O alcance da energia atômica

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MINICURSO: “O ALCANCE DA ENERGIA 
ATÔMICA.”
Douglas Borges Domingos
UNEC – CARATINGA 21 a 25 de maio de 2018
CONGRESSO INTERNACIONAL UNEC 2018
REATORES NUCLEARES:
UMA BREVE HISTÓRIA
• 1920 É PROPOSTA A EXISTÊNCIA DOS
NÊUTRONS POR RUTHERFORD
Em 1920, Ernest Rutherford, prosseguia com
estudos em relação à estrutura nuclear do átomo.
Ele percebeu que quando comparamos a razão
massa pela carga de diferentes átomos, achamos
números diferentes do esperado.
Por exemplo, se dividirmos a massa do hidrogênio
pela sua carga achamos 1,04375 x 10-8 kg/C, que
era um valor esperado para qualquer outro átomo,
mas se fizermos o mesmo para átomo de hélio
acharemos 2,0875 x 10-8 kg/C.
Rutherford supôs a existência de mais uma
partícula no núcleo atômico com massa
ligeiramente maior que a do próton e não portadora
de carga chamada de nêutron.Ernest Rutherford (1871-1937).
VERIFICADA A EXISTÊNCIA DOS NÊUTRONS
POR CHADWICK
A hipótese da existência do nêutron
foi confirmada em 1932 por James
Chadwick (1891-1974) em um artigo
publicado com titulo de Possible
Existence of a Neutron, esse
trabalho realizado com partículas
emitidas por um material radioativo
natural rendeu para seu autor o
Prêmio Nobel de Física de 1935.
• 1932
James Chadwick (1891-1974).
• 1934
Enrico Fermi (1901-1954).
Em 1934, um grupo de pesquisadores
liderados por Fermi verificaram que resultados
obtidos para a radioatividade induzida eram
diferentes quando se mudava a mesa que
transportava o pesado espectroscópio Hilger,
isto é, dependia do fato de ser a mesa de
madeira ou de mármore.
Verificou-se mais tarde que o fato poderia ser
explicado pela moderação de velocidade dos
nêutrons no hidrogênio da madeira.
No dia 18 de outubro de 1934, para esclarecer
este "mistério", começaram a estudar
sistematicamente este problema.
FERMI OBSERVA O COMPORTAMENTO DOS
NÊUTRONS LENTOS
• 1934
Enrico Fermi (1901-1954).
FERMI OBSERVA O COMPORTAMENTO DOS
NÊUTRONS LENTOS
Para evitar a dispersão de nêutrons na
experiência, foi constituído um pequeno
anteparo de chumbo. Fermi substituiu o pesado
anteparo por parafina.
No dia 22 de outubro de 1934, foi utilizada pela
primeira vez parafina na moderação de
nêutrons.
Fermi convocou todos os membros do Instituto
para verificar um estranho fenômeno: a
parafina multiplicava grandemente o efeito da
radioatividade produzida pelos nêutrons. Fermi
concluiu que:
• 1934
Enrico Fermi (1901-1954).
FERMI OBSERVA O COMPORTAMENTO DOS
NÊUTRONS LENTOS
I - os nêutrons lentos eram mais eficazes
que os rápidos na produção de reações
nucleares em certos elementos;
II - a parafina agia como moderador, isto é,
no choque dos nêutrons com os núcleos
de hidrogênio (elementos leves) da
parafina, eles perdiam grande parte da
energia cinética.
• 1938 OTTO HAHN E LISE MEITNER DESCOBRIRAM
A FISSÃO NUCLEAR
Otto Hahn e Fritz Strassmann, dois cientistas
alemães, bombardeavam uma amostra de urânio
com nêutrons na tentativa de criar elementos mais
pesados e acidentalmente criaram bário no meio do
experimento, o que os deixou muito surpresos.
Sem saber o que de fato havia acontecido, Hahn
enviou os dados para sua colega Lise Meitner (1878-
1968).
Ela analisou os dados junto com seu sobrinho Otto
Frisch.
