que por sua vez não entra em contato com a água de refrigeração do 
reator, do circuito primário. Isso impede que a água do mar seja contaminada 
pela água do circuito primário no caso de vazamento nos tubos dos geradores de 
vapor. 
Uma usina nuclear PWR é dotada ainda de diversossistemas auxiliares, que 
complementam o sistema de refrigeração do reator; de sistemas de segurança, 
destinados a resfriar o núcleo do reator e limitar as doses de radiação em caso de 
anormalidades; e de sistemas de alimentação elétrica de emergência, dotados de 
geradores Diesel, destinados a suprir os sistemas de proteção e de segurança em 
casos de blecautes por quedas na alimentação elétrica da usina, pelo gerador 
elétrico, ou na rede externa, proveniente das linhas de transmissão.
Reator Nuclear e Bomba Atômica
A bomba (“atômica”) é feita para ser possível explodir, ou seja, a reação em cadeia deve 
ser rápida e a quantidade de urânio muito concentrado em urânio-235 (quer dizer, 
urânio enriquecido acima de 90%) deve ser suficiente para a ocorrência rápida da 
reação. Além disso, toda a massa de urânio deve ficar junta, caso contrário não 
ocorrerá a reação em cadeia de forma explosiva.
Um Reator Nuclear, para gerar energia elétrica, é construído de 
forma a ser impossível explodir como uma bomba atômica. 
Primeiro, porque a concentração de urânio-235 é muito baixa 
não permitindo que a reação em cadeia se processe com rapidez 
suficiente para se transformar em explosão. Segundo, porque 
dentro do Reator Nuclear existem materiais absorvedores de 
nêutrons, que controlam e até acabam com a reação em cadeia, 
como, por exemplo, na “parada” do Reator.
A Segurança de Reatores Nucleares
Filosofia de Segurança
O perigo potencial na operação dos Reatores Nucleares é representado pela alta 
radioatividade dos produtos da fissão do urânio e sua liberação para o meio
ambiente.
Por esse motivo, a construção de uma Usina Nuclear envolve vários aspectos de 
segurança.
A filosofia de segurança dos Reatores Nucleares é dirigida no sentido de que as
Usinas Nucleares sejam projetadas, construídas e operadas com os mais elevados
padrões de qualidade e que tenham condições de alta confiabilidade.
A segurança dos reatores nucleares
Os elementos resultantes da fissão nuclear (produtos de fissão ou fragmentos 
de fissão) são radioativos, isto é, emitem radiações e, por isso, devem ficar 
retidos no interior do Reator.
Em um reator nuclear , dentre outros aspectos de segurança, existem as 
barreiras que servem para impedir a liberação de material radioativo para 
o meio ambiente. Estas barreiras físicas constituem um Sistema passivo de 
segurança, isto é, atuam independentemente de qualquer ação. 
Mostraremos estas barreiras a seguir .
Varetas de Combustível
As varetas, contendo o urânio, conhecidas como Varetas de Combustível, são 
montadas em feixes, numa estrutura denominada ELEMENTO COMBUSTÍVEL.
As varetas são fechadas, com o objetivo de não deixar escapar o material nelas 
contido (o urânio e os elementos resultantes da fissão) e podem suportar altas 
temperaturas. Os elementos resultantes da fissão nuclear (produtos de fissão 
ou fragmentos da fissão) são radioativos, isto é, emitem radiações e, por isso, 
devem ficar retidos no interior do Reator.
A Vareta de Combustível é a primeira 
barreira que serve para impedir a saída 
de material radioativo para o meio 
ambiente.
Elemento combustível. Fonte: NATRONTEC (1999a) 
Circuito Primário
O Vaso de Pressão contém a água de refrigeração do núcleo do reator. Essa água 
fica circulando quente pelo Gerador de Vapor, em circuito, isto é, não sai 
desse sistema, chamado de Circuito Primário.
Vaso de Pressão
Os Elementos Combustíveis são colocados dentro deste 
grande vaso de aço, com“paredes”, no caso de Angra 1, 
de cerca de 33 cm e, no caso de Angra 2, de 23,5 cm.
Esse enorme recipiente, denominado Vaso de Pressão do 
Reator, é montado sobre uma estrutura de concreto, 
com cerca de 5 m de espessura na base.
O Vaso de Pressão do Reator é a 
segunda barreira física que serve para 
impedir a saída de material radioativo 
para o meio ambiente.
A água que circula no Circuito Primário é usada para aquecer uma outra 
corrente de água, que passa pelo Gerador de Vapor.
