Apostila 1 Materiais e Ciclo do Combustível

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FUNDAMENTOS DE TECNOLOGIA NUCLEAR - TNM 5788 
APOSTILA 1 
 
Dr. PAULO E. O. LAINETTI / CQMA 
E-mail: lainetti@ipen.br Tel. 3133-9333 ou 9345 
 
 
 
INSTITUTO DE PESQUISAS ENERGÉTICAS E NUCLEARES – IPEN-CNEN/SP 
COMISSÃO NACIONAL DE ENERGIA NUCLEAR – CNEN 
MINISTÉRIO DA CIÊNCIA E TECNOLOGIA - MCT 
 
2013 
MATERIAIS E 
CICLO DO COMBUSTÍVEL 
NUCLEAR 
INTRODUÇÃO 
O material combustível é o constituinte fundamental dos reatores nucleares. Nestes, a energia é 
produzida, nas bases atuais de aplicações comerciais da energia nuclear, pela fissão. Reações em 
cadeia e, consequentemente, reatores nucleares são possíveis devido à existência de núcleos 
físseis. O combustível nuclear contém os núcleos físseis. Daí a sua importância. 
O conjunto de processos e operações necessário para fabricar combustíveis nucleares, para 
irradiá-Ios nos reatores nucleares e para tratá-Ios e armazená-Ios, temporária ou 
permanentemente, após irradiação, é denominado Ciclo do Combustível Nuclear. Diversos ciclos 
de combustível nuclear podem ser considerados, dependendo do tipo de reator, do tipo de 
combustível e do método de processamento utilizado. 
Além do combustível, outros materiais são necessários para que um reator nuclear seja construído 
e possa operar de maneira controlada e segura. A operação de um reator submete os diversos 
materiais a condições severas e ainda mais rigorosas que outras aplicações. Dentre as principais 
condições existentes em um reator, pode ser citada a irradiação intensa, que tem efeito deletério 
sobre os diversos materiais que compõem um reator. Além disso, as condições adversas também 
incluem temperaturas e pressões elevadas, além de ambientes altamente corrosivos. O 
desempenho dos materiais selecionados, no ambiente dos reatores, depende das suas 
propriedades. A função que os diferentes materiais terão nos reatores determina que propriedades 
serão necessárias para que o desempenho seja satisfatório. Nos materiais constituintes do reator, 
podem ocorrer fenômenos, tais como: danos por radiação, difusão de gases de fissão, crescimento 
e migração de bolhas, corrosão sob tensão. Por sua vez, as propriedades dos materiais são 
determinadas pela sua composição química e microestrutura. Os reatores de fissão térmicos, por 
exemplo, que constituem atualmente o principal conceito de reatores em uso, utilizam as seguintes 
categorias principais de materiais: combustível, revestimento, absorvedor, moderador, refletor e 
blindagem. Portanto, a seleção dos materiais que apresentem desempenho adequado requer um 
conhecimento das suas propriedades e das condições impostas a eles. A busca destes 
conhecimentos determinou um grande avanço no conhecimento científico e tecnológico dos 
materiais, e representa uma parcela importante do progresso verificado pela humanidade nas 
últimas décadas. 
Neste documento e nas aulas, serão abordados: uma revisão dos conceitos de átomo e matéria, a 
fissão nuclear e a reação em cadeia, isótopos físseis e férteis, os diferentes aspectos envolvidos na 
fabricação dos combustíveis nucleares e, finalmente, sobre as principais funções e propriedades 
necessárias para os materiais utilizados nos reatores nucleares de fissão. 
 
 
1. RECORDAÇÃO DE CONCEITOS MATÉRIA E ÁTOMO 
Todas as substâncias são feitas de matéria que, por sua vez, é composta por partículas chamadas 
átomos, que são a menor partícula que ainda caracteriza um elemento químico. Basicamente, o 
átomo é composto de um núcleo central contendo prótons (com carga positiva) e nêutrons (sem 
carga). Os elétrons (com carga negativa e massa insignificante) giram em torno do núcleo em 
trajetórias denominadas órbitas. 
 
1.1 Evolução do Conceito de Átomo 
Aristóteles acreditava que a matéria seria constituída de elementos da natureza como fogo, água, 
terra e ar que misturados, em diferentes proporções, resultariam em propriedades físico-químicas 
diferentes dos diversos materiais. 
Já Demócrito, e seu professor Leucipo, acreditavam que a matéria era constituída por partículas 
minúsculas e invisíveis, os átomos, do grego (A-tomo), ou "sem divisão". Acreditavam que se 
dividíssemos continuamente a matéria, em algum ponto o processo não poderia prosseguir, e a 
porção de matéria correspondendo a este limite seria o átomo. Para Demócrito, a grande variedade 
de materiais na natureza provinha dos movimentos dos diferentes tipos de átomos que, ao se 
chocarem, formavam conjuntos maiores, gerando diferentes corpos com características próprias. 
Algumas ideias de Demócrito sobre os átomos: 
• Água: formada por átomos ligeiramente esféricos (a água escoa facilmente). 
• Terra: formada por átomos cúbicos (a terra é estável e sólida). 
• Ar: formado por átomos em movimento turbilhonantes (o ar se movimenta - ventos). 
• Fogo: formado por átomos pontiagudos (o fogo fere). 
• Alma: formada pelos átomos mais lisos, mais delicados e mais ativos que existem. 
• Respiração: era considerada troca de átomos, em que átomos novos substituem átomos 
usados. 
Os fundamentos de Demócrito para os átomos foram tomando corpo com o passar do tempo. 
Epicuro (341 a.C. - aproximadamente 270 a.C.) complementou suas idéias ao sugerir que haveria 
um limite para o tamanho dos átomos, justificando assim, a razão de serem invisíveis. 
John Dalton, em 1803, tentando explicar o comportamento dos diversos gases da atmosfera e das 
misturas gasosas, retomou a hipótese atômica. Assim como Leucipo, Demócrito e Epicuro, Dalton 
acreditava que a matéria seria constituída por átomos indivisíveis e espaços vazios. Ele imaginou o 
átomo como uma pequena esfera, com massa definida e propriedades características. Dessa 
forma, todas as transformações químicas podiam ser explicadas pelo arranjo de átomos. Toda 
matéria é constituída por átomos. Esses são as menores partículas que a constituem; são 
indivisíveis e indestrutíveis, e não podem ser transformados em outros, nem mesmo durante os 
fenômenos químicos. Os átomos de um mesmo elemento químico são idênticos em massa e se 
comportam igualmente em transformações químicas. As transformações químicas ocorrem por 
separação e união de átomos. Isto é, os átomos de uma substância que estão combinados de certo 
modo, separam-se, unindo-se novamente de outra maneira. 
Joseph John Thomson descobriu os elétrons, em 1897, ao estudar os raios catódicos, tendo 
descoberto que estes são afetados por campos elétrico e magnético e deduzindo que a deflexão 
dos raios catódicos, por estes campos, são desvios de trajetória de partículas muito pequenas de 
carga negativa, os elétrons. Thomson propôs então que o átomo era, portanto, divisível, em 
partículas carregadas positiva e negativamente, contrariando o modelo indivisível de átomo 
proposto por Dalton (e pelos atomistas da Grécia Antiga). 
Ernest Rutherford, em 1911, realizando experiências de bombardeio de lâminas de ouro com 
partículas alfa (partículas de carga positiva, liberadas por elementos radioativos), fez uma 
importante constatação: a grande maioria das partículas atravessava diretamente a lâmina, 
algumas sofriam pequenos desvios e outras, em número muito pequeno (uma em cem mil), sofriam 
grandes desvios em sentido contrário. A partir dessas observações, Rutherford chegou às 
seguintes conclusões: 
• No átomo existem espaços vazios; a maioria das partículas o atravessava sem sofrer nenhum 
desvio. 
• No centro do átomo existe um núcleo muito pequeno e denso; algumas partículas alfa colidiam 
com esse núcleo e voltavam, sem atravessar a lâmina. 
• O núcleo tem carga elétrica positiva; as partículas alfa que passavam perto dele eram repelidas 
e, por isso, sofriam desvio em sua trajetória. 
Pelo modelo atômico de Rutherford, o átomo é constituído por um núcleo central, dotado de cargas 
elétricas positivas (prótons), envolvido por uma nuvem de cargas elétricas negativas(elétrons). 
Dois anos depois de Rutherford ter criado o seu modelo, Niels Bohr o completou, criando o que 
hoje é chamado modelo planetário. Para Bohr, os elétrons giravam em órbitas circulares, ao redor 
do núcleo. 
Depois desses, novos estudos foram feitos e novos modelos atômicos foram criados. O modelo 
que representa o átomo como tendo uma parte central chamado núcleo, contendo prótons e 
nêutrons, serve para explicar um grande número de observações sobre os materiais. Portanto, 
neste documento, limitar-nos-emos a estes modelos. 
 