Após da analise dos dados enviados por Hahn, Lise
e seu sobrinho chegaram a seguinte conclusão: que
o átomo de urânio ao ser atingindo pelos nêutrons
partiu-se em dois, como uma célula em processo
biológico e chamaram esse fenômeno de fissão.Otto Hahn (1879-1968) e Fritz Strassmann
(1902-1980) .
• 1939 Fermi (já nos EUA) e colaboradores
mostraram ser possível uma reação
em cadeia com nêutrons de fissão.
O Governo americano é informado
da possibilidade de se fazer um
poderoso explosivo com urânio.
Liberação de US$1,400,000 para
ajudar as pesquisas na Universidade
de Columbia.
• 1940 Criação do NDRC (“National Defense
Research Committee) para
pesquisas associadas à defesa).
• 1941 Transferência das pesquisas da
Universidade de Columbia para a
Universidade de Chicago.
• 1942 PRIMEIRO REATOR NUCLEAR COM REAÇÃO EM
CADEIA AUTO-SUSTENTADA: “CHICAGO PILE”
PRIMEIRO PWR (SUBMARINO NAUTILUS)• 1955-1979
• 1956-2003 PRIMEIRO REATOR COMERCIAL - CALDER HALL
(INGLATERRA)
REATORES NUCLEARES:
FISSÃO NUCLEAR
OBTENÇÃO DA ENERGIA NUCLEAR A PARTIR DA FISSÃO
Reação nuclear que ocorre mediante incidência de nêutrons com qualquer energia
cinética em nuclídeos físseis, por exemplo:
Nuclídeo Nêutrons
físsil Nêutron Produtos emitidos Raios-gama
incidente de fissão prontos
 Raios-gama de decaimento
Anti-neutrinos
β− Partículas beta negativas 
νγn3YInU 10
93
39
140
53
1
0
235
92 ++++→+
തν
NUCLÍDEOS FÍSSEIS 
235U (0,72 % do urânio natural) → enriquecimento do urânio
natural por difusão gasosa ou ultracentrifugação
239Pu (não existe na natureza) → captura radiativa de
nêutron pelo 238U:
233U (não existe na natureza) → captura radiativa de
nêutron pelo 232Th:
Os nuclídeos 238U e 232Th são denominados férteis, sendo
fissionados mediante a incidência de nêutrons rápidos.
PuNpU)γ,n(U 239
d36,2T;239min5,23T;239238 2/12/1 
 
⎯⎯⎯⎯⎯ →⎯⎯⎯⎯⎯⎯⎯ →⎯
== −−
UPaTh)γ,n(Th 233
d0,27T;233min3,22T;233232 2/12/1 
 
⎯⎯⎯⎯⎯ →⎯⎯⎯⎯⎯⎯⎯ →⎯
== −−
5/21/2018SAMPLE FOOTER TEXT 18
CARACTERÍSTICAS IMPORTANTES DA FISSÃO NUCLEAR INDUZIDA 
POR NÊUTRONS
Seção de choque para fissão do 235U em função da energia cinética do
nêutron incidente:
5/21/2018SAMPLE FOOTER TEXT 19
Seção de choque para fissão do 239Pu em função da energia cinética do
nêutron incidente:
5/21/2018SAMPLE FOOTER TEXT 20
Seção de choque para fissão do 233U em função da energia cinética do
nêutron incidente:
Seções de choque para fissão do 238U e do 232Th em função da energia cinética do
nêutron incidente:
• Energia de limiar para fissão do 238U por nêutrons → cerca de 1,0 MeV;
• Energia de limiar para fissão do 232Th por nêutrons → cerca de 1,4 MeV.
LIBERAÇÃO DE ENERGIA DURANTE O PROCESSO DE FISSÃO
Valor médio da energia total liberada na fissão de um núcleo de 235U por nêutron térmico:
Resultados análogos são obtidos para 239Pu e 233U.