Circuito Secundário
A outra corrente de água, que passa pelo Gerador de Vapor para ser aquecida e 
transformada em vapor, passa também pela turbina, em forma de vapor,
acionando-a. 
É, a seguir, condensada e bombeada de volta para o Gerador de Vapor, constituindo 
um outro Sistema de Refrigeração, independente do primeiro. O sistema de geração
de vapor é chamado de Circuito Secundário.
Independência entre os sistemas de refrigeração
A independência entre o Circuito Primário e o Circuito Secundário tem o objetivo 
de evitar que, danificando-se uma ou mais varetas, o material radioativo 
(urânio e produtos de fissão) passe para o Circuito Secundário.
É interessante mencionar que a própria água do Circuito Primário é radioativa.
A Contenção
O Vaso de Pressão do Reator e o Gerador de Vapor são instalados em uma grande “carcaça”
de aço, com 3,8 cm de espessura em Angra 1.
Esse envoltório, construído para manter contidos os gases ou vapores possíveis de serem 
liberados durante a operação do Reator, é denominado Contenção. 
A Contenção é a terceira barreira que serve para impedir a saída de 
material radioativo para o meio ambiente.
Edifício do Reator
Um último envoltório, de concreto, 
revestindo a Contenção, é o próprio 
Edifício do Reator. Tem cerca de 1 m 
de espessura em Angra 1.
O Edifício do Reator, construído em 
concreto e envolvendo a Contenção 
de aço, é a quarta barreira física que 
serve para impedir a saída de material 
radioativo para o meio ambiente e, 
além disso, protege contra impactos 
externos (queda de aviões e 
explosões).
A usinas nucleares brasileiras
Divulgação: Eletronuclear
As usinas nucleares de Angra dos 
Reis
Vista Aérea da Praia de Itaorna-Usinas Nucleares Angra 1 e Angra 2
Reatores nucleares de potência, isto é, 
para geração de energia elétrica.
Atualmente estão em operação as usinas Angra 1- com capacidade para geração de 
657 megawatts elétricos, e Angra 2 - de 1350 megawatts elétricos. Angra 3, que 
será praticamente uma réplica de Angra 2 (incorporando os avanços tecnológicos 
ocorridos desde a construção desta usina), está prevista para gerar 1405 
megawatts elétricos.
Os reatores nucleares brasileiros estão localizados na Central Nuclear Almirante 
Álvaro Alberto (CNAAA). Esta central está instalada num dos pontos mais bonitos 
do litoral do país, na praia de Itaorna. 
Um dos fatores determinantes para escolha do local foi a proximidade quase 
eqüidistante de três grandes centros consumidores brasileiros: Rio de Janeiro, São 
Paulo e Belo Horizonte, evitando perdas de energia em longas linhas de 
transmissão. Outro fator importante foi a proximidade do mar. Embora o urânio 
seja o combustível, é a água que movimenta e refrigera uma usina nuclear. Por isso 
ela precisa ser construída próxima a um rio ou mar, onde exista água em 
abundância
ANGRA 1
A primeira usina nuclear brasileira opera com um
reator do tipo PWR (água pressurizada), que é o
mais utilizado no mundo. 
Desde 1985, quando entrou em operação 
comercial, Angra 1 gera energia suficiente 
para suprir uma capital como Vitória ou 
Florianópolis, com 1 milhão de habitantes.
ANGRA 2
Fruto de um acordo nuclear Brasil-Alemanha, a construção e a operação de Angra 2 
ocorreram conjuntamente à transferência de tecnologia para o país, o que levou 
também o Brasil a um desenvolvimento tecnológico próprio, do qual resultou o 
domínio sobre praticamente todas as etapas de fabricação do combustível nuclear. 
Desse modo, a Eletrobras , Eletronuclear e a indústria nuclear nacional reúnem, 
hoje, profissionais qualificados e sintonizados com o estado da arte do setor.
Angra 2, sozinha, poderia atender ao consumo 
de uma região metropolitana do tamanhode 
Curitiba, com dois milhões de habitantes. 
Como tem o maior gerador elétrico do 
hemisfério Sul, Angra 2 contribui 
decisivamente com sua energia para que os 
reservatórios de água que abastecem as 
hidrelétricas sejam mantidos em níveis que 
não comprometam o fornecimento de 
eletricidade da região economicamente mais 
importante do país, o Sudeste.
Angra 2 opera com um reator tipo PWR 
(Pressurizer Water Reactor, i.e., reator a água 
pressurizada).
Angra 3
Paralisada em 1986, a construção da usina nuclear Angra 3 começa a ser retomada 
depois da aprovação prévia do licenciamento ambiental que aconteceu em julho de 
2008. 