1.2 Conceitos e Definições 
Átomo é a menor partícula que ainda caracteriza um elemento químico. Um átomo é composto por 
um núcleo rodeado de elétrons. O núcleo contém nêutrons e prótons carregados positivamente e 
possui uma carga líquida positiva. Os elétrons, carregados negativamente, são mantidos presos ao 
núcleo por uma força de atração eletrostática. A carga elétrica “q” carregada por um elétron ou 
próton é de 1,6 x 10-19 C (Coulombs). Devido ao fato do número de elétrons e de prótons ser igual, 
o átomo permanece eletricamente neutro. Ele apresenta um núcleo com carga positiva (Z é a 
quantidade de prótons) que apresenta quase toda sua massa (mais que 99,9%) e Z elétrons 
determinando o seu tamanho. 
Até fins do século XIX, o átomo era considerado a menor porção em que se poderia dividir a 
matéria. Mas nas duas últimas décadas daquele século, as descobertas do próton e do elétron 
revelaram o equívoco dessa ideia. Posteriormente, o reconhecimento do nêutron e de outras 
partículas subatômicas reforçou a necessidade de revisão do conceito de átomo. 
Número Atômico (Z) de um elemento é o número de prótons no núcleo de um átomo. Como 
átomos são eletricamente neutros, o número de prótons é igual ao número de elétrons. 
Peso Atômico (eu massa atômica relativa) de um elemento é o número de vezes que um átomo 
daquele elemento é mais pesado que um átomo de hidrogênio. O peso atômico do hidrogênio é 
tomado como sendo a unidade. 
Número de Massa (A) de um elemento é a soma do número de prótons e de nêutrons no núcleo 
de um átomo deste elemento. 
Massa atômica (M) é igual ao número médio de prótons e nêutrons no átomo, expressado em 
gramas. A massa atômica de um elemento corresponde à massa do número de Avogadro (NA = 
6,02 x 1023) de átomos do elemento que corresponde a um mol. Assim, a massa atômica tem 
unidade de g/mol e é a massa do número de átomos ou moléculas contidas em um mol (N 
Avogrado) do elemento ou substância. A massa de cada próton e de cada nêutron é de 
aproximadamente 1,67 x 10-24 g, mas a massa de cada elétron é de apenas 9,11 x 10-31 g. 
Portanto, a maior parte da massa de um átomo está contida no seu núcleo. Uma unidade de 
massa atômica corresponde a 1/12 da massa do isótopo de carbono 12. 
Isótopos são espécies do mesmo elemento químico, que apresentam o mesmo número atômico 
(Z), mas diferentes números de massa (A). Isto é, diferem apenas no número de nêutrons, sendo o 
número de prótons e de elétrons igual. Muitos elementos apresentam essa característica, como, 
por exemplo, o Hidrogênio, que tem três isótopos: hidrogênio (1 próton), deutério (1 próton e 1 
nêutron) e o trítio (1 próton e 2 nêutrons). Já o urânio-235, por exemplo, é um elemento químico 
que possui 92 prótons e 143 nêutrons no núcleo. Sua massa é, portanto, 92 + 143 = 235. Além do 
urânio-235, existem na natureza, em maior quantidade, átomos com 92 prótons e 146 nêutrons 
(massa igual a 238). São também átomos do elemento urânio, porque têm 92 prótons, ou seja, 
número atômico 92. Contudo, estes átomos são de urânio-238. 
Elemento é uma substância feita de átomos de um determinado tipo. Existem 82 elementos que 
ocorrem naturalmente e cerca de outros 31 elementos criados artificialmente (ou seja, pela ação do 
homem). Os elementos naturais e artificiais estão listados na tabela periódica. 
Molécula é formada quando átomos do mesmo, ou de diferentes, elementos se combinam. A 
molécula é a menor partícula de uma substância que pode normalmente existir de maneira 
independente. 
Composto é formado pela combinação de átomos ou moléculas de diferentes elementos. Nos 
compostos, os elementos estão combinados quimicamente em uma proporção fixa. 
Energia nuclear Os prótons têm a tendência de se repelirem, porque têm a mesma carga 
(positiva). Como eles estão juntos no núcleo, comprova-se a existência de uma energia nos 
núcleos dos átomos com mais de uma partícula para manter essa estrutura. A energia que mantém 
os prótons e nêutrons no núcleo é a ENERGIA NUCLEAR, isto é a energia de ligação dos 
nucleons (partículas do núcleo). 
Liberação da energia nuclear A maneira de liberar a energia nuclear baseia-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 mantém juntos esses 
núcleos menores, antes constituindo um só núcleo maior, é liberada, na maior parte, em forma de 
calor (energia térmica). 
 
1.3 Isótopos e Radioatividade 
Diferentes elementos possuem diferentes números de elétrons, prótons e nêutrons. Num 
mesmo elemento o número de prótons é sempre constante e igual ao número de elétrons, mas o 
número de nêutrons pode variar, dando origem aos isótopos. A estabilidade do núcleo depende da 
relação entre o número de nêutrons e prótons presentes. Nos isótopos em que a relação entre 
nêutrons e prótons é diferente da unidade, essas formas se tornam muito instáveis, isto é, se 
decompõem espontaneamente, são radioativas. Esses átomos radioativos são chamados 
radioisótopos. 
A natureza produz radioisótopos. Por exemplo, os isótopos conhecidos do carbono. Todos têm o 
mesmo número de prótons (número atômico), que no caso é 6; mas o número de nêutrons varia 
com o número de massa. A diferença entre os isótopos está no número de nêutrons. Destes, só 
dois são estáveis: o C-12 e o C-13. No carbono-12 existem 6 prótons e 6 nêutrons e essa é uma 
forma muito estável de carbono, constituindo a maior parte do carbono da natureza. Já o carbono-
13 possui um nêutron a mais e é menos comum que o anterior. 
Na natureza, ocorre a produção do C-14, por exemplo. Em 1911, V. Hess descobriu uma intensa 
quantidade de radiações, que foram chamadas raios cósmicos. O sol contribui com feixes de 
prótons de alta energia para a formação desses raios e que a Terra é circundada pelo cinturão de 
Van Allen (seu descobridor), cuja altitude em relação à superfície terrestre varia com a longitude, 
podendo ir de 400 até 1300 quilômetros. Os raios cósmicos são a maior fonte de energia conhecida 
no Universo e representam um dos principais perigos para as viagens do homem ao espaço 
interplanetário. O C-14 pode ser formado na atmosfera por um processo de 2 estágios. Um próton 
de alta energia dos raios cósmicos atinge um átomo de nitrogênio. Um dos fragmentos desse 
choque é o trítio. Outro é um nêutron, que reage com outro átomo de nitrogênio formando carbono-
14 e um próton. Na atmosfera esse carbono-14 se combina com o oxigênio produzindo gás 
carbônico radioativo, que se mistura ao gás carbônico não radioativo. O carbono-14, como todos os 
outros isótopos radioativos, decompõe-se continuamente, com uma velocidade própria para cada 
radioisótopo. 
O tempo que um radioisótopo leva para se reduzir a metade é uma constante específica e se 
chama meia-vida. Esse desaparecimento contínuo do átomo instável foi descoberto por Becquerel, 
mas estudado a fundo e esclarecido por Madame Curie. Após estudar e medir as radiações 
emitidas por diversos minérios de urânio e tório, Mme. Curie observou que alguns deles emitiam 
radiação mais intensa que o próprio urânio ou tório puros, e admitiu que o minério deveria conter 
quantidades muito pequenas de algum elemento radioativo. A cientista conseguiu isolar duasfrações radioativas a partir minério de urânio (pechblenda = óxido de urânio e calcolita = fosfato de 
cobre e uranilo). Frações essas que ela chamou de polônio e de radium. Conseguiu também 
determinar o peso atômico do rádio e criou-se assim, uma nova ciência, a RADIOATIVIDADE. 
 
1.4 Reações Nucleares 
O processo da emissão espontânea de partículas alfa, por substâncias radioativas naturais, 
foi utilizado para provocar "transformações" em núcleos estáveis. Com efeito, quando uma 
partícula nuclear externa, utilizada como projétil, sofre interação com o núcleo de um átomo, 
torna-se possível produzir ou provocar uma reação nuclear. 
Em 1936, Bohr estabeleceu a ideia de um núcleo composto nas reações nucleares. Segundo tal 
ideia, um projétil, ou partícula, ao penetrar o núcleo de um átomo, dava lugar ao 
aparecimento de um núcleo composto em "estado excitado". Em seguida, este núcleo composto 
emitia uma, ou mais, partículas acompanhadas, ou não, de raios gama. A formação do núcleo 
composto e a emissão de partículas e raios gama dependerão da energia da partícula incidente. 
Quando as energias das partículas incidentes são muito elevadas, supõe-se que a reação nuclear 
se dê diretamente, sem formação do núcleo composto; este processo é chamado de fragmentação. 
Rutherford, em 1919, fez as primeiras experiências com o intuito de provocar uma reação 
nuclear. Utilizou uma fonte de Ra como emissor de partículas alfa e nitrogênio comum como 
"alvo", resultando a reação: 
He-4 + N-14 -------- 0-17 + H-1 
onde, a partícula alfa, ao ser "absorvida" pelo núcleo de nitrogênio, dava lugar a formação do 
oxigênio-17 (isótopo do oxigênio) e emitia um próton. Em 1930, Cockcroft e Walton projetaram um 
acelerador de prótons, o cíclotron e, anos mais tarde, pesquisadores desenvolveram outras 
máquinas aceleradoras, que possibilitaram dispor de outras espécies de partículas, com 
velocidades maiores, resultando em muitos tipos de reações nucleares. Esta série de experimentos 
culminou com a descoberta do nêutron, em 1932, pois o nêutron, sendo sem carga, possui alto 
poder de penetração. Esta ideia foi utilizada por Fermi para "penetrar" os núcleos dos elementos 
pesados que possuam grande carga elétrica. 
Enrico Fermi iniciou uma série de experiências bombardeando diversos elementos com 
nêutrons. No bombardeamento de urânio (U), chegou a um resultado que o levou a pensar tratar- 
se de elementos de números atômicos maiores que o número atômico do urânio (elementos 
transurânicos), até então o de mais alto valor conhecido. A pesquisa iniciada por Fermi teve 
continuidade pelos pesquisadores Otto Hahn, Strassman e Lise Meitner, devido a sua importância. 
Hahn e Strassman descobriram que, ao irradiar o U com nêutrons lentos (baixa energia), 
encontravam uma mistura de isótopos do rádio, emissores beta. Ao tentar separar esses isótopos 
do Ra, observaram que se tratava de isótopos do Ba, cujo número atômico era muito menor do 
que o do Ra ou do U. Estava descoberto assim, o processo de fissão nuclear. 
 