Energia cinética dos fragmentos de fissão 167 MeV
Energia cinética dos nêutrons emitidos 5 MeV
Energia dos raios-gama prontos 7 MeV
Energia do decaimento beta 5 MeV
Energia do decaimento gama 5 MeV
Energia dos anti-neutrinos 11 MeV
ENERGIA TOTAL DA FISSÃO 200 MeV
Ecalor = 1000 MW
Eficiência = 30%
Eeletrica = 300 MW (elétricos)
equivale
2.500 ton de carvão
ENERGIA LIBERADA NA FISSÃO
Unidade de Potência:
1 MeV = 1,6 x 106 erg = 1,6 x 10-13 Watts.s
235U 200 MeV = 3,2 x 10-11 watts.s/fissão
1kg 235U 8,2 x 1013 watts.s ~ 1x103 MW.dia
Se for feito 1 dia completo 1kg 235U 
CombustívelCombustível
Quantidade necessária para operar uma usina de 1.000 MWe por ano
3 caminhões
de 10 t
5,5 metaneiros 
de 200.000 t
1.100.000 t
Gás Natural
(GNL)
1.100.000 t
Gás Natural
(GNL)
7 petroleiros
de 200.000 t
1.400.000 t
Óleo
1.400.000 t
Óleo
11 cargueiros
de 200.000 t
2.200.000 t
Carvão
2.200.000 t
Carvão
30 t
Nuclear
30 t
Nuclear
3 caminhões
de 10 t
5,5 metaneiros 
de 200.000 t
1.100.000 t
Gás Natural
(GNL)
1.100.000 t
Gás Natural
(GNL)
5,5 metaneiros 
de 200.000 t
1.100.000 t
Gás Natural
(GNL)
1.100.000 t
Gás Natural
(GNL)
1.100.000 t
Gás Natural
(GNL)
1.100.000 t
Gás Natural(GNL)
7 petroleiros
de 200.000 t
1.400.000 t
Óleo
1.400.000 t
Óleo
7 petroleiros
de 200.000 t
1.400.000 t
Óleo
1.400.000 t
Óleo
1.400.000 t
Óleo
1.400.000 t
Óleo
11 cargueiros
de 200.000 t
2.200.000 t
Carvão
2.200.000 t
Carvão
11 cargueiros
de 200.000 t
2.200.000 t
Carvão
2.200.000 t
Carvão
2.200.000 t
Carvão
2.200.000 t
Carvão
30 t
Nuclear
30 t
Nuclear
30 t
Nuclear
30 t
Nuclear
 
Combustível fóssil consumido CO2 emitido
2500 toneladas de carvão 
mineral
7200 toneladas
1955 toneladas de óleo 
combustível
5760 toneladas
1172 toneladas de gás natural 3216 toneladas
EMISSÃO DE CO2 POR OUTRAS FONTES
REATORES NUCLEARES:
PRINCIPAIS 
CARACTERÍSTICAS
REAÇÃO NUCLEAR DE FISSÃO EM CADEIA AUTO-SUSTENTADA
Ocorre em um sistema contendo nuclídeos físseis para o qual:
sendo k denominado fator de multiplicação efetivo.
Segundo o valor de k, um sistema pode ser classificado como:
• k < 1 → sistema subcrítico  não há reação em cadeia autossustentada;
• k = 1 → sistema crítico  reação em cadeia no estado estacionário;
• k > 1 → sistema supercrítico  reação em cadeia divergente.