Angra 3 será a terceira usina da Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto, localizado 
na praia de Itaorna, município de Angra dos Reis (RJ). 
www.eletronuclear.gov.br
A esfera de contenção envolve completamente o reator, o sistema de geração de 
vapor, a piscina dos elementos combustíveis usados e o depósito dos elementos 
combustíveis novos, bem como a blindagem biológica de concreto, de 1,2 a 2 m de 
espessura, que circunda o vaso de pressão do reator
Estruturas internas à esfera de contenção. A estrutura de cor vermelha representa 
o vaso de pressão do reator. Angra 3
Fonte: NATRONTEC (1999a) 
Reatores nucleares de pesquisa, isto é, 
para geração de NÊUTRONS.
Reatores nucleares de pesquisa têm um papel fundamental dentro da ciência e 
tecnologia nuclear. 
Desde que os primeiros protótipos foram desenhados e colocados em operação 
na década de 1940, o número de reatores de pesquisa tem aumentado 
rapidamente como resultado do desenvolvimento da indústria nuclear em geral 
e de programas nucleares em particular.
Neste sentido, os reatores nucleares de pesquisa continuarão a ser um 
componente chave para o desenvolvimento de aplicações pacíficas da energia 
atômica e essenciais para a ciência nuclear relacionada ao desenvolvimento de 
recursos humanos através da educação e treinamento (IAEA, 2006).
Reatores de pesquisa
Os reatores de pesquisa compreendem uma grande variedade de tipos.
Em geral, o propósito de reatores nucleares de pesquisa não é geração de energia. 
Eles são usualmente destinados à geração de nêutrons para diferentes propósitos 
científicos e sociais, dentre eles a produção de radioisótopos utilizados em medicina 
nuclear, agricultura e indústria, produção de feixe de nêutrons, ativação neutrônica, 
desenvolvimento de materiais, radiografia de nêutrons (neutrongrafia), análise de 
ativação neutrônica e treinamento. 
Estes reatores de pesquisa são muito menores do que os reatores de potência, e 
muitos estão em campus universitários.
Os reatores de pesquisa são mais simples do que os reatores de potência e operam 
em temperaturas mais baixas.
Reatores Nucleares de pesquisa no Brasil
Atualmente, no Brasil, existem 4 reatores de pesquisa em operação:
Prédio do Reator Piscina do Reator IEA-R1
1- Nome do Reator: IEA-R1
Instituição: Instituto de Energia Atômica (IEA) atualmente Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN)
Local : São Paulo
Primeira Criticalidade: 16 de setembro de 1957
Grande número de programas de pesquisa básica e aplicada e desenvolvimento tecnológico nos 
campos de Física Nuclear, Radioquímica, Biologia, Ciências de materiais, Engenharia Nuclear, Meio 
Ambiente entre outros vem sendo realizados no IPEN há várias décadas utilizando o Reator Nuclear 
de Pesquisa IEA-R1 como fonte de nêutrons e raios gama. Além dos pesquisadores do Centro do 
Reator de Pesquisa (CRPq) e pesquisadores dos outros Centros do IPEN dezenas de pesquisadores 
pertencentes a outros institutos de pesquisa e universidades do país também utilizam esta 
instalação e a infra-estrutura associada para suas atividades de pesquisa. A utilização do reator do 
IPEN, para fins de pesquisa, durante todos estes anos tem resultado na formação de algumas 
centenas de mestres e doutores não só no IPEN, mas também em outras instituições de pesquisa e 
ensino do Brasil, além de publicação de um expressivo número de trabalhos científicos. As 
atividades de pesquisa e ensino utilizando o reator nuclear continuam muito fortes e vem atraindo 
interesse de novos estudantes em pesquisa nas áreas nucleares
O IEA-R1 (Instituto de Energia Atômica – Reator 1) é um reator de pesquisa do tipo piscina. Foi 
projetado e construído pela empresa norte-americana Babcock & Wilcox, em 1956. Utiliza como 
combustível o urânio enriquecido a 20%. Iniciou sua atividade em 1957, operando na potência de 2 
MW. Devido ao aumento na demanda de radioisótopos para a medicina, indústria e agricultura, 
bem como para readequação aos novos requisitos de segurança, a Comissão Nacional de Energia 
Nuclear (CNEN) e o Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN), iniciaram, em meados de 
1995, o projeto de modernização do reator, incluindo o aumento da sua potência para 5 MW. O 
IEA-R1 está situado no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN (Autarquia estadual, 
associada à Universidade de São Paulo – USP, gerenciada pela CNEN), em São Paulo, SP.