2. NÊUTRONS E FISSÃO NUCLEAR 
Quando um nêutron passa por um núcleo pesado, por exemplo, de urânio-235 (U-235), o nêutron 
pode ser capturado pelo núcleo e isso pode, ou não, ser seguido por fissão. A captura envolve a 
adição de um nêutron ao núcleo de urânio para formar o núcleo de um novo composto. 
Um exemplo simples é o U-238 + n ==> U-239, que representa a formação do núcleo de U-239. O 
novo núcleo pode decair em um nuclídeo diferente. Neste exemplo, U-239 torna-se Np-239 após a 
emissão de uma partícula beta (elétron). Mas, em certos casos, a captura inicial é seguida 
rapidamente pela fissão do novo núcleo. 
Se a fissão de fato ocorre, ou não, depende da velocidade do nêutron passando pelo núcleo e, em 
particular, do núcleo pesado envolvido. Portanto, nêutrons em movimento são o ponto de partida 
para tudo o que acontece em um reator nuclear. 
 
2.1 Fissão Nuclear e Reação em Cadeia 
A fissão nuclear é o processo pelo qual átomos de determinados elementos desintegram-se em 
dois átomos mais leves. Em outras palavras, a fissão nuclear é a quebra do núcleo de um átomo 
instável em dois átomos menores pelo bombardeamento deste núcleo com nêutrons. A fissão 
nuclear é o principal processo para a geração de energia nuclear, uma vez que o processo de 
fissão é uma reação extremamente exotérmica, na qual há liberação de enormes quantidades de 
energia, como em um artefato (bomba) ou em um reator nucleares. 
Alguns átomos possuem núcleos instáveis, ou seja, que estão em constante processo de 
desintegração nuclear, o que propicia a liberação das radiações radiação alfa - α, radiação beta -β 
e radiação gama - γ. Como estão sempre em instabilidade, qualquer partícula que seja adicionada 
a esse núcleo pode, em suma, provocar a sua desintegração total em energia e uma maior 
liberação de partículas que se movem em alta velocidade. Esse é o princípio da fissão nuclear 
realizada nos reatores das usinas nucleares ou no interior das estruturas de uma bomba atômica. 
A fissão do núcleo raramente ocorre de forma espontânea na natureza, mas pode ser induzida se 
bombardearmos núcleos pesados com um nêutron que, ao ser absorvido, torna o núcleo instável. 
Na fissão nuclear, a energia é liberada pela divisão do núcleo, normalmente em duas partes 
menores e de massas aproximadamente igauais. Para núcleos pesados, pode existir a fissão em 
mais de dois pedaços, mas é muito rara, uma em um milhão para urânio. Pela lei de conservação 
de energia, a soma das energias dos novos núcleos, mais a energia liberada para o ambiente na 
forma de energia cinética dos produtos de fissão e dos nêutrons liberados, deve ser igual à energia 
total do núcleo original. 
A fissão pode ocorrer com qualquer um dos núcleos pesados após a captura de um nêutron. No 
entanto, os nêutrons de baixa energia (lentos ou térmicos) são capazes de causar a fissão apenas 
nos isótopos de urânio e plutônio cujos núcleos contêm números ímpares de nêutrons (por 
exemplo: U-233, U-235 e Pu-239). A fissão térmica também pode ocorrer em alguns outros 
elementos transurânicos cujos núcleos contêm números ímpares de nêutrons. 
O U-235, por exemplo, ao ser bombardeado com um nêutron, fissiona em dois pedaços menores, 
emitindo normalmente dois ou três nêutrons. Se houver outros núcleos de U-235 próximos, eles 
têm uma probabilidade de serem atingidos pelos nêutrons produzidos na fissão. Se houver um 
grande número disponível de núcleos de urânio-235, a probabilidade de ocorrerem novas fissões 
será alta, gerando novos nêutrons, que irão gerar novas fissões. 
Na fissão nuclear, o nêutron, que tem carga elétrica nula, é acelerado em direção ao núcleo do 
átomo, choca-se com o núcleo (geralmente, de U-235 – isótopo de urânio de número de massa 
235). O núcleo, de carga positiva, ao absorver um nêutron, transforma-se no isótopo instável U-
236 (isótopo de urânio com número de massa 236). Com isso ele se divide em dois núcleos 
menores e mais leves, no caso, Ba-144 (isótopo de bário de número de massa 144) e Kr-89 
(isótopo de criptônio de número de massa 89). Aí, há a liberação de energia de ligação nuclear, 
radiação gama e mais nêutrons, que por sua vez, irão de encontro a novos núcleos atômicos, 
desintegrando-os novamente em energia, radiação e outros nêutrons, que seguirão o mesmo 
processo sucessivamente e criando a chamada reação em cadeia. 
 
2.2 Materiais Fissionáveis, Físseis e Férteis 
Materiais fissionáveis são todos os materiais cujos átomos podem sofrer fissão nuclear. Materiais 
físseis são distintos dos materiais denominados fissionáveis. Materiais físseis são todos os 
materiais que são fissionáveis por nêutrons lentos. Portanto, a propriedade de um material ser físsil 
é mais restritiva que a de ser fissionável. Em outras palavras, embora todos os materiais físseissejam fissionáveis, nem todos os materiais fissionáveis são físseis. Por exemplo, o urânio-238 é 
fissionável, mas não físsil. A fissão por nêutrons rápidos de urânio-238 contribui significativamente 
para a potência gerada por reatores rápidos e também na elevação da potência de armas 
nucleares do tipo fissão-fusão-fissão. No entanto, o urânio-238 não atinge criticidade, por esta 
razão as aplicações mencionadas dependem ambas da presença de material físsil para sustentar a 
reação em cadeia. O urânio-235 pode ser fissionado por nêutrons de qualquer energia cinética, 
preferencialmente os de baixa energia, denominados nêutrons térmicos (lentos). Já o urânio-238, 
só tem possibilidade de sofrer fissão por nêutrons de elevada energia cinética (os nêutrons 
rápidos). Por isso, o U-235 é um isótopo físsil e o de U-238 é um isótopo fissionável. 
Para que a utilização de um material como combustível de reações de fissão nuclear em cadeia 
seja viável, o material deve atender a determinados requisitos: 
• Estar na região da curva da energia de ligação onde a reação de fissão em cadeia é 
possível; 
• Ter uma alta probabilidade de fissão por captura de nêutrons; 
• Libertar, em média, dois ou mais nêutrons por cada fissão; 
• Ter uma meia-vida razoavelmente longa; 
• Estar disponível em quantidades adequadas. 
Os materiais fissionáveis são classificados em: 
• Físseis; 
• Férteis. 
Em engenharia nuclear, um material físsil é aquele que é capaz de sustentar uma reação em 
cadeia de fissão nuclear. Todos os materiais físseis são igualmente capazes de sustentar uma 
reação em cadeia na qual tanto nêutrons lentos (térmicos) como rápidos predominam. Ou seja, 
todos eles podem ser usados como combustível, como: 
• Um reator térmico, com um moderador de nêutrons; 
• Um reator rápido, sem moderador; 
• Um explosivo nuclear. 
Os físseis são materiais que entram em fissão quando bombardeados por nêutrons com qualquer 
energia. O exemplo mais importante de material físsil é o urânio-235, porque é o único material 
físsil encontrado naturalmente em nosso planeta. No entanto, ele representa apenas 0,7% da 
massa do urânio natural existente na terra. 
Os três materiais físseis mais importantes que podem ser fissionados por nêutrons de baixa 
energia e que têm sido usados com sucesso como combustível de fissão são: 
• Urânio-235; 
• Plutónio-239; 
• Urânio-233. 
O plutónio-241 e o neptúnio-237 são também físseis, mas não têm sido usados como combustível 
nuclear. Vários outros isótopos transurânicos são reconhecidamente físseis, tendo todos eles 
números atómicos pares e números de massa ímpares, podendo ser citados: cúrio-244; amerício-
241; califórnio-251. Contudo, de maneira geral, estes materiais foram obtidos artificialmente em 
quantidades muito pequenas, o que inviabiliza o seu uso na prática. 
Os materiais férteis quando bombardeados com nêutrons, capturam um nêutron e transmutam-se, 
através do decaimento radioativo, em materiais físseis. O urânio-238, que constitui 99,3% do urânio 
existente na natureza, é o principal exemplo de material fértil. Este isótopo mais abundante do 
urânio, quando bombardeado por nêutrons, transforma-se em plutônio-239, que é um material 
físsil. 
Outro material fértil existente na natureza é o tório-232. Ao ser bombardeado por um nêutron, ele 
se transforma em urânio-233, que é físsil. Como o tório é muito mais abundante na natureza do 
que o Urânio, esta opção de combustível poderá se tornar mais importante no futuro. 
 