1
precedente geração da fissões de Número
geração uma de fissões de Número
k =
PRINCIPAIS COMPONENTES DE UM REATOR NUCLEAR DE 
FISSÃO 
• Combustível nuclear → material contendo isótopo físsil e/ou fértil: Urânio-235,
Urânio-238, Plutônio-239, Tório-232, ou misturas destes;
• Moderador → água leve, água pesada, dióxido de carbono, hélio, sódio metálico -
que cumprem a função de reduzir a velocidade dos nêutrons produzidos na fissão,
para que possam atingir outros átomos fissionáveis mantendo a reação;
• Fluido Refrigerante → água leve, água pesada, dióxido de carbono, hélio, sódio
metálico – que conduzem o calor produzido durante o processo até a turbina
geradora de eletricidade ou o propulsor;
• Refletor → água leve, água pesada, grafite, urânio – que reduzem o escapamento
de nêutrons aumentando a eficiência do reator;
• Blindagem → concreto, chumbo, aço, água leve – que evitam o escapamento de
radiação gama e nêutrons rápidos;
PRINCIPAIS COMPONENTES DE UM REATOR NUCLEAR DE 
FISSÃO 
• Material de Controle → cádmio ou boro, que finalizam a reação em cadeia, pois
ambos são ótimos absorventes de nêutrons. Geralmente, são usados na forma de
barras ou bem dissolvidos no refrigerador;
• Elementos de Segurança → todas as centrais nucleares de fissão apresentam
múltiplos sistemas de segurança ativos (que respondem a sinais elétricos) e
passivos (que atuam de forma natural, como a gravidade).
• Tipo de reator nuclear de potência mais utilizado atualmente em todo o mundo;
• Desenvolvido inicialmente nos EUA para propulsão de submarinos (USS Nautilus,
1955);
• 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 subseqüentes;
• 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.
REATOR NUCLEAR REFRIGERADO A ÁGUA LEVE 
PRESSURIZADA (PWR)
CARACTERÍSTICAS TÍPICAS DE UM REATOR NUCLEAR PWR:
Combustível nuclear:
• Tipo → Dióxido de urânio (UO2) com grau médio de enriquecimento em
235U igual a 2,5%;
• Formato → Pastilhas cilíndricas com 8 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.
Barras de controle e segurança:
• Distribuição → Feixes contendo 20 varetas de controle cada;
• Material → Liga de prata - índio - cádmio (Ag - In - Cd) na proporção
respectivamente de 80% - 15% - 5%, revestida com aço inoxidável;
• Dimensões → As mesmas dimensões externas de uma vareta 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).
Vaso de pressão:
• Material → Aço carbono revestido internamente por uma camada de aço
inoxidável;
• Dimensões → 4,7 m de diâmetro interno, 10 m de altura e 215 mm de
espessura total de parede.
Água no sistema de refrigeração primário:
• Pressão → 153 atm;
• Temperatura de entrada → 295 ○C;
• Temperatura de saída → 330 ○C.
Vapor de água no sistema de refrigeração secundário:
• Produção → Trocador de calor (gerador de vapor);
• Pressão → 73 atm;
• Temperatura → 290 ○C.
Potência gerada:
• Térmica → 3.800 MW;
• Elétrica → 1.300 MW;
• Eficiência térmica geral → 34%.
Sistema de refrigeração terciário:
• Resfria e condensa o vapor de água após este haver passado pela
turbina, utilizando a água do mar ou de um rio.
REATORES NUCLEARES:
PRINCIPAIS MODELOS
PRESSURIZED WATER REACTOR (PWR)
BOILING WATER REACTOR (BWR)
HEAVY WATER REACTOR (HWR)
GAS COOLED REACTORS (GCR)
THORIUM HIGH TEMPERATURE REACTOR (THTR)
RBMK
FAST BREEDER REACTORS
EVOLUÇÃO DOS REATORES DE PÔTENCIA
ENERGIA NUCLEAR NO 
BRASIL E NO MUNDO
CONSUMO DE ENERGIA PRIMÁRIA NO MUNDO
Todo o progresso tecnológico ocorrido mundialmente ao longo dos últimos 120
anos teve como base o uso intensivo de energia elétrica.
Atualmente, cerca de um terço de toda a energia primária do mundo é utilizada
para gerar energia elétrica.
FONTES DE ENERGIA UTILIZADAS PARA GERAR ENERGIA 
ELÉTRICA NO MUNDO
CAPACIDADE INSTALADA POR PAÍS (MW) E Nº DE REATORES
PROPORÇÃO DA NUCLEAR NA GERAÇÃO TOTAL (%) 
CAPACIDADE INSTALADA POR TIPO DE REATOR (MW)
REATORES EM CONSTRUÇÃO NO MUNDO 
USINAS DESATIVADAS - MW E Nº DE REATORES (1970 - 2015)
IDADE MÉDIA DOS REATORES EM OPERAÇÃO ATÉ 2015
TEMPO MÉDIO DE CONSTRUÇÃO DE REATORES (MESES)
RESERVAS MEDIDAS DE URÂNIO
REATORES DE POTÊNCIA NO BRASIL
• Angra 1 - Westinghouse PWR;
• Angra 2 - Siemens-KWU PWR.