2- Nome do Reator TRIGA IPR-R1
Instituição: Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear (CDTN)
Local : Belo Horizonte-MG
Primeira Criticalidade: 06 de novembro de 1960
Vista do núcleo do reator
TRIGA IPR-R1
O reator TRIGA IPR- R1 (TRIGA - Training, Research, Isotopes, General Atomics – Instituto de Pesquisas 
Radioativas – Reator 1) é um reator TRIGA Mark I, fabricado e construído pela Gulf General Atomic
(EUA). É um reator inerentemente seguro, utilizando como combustível urânio enriquecido a 20%, 
homogeneamente misturado com o moderador principal, o hidreto de zircônio. As características de 
segurança do combustível permitem também grande flexibilidade na escolha do local de instalação do 
reator, com riscos e efeitos mínimos ao público e ao meio ambiente e, em princípio, não existem 
restrições à instalação de reatores TRIGA em centros urbanos. Possui dispositivos para irradiação: tubo 
central, mesa giratória e sistema pneumático. 
O reator TRIGA IPR-R1 está localizado no Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear (CDTN), 
em Belo Horizonte, Minas Gerais, instituto de pesquisa vinculado à Comissão Nacional de Energia 
Nuclear (CNEN). Entre as aplicações do TRIGA, destacam-se a produção de radioisótopos para 
instituições científicas e universidades, experimentos científicos, treinamento de engenheiros e físicos 
nucleares para operação de reatores nucleares de pesquisa e de potência. 
O reator TRIGA IPR-R1 teve sua primeira criticalidade em 06/11/1960, com uma potência máxima de 
30 kW. O núcleo do reator, atualmente, está configurado para operar a uma potência de 250 kW, mas 
tem operado a uma potência de 100 kW e aguarda licença da Comissão Nacional de Energia Nuclear 
(CNEN) para operar em 250 kW.
3- Nome do Reator : Argonauta
Instituição: Instituto de Engenharia Nuclear (IEN)
Local : Rio de Janeiro-RJ
Primeira Criticalidade: 20 de fevereiro de 1965
Reator Argonauta
O ARGONAUTA foi o primeiro reator de pesquisa construído no país por empresa brasileira (CBV Ltda) 
com projeto do Argone National Laboratory, com potencia máxima de 5kW e uma operação contínua 
de 500W. 
Desde 1965 o ARGONAUTA vem sendo utilizado em pesquisas envolvendo nêutrons nas áreas da 
física de reatores e nuclear. Cerca de 70 alunos de instituições e universidades brasileiras obtiveram 
seus títulos de mestre ou doutor utilizando este reator no desenvolvimento de suas pesquisas. 
Atualmente, entre as principais linhas de pesquisas estão ensaios não destrutivos com nêutrons 
térmicos nas áreas de biologia, indústria, meio ambiente e segurança pública nacional. Também são 
produzidos radioisótopos ( Mn-56, La-140, Se-75 e Br-82) para serem utilizados como traçadores em 
pesquisas nas áreas domeio ambiente e industrial. Colaborando com universidades e instituições, 
disciplinas e aulas diversas são ministradas em suas dependências completando a formação de 
alunos, da graduação ao doutorado. 
4- Nome do Reator : IPEN/MB-01
Instituição: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN)
Local : São Paulo-SP
Primeira Criticalidade: 9 de Novembro de 1988
Prédio do Reator
Em operação desde 09/11/1988, com potência de 0,20 kW, operando no IPEN-CNEN – São Paulo, SP. É
um reator nuclear genuinamente brasileiro, concebido por pesquisadores e engenheiros do IPEN-
CNEN/SP, financiado e construído pela Marinha do Brasil. 
O Reator IPEN/MB-01 é uma instalação nuclear que permite a simulação de todas as características 
nucleares de um reator de grande porte em escala reduzida, sem que haja a necessidade de construir-
se um complexo sistema de remoção de calor. Esse tipo de reator é conhecido mundialmente como 
reator de potência zero ou Unidade Crítica, sendo neste caso, projetado para operar a uma potência 
máxima de 100 watts. Esses reatores representam uma ferramenta básica, que permitem aos 
pesquisadores estudar não apenas por cálculos teóricos, mas também com medidas experimentais, o 
desempenho e as características do núcleo de um reator de potência ou de propulsão naval, antes da 
sua efetiva instalação, simulando as condições de projeto na própria instalação. 
Núcleo do reator IPEN MB 01
O núcleo do Reator Nuclear IPEN/MB-01 possibilita a 
montagem de diferentes arranjos críticos, ou seja 
configurações de núcleos, uma vez que foi projetado 
para que apresentasse a versatilidade e a 
flexibilidade necessárias para tais finalidades
FIM