2.3 Combustível Nuclear 
O combustível nuclear é essencial para o funcionamento dos reatores nucleares de fissão. No 
combustível estão contidos os átomos dos isótopos físseis. Na fissão, além da liberação de 
energia, também são liberados alguns nêutrons no processo, permitindo que a reação em cadeia 
prossiga, uma vez que estes nêutrons provocarão novas fissões. O processo libera grandes 
quantidades de energia, que pode ser utilizada na geração de eletricidade, propulsão e 
aquecimento. Os produtos de determinadas reações nucleares também podem ser aproveitados na 
medicina, indústria e agricultura. Os materiais combustíveis básicos para geração de energia 
nuclear, encontráveis na natureza, são o urânio e o tório. Outro material de importância, mas obtido 
por irradiação do urânio, é o plutônio. 
Dos principais isótopos físseis: 233U, 235U, 239Pu, 241Pu, somente o 235U ocorre naturalmente, em 
concentrações menores que 1% em massa (0,71%). O restante é composto praticamente do 238U, 
o qual é fissionável. Os outros isótopos físseis acima citados podem ser obtidos por absorção de 
nêutrons e subsequente decaimento beta pelos materiais férteis: 232Th, 238U e 240Pu. 
Por ser o único isótopo físsil encontrado na natureza, o U-235 é o material mais importante para 
utilização como combustível nuclear. Portanto, nos tópicos subsequentes, o ciclo do urânio será 
apresentado em maiores detalhes. Pelas excelentes propriedades neutrônicas do U-233, além da 
maior abundância relativa do tório em relação ao urânio, e do seu potencial de aplicação futura, o 
ciclo do tório também será abordado. 
 
3. REATORES NUCLEARES 
A descoberta da fissão nuclear e do fato de que nêutrons são liberados no processo sugeriu a 
possibilidade de que uma reação em cadeia de forma controlada pudesse ser obtida. Os reatores 
nucleares de fissão, diferentemente de um explosivo nuclear, são os instrumentos para controle do 
processo de fissão. Portanto, um reator nuclear é um equipamento onde se processa uma reação 
de fissão nuclear de maneira controlada. 
Uma dúvida frequente refere-se à possibilidade de um reator explodir como uma bomba nuclear. 
Contudo, a bomba atômica é feita para ser possível explodir, ou seja, a reação em cadeia deve ser 
rápida e a quantidade de urânio deve ser suficiente para a ocorrência rápida da reação, além de 
ser muito concentrado em urânio-235 (quer dizer, urânio enriquecido acima de 90%). Além disso, 
toda a massa de urânio deve ficar junta, caso contrário não ocorrerá a reação em cadeia de forma 
explosiva. 
Já um reator nuclear é construído de tal forma que é impossível explodir como uma bomba 
atômica. A concentração de urânio-235 é muito baixa (cerca de 3%), o que impede que a reação 
em cadeia se processe com rapidez suficiente para se transformar em explosão. Além disso, no 
núcleo do reator nuclear existem materiais absorvedores de nêutrons, que controlam, ou 
interrompem completamente, a reação em cadeia. 
 
3.1 Classificação dos reatores 
Há diversas concepções de reatores. Para melhor compreensão, os diferentes tipos de reatores 
são classificados de acordo com diferentes critérios: finalidade a que se destinam; energia dos 
nêutrons em que ocorre a maior parte das fissões; material físsil presente no combustível nuclear; 
configuração do conjunto combustível nuclear + moderador; tipo de moderador; tipo de refrigerante. 
Dentre todos estes critérios, o principal é aquele referente à finalidade a que se destinam os 
reatores nucleares. Adotando-se este critério de classificação, os reatores nucleares podem ser 
agrupados em dois tipos principais: os reatores de pesquisa e os reatores de potência. 
Portanto, a primeira classificação possível seria de acordo com a finalidade. Neste caso, temos os 
reatores de potência e os de pesquisa. No primeiro caso, o principal objetivo é o aproveitamento 
da energia térmica gerada no combustível, para produzir energia elétrica ou vapor. Sem dúvida, o 
uso mais importante dos reatores nucleares consiste na geração de energia elétrica, seja pelo 
número de reatores em operação, seja pela importância econômica da atividade. 
Um reator nuclear de potência é uma instalação projetada para gerar energia elétrica, na qual a 
fonte de calor, usada na produção do vapor d’água que aciona a turbina, é gerada pelas reações 
de fissãoque ocorrem no combustível do reator. A diferença de uma usina nucleoelétrica em 
relação a uma usina termoelétrica convencional é que, nesta última, o vapor é produzido pela 
queima de combustível fóssil (carvão mineral, gás natural, óleo combustível). A potência gerada em 
um reator destinado à produção de energia atinge valores de algumas dezenas de GWe até cerca 
de 1500 MWe. MWe significa megawatts elétricos ou, em outras palavras, potência líquida obtida. 
A potência térmica é da ordem de 3 vezes maior que a potência líquida, ou seja, cerca de 4000 
MWth (megawatts térmicos) para um reator de 1200 MWe. O reator é uma máquina térmica e o 
rendimento depende das leis da termodinâmica. A diferença de temperaturas entre a fonte quente 
e a fonte fria é determinante para o rendimento térmico. Por isso, reatores que operem a 
temperaturas mais elevadas proporcionam maiores rendimentos. 
Já nos reatores de pesquisa, além da eventual comprovação de um conceito novo de reator, a 
principal finalidade é servir como fontes de nêutrons para diversos propósitos, com o 
aproveitamento dos nêutrons gerados no processo de fissão para a realização de pesquisas de 
física nuclear. Neste tipo de reator, além de serem testados materiais para utilização em reatores 
de potência, também são produzidos radioisótopos utilizados na medicina nuclear, para 
radioterapia e diagnósticos, além da indústria e agricultura. Nos reatores de pesquisa, o calor 
gerado não é geralmente aproveitado, devendo ser removido. 
Os principais tipos de reatores nucleares de pesquisa desenvolvidos no mundo podem ser 
classificados segundo as características de projeto que apresentam, permitindo distinguir os 
seguintes tipos: homogêneo líquido; tanque; piscina; conjunto crítico seco; conjunto crítico tipo 
tanque; conjunto crítico homogêneo; Argonauta; Triga; grafite; água pesada; alto fluxo. A 
denominação dada aos reatores nucleares de pesquisa varia de acordo com o propósito a que se 
destina o fluxo de nêutrons que são produzidos neles. Os reatores para teste de materiais 
fornecem um fluxo alto de nêutrons rápidos, permitindo estudar o comportamento de materiais 
utilizados em reatores nucleares sob irradiação. Os reatores para produção de radioisótopos 
destinam-se à produção de isótopos radioativos utilizados em atividades industriais, medicinais e 
agrícolas. Os reatores de potência zero, também chamados conjuntos críticos ou unidades críticas, 
são utilizados principalmente para estudar as propriedades neutrônicas de um arranjo físsil a baixa 
potência (P < 1 kW). Os reatores protótipo são reatores de potência baixa que servem como 
protótipo para testar e desenvolver conceitos novos ou avançados de reatores de potência. 
A potência térmica dos reatores nucleares de pesquisa geralmente está entre 10 kW e no máximo 
100 MW. No caso da produção de radioisótopos, a potência térmica destes reatores nucleares 
pode atingir 25 a 30 MW. 
Outra classificação possível para os reatores depende da energia dos nêutrons que provoca as 
fissões. Neste caso, podemos ter reatores rápidos e os térmicos. Nestes últimos, a energia 
cinética dos nêutrons deve ser reduzida pela presença de um material moderador. O material 
moderador permite a redução da velocidade (energia cinética) dos nêutrons por meio de uma série 
de colisões. Os materiais moderadores têm massas atômicas relativamente baixas e os principais 
materiais empregados são a água comum (H2O), a água pesada (D2O, onde D é o deutério, 
isótopo de hidrogênio de massa atômica 2), a grafita (carbono) e o berílio ou óxido de berílio BeO. 
O material moderador utilizado também pode ser uma maneira de classificar os reatores. 
O refrigerante, ou seja, o material utilizado para remover o calor gerado no núcleo do reator, 
também pode ser utilizado como critério de classificação. Neste caso, temos os reatores 
refrigerados a água leve ou pesada, refrigerados a gás (CO2 ou He), a metal líquido. O combustível 
do reator pode estar segregado (separado) 
 