CENTRAL NUCLEAR ALMIRANTE ÁLVARO ALBERTO (CNAAA)
• Unidade 1 → Usina Angra 1 (PWR – 657 MW elétricos);
• Unidade 2 → Usina Angra 2 (PWR – 1354 MW elétricos);
• Localização → Praia de Itaorna, Angra dos Reis – RJ;
• Angra 1 e Angra 2 em conjunto fornecem aproximadamente 45% da energia elétrica
consumida atualmente no Estado do Rio de Janeiro;
• Angra 1 foi adquirida em 1972 pelo Governo Brasileiro junto à empresa norte-
americana Westinghouse Electric Corporation e entrou em operação no ano de 1982;
• Angra 2 é a primeira usina nucleoelétrica resultante do Acordo Nuclear Brasil –
Alemanha (assinado em 1975) e entrou em operação no ano de 2000.
ANGRA 3:
Potência gerada:
• Térmica → 3765 MW;
• Elétrica → 1354 MW.
• Inicio de operação em ???????;
• Angra 1, 2 e 3 vão gerar juntas 80% da energia elétrica do estado Rio de Janeiro.
OUTRAS APLICAÇÕES DA 
ENERGIA NUCLEAR
APLICAÇÕES MÉDICAS 
• No campo médico destacam tomografia computadorizada, mamografia, radiografia
dental panorâmica, angiografia digital, exame PET (Positron Emission Tomography),
etc;
• O uso de radiofármacos, que é um composto que contém um radioisótopo na sua
estrutura e pode ser usado tanto no diagnóstico como na terapia. O radionuclídeo
mais utilizado no mundo é o Tecnécio 99 quedetém cerca 75% das aplicações
médicas que chegam a 50 milhões de procedimentos por ano;
• Esterilização de insetos (SIT – Sterile Insect Technique) que é uma tecnologia
nuclear na qual insetos machos, esterilizados em laboratório, são soltos aos
milhares em áreas silvestres infestadas;
• Raio-X de soldas;
• Irradiação de materiais plásticos para indústria farmacêutica para a esterilização
dos mesmos;
• Irradiação de plásticos para o aumento de sua dureza na indústria automobilística
(para choques);
• O processo de dessalinização. Esse processo é eletrointensivo e é, em geral,
realizando energia térmica de combustível fósseis ou nucleares;
APLICAÇÕES NA INDUSTRIA
• A radiação ionizante também usada na conservação e restauro de obras de arte
para exterminar pragas como cupins;
• A arqueologia e a história usam material irradiado (carbono 14) para a datação de
suas peças;
• Como propulsor exemplifica-se as sondas espaciais movidas a plutônio como as
Voyager I e II;
• Na agricultura as aplicações nucleares tem como principal uso a irradiação de
alimentos, em especial frutas e legumes, como forma de conservá-las conforme
recomenda a OMS.
• A técnica também é usada na conservação de adubos e na redução das perdas
pós-colheita ou pós abate, devido a infestação por insetos ou microrganismos;
• Projeto Myrrha – Multi-purpose Hybrid Research Reactor for High-Tech Applications.
• Reator Multipropósito Brasileiro – RMB.
PESQUISA E DESENVOLVIMENTO NUCLEAR
• Laboratório de Geração de Energia Nucleoelétrica – LABGENE.
ACIDENTES 
ENVOLVENDO ENERGIA 
NUCLEAR
ACIDENTE RADIOLÓGICO DE GOIÂNIA
ACIDENTE NUCLEAR DE FUKUSHIMA I
ACIDENTE NUCLEAR DE CHERNOBIL
Obrigado!
FIM.