3.2 Breve Histórico dos Reatores de Fissão 
 
3.3 Principais Componentes de um Reator de Fissão 
Um reator nuclear de fissão apresenta, essencialmente, as seguintes partes: 
1. Combustível: contém o isótopo físsil e/ou fértil (aquele que pode ser convertido em físsil 
por ativação neutrônica, por exemplo): Urânio-235, Urânio-238, Plutônio-239, Tório-232, ou 
misturas destes (o combustível típico atualmente é o MOX, mistura de óxidos de urânio e 
plutônio). 
2. Moderador: água leve, água pesada, grafite, berílio metálico, óxido de berílio: cumprem a 
função de reduzir a velocidade dos nêutrons produzidos na fissão, para que possam atingir 
outros átomos fissionáveis mantendo a reação. 
3. Refrigerante: água leve, água pesada, dióxido de carbono, hélio, sódio metálico conduzem 
o calor produzido durante o processo até um sistema de troca de calor secundário, no qual 
é gerado vapor para acionamento da turbina do gerador de eletricidade ou o propulsor. 
4. Refletor: basicamente, para um reator térmico, os mesmos materiais utilizados com 
moderadores podem ser utilizados com refletores (água leve, água pesada, grafite, berílio 
metálico, óxido de berílio, urânio): reduz o escape de nêutrons aumentando a eficiência do 
reator. 
5. Blindagem: concreto, chumbo, aço, água leve, que: evitam o escape de radiação gama e 
nêutrons rápidos. 
6. Material de controle (cádmio ou boro), que controlam ou mesmo extinguem a reação em 
cadeia, pois ambos são ótimos absorventes de nêutrons. Geralmente são usados na forma 
de barras (de aço borado, por exemplo) ou dissolvidos no refrigerante. 
7. 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, por exemplo). A contenção de concreto ou betume que 
rodeia os reatores é o principal sistema de segurança e destina-se a evitar que ocorra 
vazamento de radiação para o exterior. 
O núcleo de um reator LWR, constituído de vários elementos combustíveis, é construído dentro de 
um forte recipiente de aço, denominado vaso de pressão. Cada elemento combustível contém 
cerca de duas centenas de varetas, que são tubos preenchidos com pastilhas de combustível. O 
material das pastilhas é o dióxido de urânio. Varetas de controle, geralmente de boro ou cádmio,- 
para absorver os nêutrons, são introduzidas e retiradas do núcleo, conforme a necessidade de 
estabilizar a reação, variando o fluxo de nêutrons no núcleo, controlando o ritmo da fissão e, 
portanto, o calor produzido. As varetas estão rodeadas por um moderador, que reduz a velocidade 
dos nêutrons que são produzidos na fissão do material combustível. O refrigerante, no caso água 
no estado líquido, remove o calor libertado no material combustível e transfere calor para que seja 
gerado vapor de água que será usado para acionamento das turbinas. 
 
4. CICLO DO COMBUSTÍVEL NUCLEAR 
O ciclo do combustível nuclear corresponde ao conjunto de processos e operações necessários 
para fabricar combustíveis nucleares, para irradiá-Ios nos reatores nucleares e para tratá-Ios e 
armazená-Ios, temporária ou permanentemente, após irradiação. É um sistema complexo, 
passando por processos que vão desde a mineração do urânio até o gerenciamento de rejeitos 
radioativos. Contudo, existem duas opções básicas para o ciclo do combustível: o Ciclo Aberto e o 
Ciclo Fechado. 
No ciclo aberto, os elementos combustíveis passam pelo reator apenas uma vez, não havendo o 
reprocessamento, ou seja, o 235U e o 239Pu, ainda existentes nos combustíveis, após sua remoção 
do reator, não são reutilizados. O ciclo aberto inicia-se na mineração e beneficiamento do urânio 
(U3O8), depois passa pelo processo de conversão (obtenção do UF6), enriquecimento isotópico 
(aumento da concentraçãodo 235U), fabricação do combustível, utilização do combustível no reator 
térmico, armazenamento temporário do combustível irradiado, e a estocagem do combustível 
indefinidamente. Já no ciclo fechado, os elementos combustíveis são reciclados em uma instalação 
de reprocessamento. O ciclo fechado tem como objetivo o reaproveitamento do 235U ainda presente 
no combustível (remanescente, pois não foi fissionado) e do 239Pu que se formou a partir do 238U 
(fértil) ao absorver um nêutron. 
Portanto, os ciclos do combustível nuclear, tanto o aberto como o fechado, podem ser divididos em 
etapas básicas comuns: 
• Mineração e purificação do urânio; 
• Enriquecimento isotópico; 
• Fabricação do combustível; 
• Utilização do combustível pelo reator. 
No ciclo aberto, após a utilização, os combustíveis são armazenados. Contudo, o reprocessamento 
é a principal característica que diferencia o ciclo fechado do ciclo aberto. Neste caso, os 
combustíveis, após um período de estocagem em uma piscina, são desmantelados, separando-se 
os componentes metálicos do combustível propriamente dito. O combustível é dissolvido em ácido 
e o urânio, o plutônio e os produtos de fissão são separados por extração por solventes. Dessa 
forma, no ciclo fechado, temos as seguintes etapas adicionais: 
• Reprocessamento; 
• Gerenciamento do rejeito radioativo. 
O reprocessamento do urânio e o aproveitamento do plutônio têm como vantagem estender a vida 
das reservas de urânio, já que, ao ser utilizado em um reator térmico, pode ser tratado como um 
recurso natural finito. Portanto, o reprocessamento permite de aumentar a vida útil das reservas de 
urânio em nosso planeta, protegendo as reservas naturais desse minério. No caso da utilização de 
reatores rápidos (breeders), o problema das limitadas reservas de urânio pode ser superado, já que 
a obtenção de 239Pu nestes reatores permitiria a existência de uma fonte praticamente inesgotável 
de combustível. Neste caso, o reprocessamento é fundamental, ainda que possa ser realizado por 
técnicas diferentes daquelas utilizadas para reprocessamento de combustíveis de reatores 
térmicos. 
Front-end and Back-end 
Para facilitar a compreensão, o ciclo do combustível é dividido em duas partes. A primeira parte, 
denominada front-end, corresponde às etapas iniciais do ciclo, desde a mineração até a fabricação 
do combustível e o material estar apto para ser fissionado na usina nuclear. As etapas iniciais 
compreendem a exploração, mineração, produção de yellow-cake, conversão em gás hexafluoreto 
de urânio, enriquecimento isótopo, reconversão em pó de dióxido de urânio, finalizando com a 
produção de pastilhas de dióxido de urânio que serão encaixadas em tubos de uma liga metálica 
chamada zircaloy, montados na forma de feixes denominados elementos combustíveis, que por 
sua vez serão inseridos no núcleo do reator. 
Na outra ponta do ciclo, o back-end corresponde a uma série de atividades relacionadas às fases 
finais de todo o ciclo. Essas etapas finais iniciam-se a partir da queima do combustível pelo reator 
na usina, gerando eletricidade. O back-end inclui também o reprocessamento do combustível 
irradiado. O material que não pode ser reaproveitado é armazenado em locais provisórios ou 
poderá ser estocado em depósitos permanentes. 
 
5. URÂNIO 
5.1 Histórico do Urânio 
Antes de sua descoberta, o urânio natural (na forma de óxido de urânio) era usado como corante 
em tintas e esmaltes dando uma cor amarelada. Se adicionado ao vidro, o deixava verde e 
luminescente. 
Em 1789, o químico alemão Martin Heinrich Klaproth identificou o mineral conhecido como urânio. 
Este cientista fez sua descoberta enquanto analisava um minério conhecido como uraninita 
(pitchblende ou pechblenda), o qual era constituído por ferro, zinco e tungstênio. O cientista tratou 
o minério com ácido e submeteu-o a aquecimento elevado. O resultado foi um pó preto. Com o 
resultado, Klaproth comprovou a existência de uma substância semimetálica na uraninita, dando-
lhe o nome de urânio, em homenagem a descoberta do planeta Urano, feita por Herschel, em 
1781. Apesar de Klaproth pensar ter identificado um novo elemento, o pó obtido correspondia a 
uma mistura de óxidos de urânio. 
Mais tarde, Péligot provou que Klaproth tinha apenas conseguido isolar o óxido e não o metal e, em 
1842, conseguiu isolar o urânio metálico. Este cientista francês isolou o urânio puro procedendo ao 
aquecimento do dióxido de urânio com potássio, em um cadinho de platina. 
O urânio foi o primeiro elemento em que foi detectada a radioatividade. Esta foi observada pela 
primeira vez em 1896, pelo cientista francês Henri Becquerel, que guardou uma amostra de óxido 
de urânio em uma gaveta que continha algumas placas fotográficas, tendo constatado que o 
composto de urânio havia escurecido as placas, apesar de elas terem sido cobertas com um 
material opaco. Becquerel percebeu que o composto devia estar emitindo algum tipo de radiação. 
Marie Sklodowska Curie, uma jovem estudante polonesa que preparava seu doutorado, mostrou 
que a radiação, que ela chamou de radioatividade, era emitida pelo urânio, independente do 
composto em que ele estava. Ela concluiu que os átomos de urânio eram a fonte da radiação. 
Juntamente com seu marido, Pierre, ela continuou a trabalhar e demonstrou que o tório, o rádio e o 
polônio também eram radioativos. 
Em 1934, o físico italiano Enrico Fermi e seus colaboradores observaram que o bombardeamento 
de urânio com nêutrons produzia emissão de partículas beta e desintegração do átomo. Contudo, 
não notou que tinha promovido a fissão nuclear do urânio. Este fenômeno foi detectado, em 1938, 
por outros dois cientistas, Otto Hahn e Fritz Strassman em uma experiência semelhante, na qual 
concluíram que o urânio bombardeado com nêutrons dava origem a isótopos de elementos mais 
leves, por meio da fissão do seu núcleo. Nessa reação, foi observada a liberação de uma grande 
quantidade de energia. Entretanto, Fermi sugeriu que a fissão produzia novos nêutrons, que 
poderiam originar novas fissões em outros núcleos, tornando a reação autossustentada. 
A primeira reação nuclear de fissão foi realizada por Fermi, na Universidade de Chicago, em 
dezembro de 1942. O reator era constituído por uma pilha de camadas alternadas de combustível 
(U e UO2) e de um moderador (grafite). Lâminas de cádmio foram utilizadas para absorver nêutrons 
e, assim, controlar a reação em cadeia. Foram utilizadas 400 toneladas de grafite, 6 toneladas de 
urânio e 58 toneladas de óxido de urânio. 
A exploração do urânio começou nos Estados Unidos, no início do século XX, embora a primeira 
extração de urânio para fins econômicos tenha ocorrido na República Checa, no fim do século XIX. 
O urânio era extraído para depois obter dele o elemento altamente radioativo rádio. O rádio era 
então impregnado em tintas fluorescentes para ponteiros de relógios e outros instrumentos, como 
também para ser utilizado na medicina. 
O aumento da demanda do urânio ocorreu depois da Segunda Guerra Mundial, quando os Estados 
Unidos compravam urânio do Congo (até então colônia da Bélgica) e do Canadá para poder 
aumentar o número de suas armas nucleares. As minas do Congo tinham bem mais urânio que as 
minas dentro do próprio território dos E.U.A. A União Soviética também passou a explorar as suas 
minas de urânio, que se encontravam principalmente onde hoje é o Cazaquistão, para seu 
programa nuclear emergente. 
 
5.2 Propriedades do Urânio 
O urânio é o elemento químico de símbolo U, apresenta massa atômica igual a 238 (isótopo 
estável) e número atômico igual a 92. É um elemento natural e comum, com abundância 
comparável à do molibdênio e à do arsênico. Existe na natureza na forma de três isótopos: U-234, 
U-235 e U-238. À temperatura ambiente, o urânio encontra-se no estado sólido. É um elementometálico pertencente à família dos actinídeos. 
Muito denso (com massa específica de 18,95 g/cm3), o urânio metálico apresenta coloração 
branco prateada e brilho metálico. Em sua forma pura é dúctil e um pouco mais mole do que o aço, 
apresentando uma pequena propriedade paramagnética. 
O urânio metálico apresenta três formas alotrópicas: fase alfa α (com estrutura cristalina 
ortorrômbica), estável da temperatura ambiente até aproximadamente 660°C; fase beta β (com 
estrutura cristalina tetragonal), estável entre 660 e 760°C e, finalmente, e a fase gama γ (com 
estrutura cristalina cúbica de corpo centrado), estável de 760°C até o ponto de fusão de 
aproximadamente 1132°C. 
 
 
Estrutura cristalina do U α (ou fase α) - ortorrômbica (da temperatura ambiente até 660°C). 
 
A desvantagem da fase estável a baixa T ser ortorrômbica é que há expansão desigual em 
diferentes direções c/ o aquecimento � após alguns ciclos, distorções permanentes (alterações 
volume). 
 
Estrutura cristalina do U γ (ou fase γ) – cúbica de corpo centrado (da temperatura de 760°C até a 
temperatura de fusão 1132°C). 
 
5.3 Minérios de Urânio e Principais Ocorrências 
Minério de urânio é toda concentração natural de um mineral, ou de minerais, na qual o urânio 
ocorre em proporções e condições tais que permitam sua exploração econômica. As reservas 
deste elemento, para que se tornem economicamente atrativas, dependem do teor de urânio 
presente, assim como da alternativa tecnológica usada para o seu aproveitamento. O urânio se 
distribui sobre toda a crosta terrestre, como constituinte da maioria das rochas. Os principais 
minérios de urânio são apresentados a seguir: 
Uraninita: óxido de urânio, que contém também tório, cério, ítrio, lantânio e outros elementos, e 
que é o principal minério de urânio. 
 
Pechblenda: a pechblenda é uma variedade do nome da uraninita. 
 
Carnotita: A Carnotita é um mineral de vanádio de potássio e urânio hidratado, cuja fórmula é 
K2(UO2)2(VO4)2-3H20 podendo conter pequenas quantidades de cálcio, bário,magnésio, ferro e 
sódio. É um mineral secundário de vanádio e urânio geralmente encontrado em rochas 
sedimentares de climas áridos, tais como no Platô do Colorado (EUA). 
 
Autonita: a autonita é um mineral que contém Urânio, com fórmula química Ca(UO2)2(PO4)2- 
(PO4)2-10--12H20. É fluorescente sob a luz ultravioleta. 
 
Kasolita: originária da localidade de Kasolo, Zaire, a kasolita apresenta a fórmula Pb(UO2) SiO4-
(H2O), sendo constituída de 45% de UO2. 
Cofinita: a cofinita apresenta a fórmula: U(SiO4)(0H)4. Ocorre associada a uraninita em jazidas no 
Colorado (EUA). 
 
Uranocirtita: A uranocirtita é um mineral de urânio com fórmula Ba(UO2)2(PO4)2·12(H2O). 
 
 
A Agência Internacional de Energia Atômica - IAEA estimou as reservas mundiais de urânio em 5,4 
milhões de toneladas em todo mundo (em 2009), sendo que 31% estão na Austrália, 12% no 
Cazaquistão, 9% no Canadá e 9% na Rússia. A produção mundial subiu cerca de 50 000 toneladas 
em 2009 comparando com 2008, sendo os maiores produtores em 2009 o Cazaquistão (28%), o 
Canadá (20%), a Austrália (16%), a Namíbia (9%), a Rússia (7%), o Níger (6%) e Uzbequistão 
(5%). 
O Brasil possui uma das maiores reservas mundiais de urânio, o que permite o suprimento das 
necessidades domésticas em longo prazo e a disponibilização do excedente para o mercado 
externo. Embora não possua todo o seu território prospectado, o país figura atualmente como 
detentor da sétima maior reserva de urânio do mundo, com 309 mil toneladas de U3O8 nos estados 
da Bahia, Ceará, Paraná e Minas Gerais. As reservas geológicas brasileiras evoluíram de 9.400 
toneladas, conhecidas em 1975, para a atual quantidade, podendo certamente ser ampliadas com 
novos trabalhos de prospecção e pesquisa mineral, já que esses foram realizados em apenas 25% 
do território nacional. O país possui também ocorrências uraníferas associadas a outros minerais, 
como aqueles encontrados nos depósitos de Pitinga, no estado do Amazonas, além de áreas 
extremamente promissoras como a de Carajás, no estado do Pará. Nesses, estima-se um potencial 
adicional de 300.000 toneladas. 
A produção brasileira de urânio começou em 1982, no município de Caldas, em Minas Gerais, 
onde uma reserva foi explorada durante 13 anos, abastecendo a usina de Angra 1 e programas de 
desenvolvimento tecnológico. Com o avanço das prospecções geológicas, outras reservas foram 
descobertas e, em 1995 a unidade da INB (Indústrias Nucleares do Brasil, órgão estatal) em 
Caldas encerrou a produção de urânio, entrando então na fase de descomissionamento. 
Em 1998 o urânio começou a ser explorado em Caetité, na Bahia, onde funciona a única unidade 
de mineração e beneficiamento de urânio do país, que é operada pela INB. Nesta área existe uma 
reserva de 100.000 toneladas do minério. A Unidade de Concentrado de Caetité produz 
anualmente cerca de 400 toneladas/ano de concentrado de urânio, o suficiente para abastecer as 
usinas Angra 1 e Angra 2. Com o desafio maior de atender a demanda das usinas nucleares que 
serão construídas nos próximos 20 anos, a INB iniciou os trabalhos necessários para aumentar a 
sua produção de urânio. A abertura da lavra subterrânea e a implantação de um novo processo de 
beneficiamento em Caetité resultarão em maior aproveitamento do mineral. 
Também, com o mesmo objetivo, a INB selecionou a empresa com a qual atuará em parceria para 
explorar a reserva de Santa Quitéria, no Ceará, onde o urânio encontra-se associado ao fosfato. A 
jazida de Santa Quitéria, originalmente conhecido como Itataia, localizada na parte central do 
Estado do Ceará, cerca de 45 Km a sudeste da cidade de Santa Quitéria, possui reservas 
geológicas de 142,5 mil toneladas de urânio associado ao fosfato. Nessa jazida pode-se aproveitar 
também cerca de 300 milhões de m³ de mármore, totalmente isento de urânio. 
 
Reservas de urânio no Brasil (janeiro de 2007). Fonte INB 
Ocorrência Medidas e Indicadas Inferidas Total 
Depósito-Jazida < 40 US$/kg U < 80 US$/kg U Sub-total < 80 US$/kg U 
Caldas (MG) 
 500 t 500 t 4.000 t 4.500 t 
Lagoa Real / 
Caetité (BA) 
24.200 t 69.800 t 94.000 t 6.770 t 100.770 t 
Santa Quitéria (CE) 42.000 t 41.000 t 83.000 t 59.500 t 142.500 t 
Outras 
 61.600 t 61.600 t 
Total 66.200 t 111.300 t 177.500 t 131.870 t 309.370 t 
 
 
 
Depósitos de urânio encontrados no Brasil. 
 
5.4 Prospecção do Urânio 
A prospecção e a pesquisa de minerais de urânio têm por finalidade básica localizar, avaliar e 
medir as reservas, depois de uma seleção das áreas promissoras, indicadas por exame de 
fotografias aéreas, imagens de radar e de satélites. A seguir, é feita a verificação de campo, para 
identificar as estruturas ou condições geológicas favoráveis da ocorrência. Se os resultados forem 
positivos, os trabalhos de mineração são iniciados. 
Existem diversos métodos para avaliação e análise de possíveis jazidas minerais. No que se refere 
especificamente à prospecção de urânio, alguns dos métodos e modelos utilizados são descritos a 
seguir. 
Método radiométrico: consiste na detecção de emissões nucleares de rochas que contêm 
minerais radioativos. Normalmente detecta-se a radiação gama através de um cintilômetro ou 
contador Geiger (ou Geiger-Müller). Os instrumentos radiométricos foram desenvolvidos 
primordialmente para a detecção de urânio, mas logo apareceram outras aplicações importantes. 
Método termométrico: são utilizadas medidas de temperatura na superfície da Terra que revelam 
a existência de zonas em seu interior onde a temperatura é maior, ou seja, onde existem anomalias 
térmicas. Estas podem ser devidas à existência de concentração de elementos radioativos que 
produzem calor.Método gravimétrico: baseia-se nas medições e interpretação das variações do campo 
gravitacional terrestre, resultantes das diferenças de densidade entre as diversas rochas 
localizadas na superfície e na subsuperfície terrestres. 
Modelo metalogenético: tenta explicar a formação e mineralização de depósitos e jazidas 
minerais. 
 
5.5 Mineração do Urânio 
O urânio é um elemento amplamente distribuído na crosta terrestre. Para o urânio que foi retirado 
do solo ser usado, deve ser extraído do minério e transformado em um composto que possa ser 
utilizado nas etapas posteriores do beneficiamento do combustível nuclear. 
A maior parte do urânio é produzida por minas e instalações convencionais de processamento do 
minério. Minérios de urânio geralmente contêm em volume 0,1% a 0,5% de urânio, apesar de 
existirem teores mais elevados. O urânio é extraído por meio de diferentes métodos básicos: 
mineração subterrânea (~ 38% do total); mineração a céu aberto (~ 23%); LIS ou lixiviação in situ 
(~ 28%); como subproduto de exploração de 26 cobre e ouro (~ 8%) e outros métodos (~ 3%). 
A mineração subterrânea é usada para explorar corpos de minério bem abaixo da superfície. Este 
é um processo tradicional de extração mineral, com túneis escavados na terra a fim de ter acesso 
ao minério de urânio. Já a mineração a céu aberto é usada em corpos de minério perto da 
superfície. Em ambos os processos, o minério é transportado para uma instalação de 
processamento, para as etapas posteriores de moagem e concentração do minério. 
O processo de mineração por lixiviação in-situ envolve o bombeamento de uma solução lixiviadora 
no corpo do minério através de um furo no solo. A solução circula através dos poros da rocha e o 
minério dissolvido é extraído por meio de um segundo poço. A solução lixiviadora varia de acordo 
com o depósito de minério: para os depósitos de sal a solução pode ser água doce, que facilmente 
pode dissolver sais. Para o cobre, geralmente são necessários ácidos, para melhorar a solubilidade 
dos minerais, presentes no minério, na solução. A solução ácida utilizada para dissolver o minério 
de urânio é o ácido sulfúrico ou menos comumente ácido nítrico. Pode ser utilizado também 
carbonato (bicarbonato de sódio ou carbonato de amônio). 
O urânio também é produzido como um subproduto do processamento de minerais, bem como da 
produção de fertilizantes fosfatados. Como a extração de subprodutos tipicamente envolve mudar 
muito pouco o processo de fluxo primário, essa extração de urânio geralmente não aumenta 
potencialmente os impactos ambientais adversos. 
Depósitos de fosforita marinha representam 80% da produção mundial de fosfatos fertilizantes, e 
70% deste total são convertidos por via úmida por processo que utiliza ácido fosfórico, que é a 
base para os processos de extração de urânio. A fosforita marinha contém até 150 ppm (partes por 
milhão) de urânio, mas não existe extração de urânio comercial em funcionamento atualmente a 
partir desta matéria prima. No entanto, dependendo das condições econômicas e devido a um 
interesse reavivado em produção de urânio, esta situação está sendo reexaminada por um número 
de empresas com potencial para extrair urânio como subproduto. 
Dentre outros métodos de extração, a pilha de lixiviação é o processo que está sendo usado para 
extrair minérios com baixo teor de urânio e geralmente é associada a uma mina de urânio 
convencional e uma planta de beneficiamento de minério. 
 
5.6 Concentração do Minério e Purificação do U 
A etapa de tratamento do minério, após sua remoção da mina, envolve a britagem, a lixiviação, a 
extração com solvente tipo amina terciária ou por outros métodos, como a troca iônica, e a 
produção do yellow cake. Esta etapa também é conhecida como beneficiamento do urânio. 
Naturalmente pobre em urânio, o minério é concentrado e convertido num pó amarelo seco 
conhecido como óxido de minério de urânio (UOC), conhecido como yellow cake (um diuranato de 
amônio ou de sódio que calcinado dá origem ao U3O8). Mil toneladas de minério processado 
proporcionam somente 1,5 a 10 toneladas da torta ou bolo amarelo. 
Os minérios de urânio variam significativamente de depósito para depósito e cada usina deve ser 
projetada para atender as características especificas do minério. O processo geral, entretanto, é 
similar para muitos minérios. As etapas básicas neste fluxograma são britagem e moagem, 
lixiviação com ácidos, separação líquido-sólido e lavagem, extração com solvente ou troca iônica, 
precipitação e secagem, resultando no yellow cake. O yellow cake é um concentrado na forma de 
diuranato de amônia ou diuranato de sódio, dependendo da composição do minério, das 
condições de lixiviação e dos precipitados subsequentes e que contém cerca de 70 a 90% de 
octóxido de urânio (U3O8) em massa. 
O primeiro estágio do processamento, após ser executado o processo de mineração do urânio, 
envolve a moagem do minério de urânio. O minério extraído, que em alguns casos pode apresentar 
fragmentos com 25 cm de diâmetro, ou mais, é quebrado e moído até uma granulometria parecida 
com areia fina. Uma vez que a maioria dos minérios processados atualmente contêm cerca de 0,02 
a 0,2% de urânio recuperável, é necessário processar de 500 a 5000 kg de minério para cada 
quilograma de urânio recuperado. Portanto, para produzir a mesma quantidade de urânio a partir 
de diferentes minérios, o volume do minério pode variar por um fator de 10. Em seguida é realizada 
a lixiviação com um ácido ou uma solução alcalina. Em uma das rotas utilizadas, pois há diferenças 
dependendo do tipo e composição do minério, escala de produção, etc., o urânio é removido do 
minério pela lixiviação com ácido sulfúrico - H2SO4. 
Neste caso, uma solução de H2SO4 é colocada em contato com uma pilha do minério já 
fragmentado. A solução de sulfato de uranilo – UO2SO4 -, obtida da lixiviação das pilhas, é coletada 
para ser submetida a um primeiro estágio de purificação. Após a obtenção do yellow cake, existe 
uma etapa específica de purificação do urânio. Nesta etapa, o urânio é purificado por extração com 
solvente, no caso uma amina terciária chamada tri-octil amina – TOA. Contudo, nas diferentes 
etapas que compõem o ciclo do combustível, o material continua a ser purificado em cada 
operação em que ocorre mudança de fase (extrações) ou de estado físico (sólido ⇔ líquido ⇔ 
gasoso). Em outros processos de purificação, o urânio também pode ser extraído a partir de 
soluções ricas em urânio ao ser colocado em contato com resinas especiais, que absorvem os íons 
de urânio (processo de troca iônica), embora de menor importância para aplicação industrial. 
 
5.7 Conversão 
O termo "conversão" refere-se ao processo de purificação do concentrado do urânio e que o 
transforma na forma requerida para o próximo estágio do ciclo do combustível, o enriquecimento 
isotópico. O hexafluoreto de urânio é o produto predominante nesta etapa do ciclo do combustível, 
uma vez que ele pode ser facilmente convertido para o estado gasoso. O UF6 foi selecionado por 
causa de suas propriedades especiais. O fato de ser sólido na temperatura ambiente facilita o seu 
manuseio. Portanto, o concentrado de urânio obtido após as etapas de beneficiamento deve ser 
convertido em hexafluoreto de urânio, permitindo assim sua utilização como gás no processo no 
enriquecimento isotópico de urânio. Historicamente, passaram-se 30 anos, após sua descoberta, 
até este composto ter grande atenção da comunidade científica. A descoberta da fissão nuclear 
tornou o UF6 importante por ser o único composto de urânio que pode ser obtido no estado gasoso 
a temperaturas relativamente baixas. 
O hexafluoreto de urânio (UF6) foi descoberto em 1909 por Ruff e Heinzelman, por meio da 
preparação de uma reação de flúor com urânio, carbeto de urânio ou pentafluoreto de urânio.O 
hexafluoreto de urânio é um sólido cristalino branco, em temperatura ambiente, de estrutura 
octaédrica, cujos vértices possuem átomos de flúor. O UF6 sublima lentamente à pressão e a 
temperatura ambiente. O seu ponto triplo é 64,02°C e 1137°C. No estado gasoso, o UF6 comporta-
se praticamente como um gás perfeito. Possui alta estabilidade termodinâmica e elevada 
volatilidade. Essa volatilidade se dá pela estrutura do UF6 ser octaédrica, com fortes ligações 
covalentes dentro da molécula e forças fracas de Van der Waals entre moléculas vizinhas, fazendo 
que o UF6 possa ser usado como um gás para separação de isótopos. Além disso, o UF6 apresenta 
baixo ponto de ebulição e baixo ponto de fusão. 
Uma das características químicas importantes do UF6, para a etapa subsequente de 
enriquecimento isotópico, é que ele se transforma em um gás, quando aquecido a uma 
temperatura relativamente baixa (ponto de sublimação de 56,4 ± 0,2ºC). Além disso, o flúor possui 
um único isótopo estável 19F, cuja massa atômica é muito menor que a do urânio. À temperatura 
ambiente, o UF6 é sólido (densidade 5.68 g/cm3), o que facilita a sua estocagem e manuseio. 
Contudo, há dificuldades na produção e no manuseio do UF6. O UF6 reage com a água e fluidos ou 
sólidos orgânicos. Tanto o urânio como o flúor são tóxicos e sua decomposição gera como produto 
o HF. Portanto, todos os containers (recipientes de armazenamento e transporte) devem ser 
propriamente selados. O UF6 também causa a corrosão da maioria dos metais. Após o 
enriquecimento, o UF6 empobrecido é convertido novamente a óxido, que oferece maior segurança 
na estocagem e manuseio. Neste processo, o HF é recuperado e reciclado para produção de UF6. 
Existem duas rotas possíveis para o processo de conversão, a saber: via úmida e via seca. No 
primeiro caso, a etapa de purificação ocorre nas primeiras etapas do beneficiamento, pela extração 
por solventes (daí o nome: via úmida). No segundo caso, o concentrado do minério, ainda na forma 
impura, reage com flúor, obtendo-se a purificação por destilação fracionada. Como o flúor forma 
compostos com as impurezas, e estes compostos apresentam propriedades diferentes das do UF6, 
a purificação é obtida por destilação seletiva, sem a presença de fases líquidas, apenas fases 
sólida e gasosa (daí o nome: via seca). 
No caso da via úmida, a conversão do yellow cake para o UF6 é um processo que se divide em 
duas fases. A primeira fase envolve a dissolução do concentrado de urânio com ácido, obtendo-se 
o nitrato de uranilo hexahidratado UO2(NO3)2.6H2O (UNH) purificado. 
Após a calcinação da solução purificada, obtém-se o pó UO3. O UO3 é reduzido a UO2 com 
hidrogênio e aquecimento. A este produto é, então, adicionado ácido fluorídrico - HF, que o 
converte em tetrafluoreto de urânio - UF4, que é um sólido granulado de coloração verde. O UF4 é 
preparado por meio da reação: 
UO2 + HF = UF4 
Na segunda fase, o UF4 é convertido em hexafluoreto de urânio (UF6). A partir do UF4, é realizada 
a obtenção de UF6 em reator de cobre ou monel por meio da reação, que é realizada a 250º C: 
UF4 + F2 = UF6 
O flúor F2 utilizado neste processo é produzido pela eletrólise do ácido fluorídrico - HF anidro - em 
uma célula de níquel com eletrodos de carbono contendo KF como eletrólito. A corrente de gás 
produzida no reator é resfriada a baixa temperatura e o UF6 é depositado como sólido em malha 
fria. As duas etapas são normalmente realizadas em uma mesma fábrica. Porém, podem ser 
realizadas em fábricas distintas. A demanda atual para a conversão de UF6 é cerca de 60 000 t 
U/a. A demanda projetada será entre 60.000 e 90.000 t U / a no ano de 2025. Não haverá a 
necessidade de construir novas instalações de conversão em curto prazo, pois as atuais fábricas 
suprem esta necessidade. Atualmente, o mundo dos serviços de conversão de urânio é 
caracterizado por um excesso de oferta e os preços relativamente estáveis. 
 
Fluxogramas da conversão por vias úmida e seca (Handbook of Nuclear Engeneering. Vol IV; 2010). 
 
5.8 Enriquecimento Isotópico 
Urânio enriquecido é o urânio que teve o teor de 235U aumentado, por meio de um processo de 
separação de isótopos. O urânio é um elemento químico que apresenta isótopos de massa atômica 
que varia de 227 a 240. Os principais isótopos são os de massas atômicas: 234, com abundância 
isotópica de 0,0056%; 235, com abundância isotópica de 0,7205%; 238, com abundância isotópica 
de 99,274%. Os demais contribuem muito pouco para a composição isotópica do urânio natural, 
por terem meia vida muito curta. Enquanto esses três isótopos têm uma meia vida da ordem de 105 
a 108 anos, alguns têm meia vida de alguns minutos, outros de dias. Assim sendo seus isótopos 
apresentam propriedades químicas muito próximas, sendo que, em termos práticos, a diferença 
entre os isótopos de urânio é apenas a diferença das suas massas atômicas. 
Todos os isótopos de urânio possuem o mesmo número atômico sendo, portanto, o mesmo 
elemento químico apenas com massas atômicas diferentes. Esta diferença entre as massas 
atômicas ocorre pela diferença entre os números de nêutrons N presentes no núcleo do átomo, 
uma vez que o número de massa é constituído pela soma dos prótons e dos nêutrons presentes no 
núcleo. Como os demais isótopos de urânio não contribuem significativamente para a abundância 
isotópica, costuma-se dizer que o urânio tem 3 isótopos na natureza (todos com o número atômico 
Z=92 e números de massa A=234, A=235 e A=238, representados, respectivamente, por: 234 92U; 
235
92U; 23892U. O núcleo dos isótopos tem 92 prótons, e números de nêutrons iguais a, 
respectivamente: N'= 234-92 = 142, N"= 235-92 = 143 e N'"= 238-92 = 146. 
Na prática, considera-se que o urânio encontrado na natureza contém 99,284% do isótopo 238U e 
apenas 0,711% da sua massa é representada pelo isótopo 235U, que é usado nos reatores de 
fissão nuclear. Portanto, a quantidade de 235U na natureza é muito pequena. Assim, é necessário 
um tratamento para separar o isótopo físsil - 235U - do isótopo não físsil. Este tratamento é 
conhecido como enriquecimento do urânio. Para fins pacíficos, é necessário enriquecer o teor de 
235U de ~ 0,7% para 3,5% para uso na maioria dos reatores de potência, e até a 20% para a 
maioria dos reatores de pesquisa. Já armas nucleares necessitam enriquecimento de 90%. 
Separação de isótopos é difícil, pois os compostos têm propriedades químicas muito parecidas, 
portanto este processo deve ser efetuado gradualmente. Os processos existentes para a 
separação de isótopos são baseados na diferença das massas. O 235U é mais leve apenas 1,26% 
que o 238U. Este problema é agravado pelo fato de que raramente o urânio é separado em sua 
forma atômica, mas sim como um composto (235UF6 é apenas 0,852% mais leve do que 238UF6). É 
necessária uma cascata de estágios sucessivos e idênticos para produzir maiores concentrações 
de 235U. Cada estágio passa um produto um pouco mais concentrado para a próxima fase e 
devolve um resíduo menos concentrado para a fase anterior. 
Baseado em investigações detalhadas do decaimento de elementos naturais radioativos, F. Soddy 
sugeriu em 1913 que elementos com mesma posiçãor na tabela periódica deveriam ser chamados 
de isótopos ("iso": o mesmo e "topos": lugar). Logo após a primeira grande guerra, a existência de 
isótopos estáveis foi também evidenciada por F. V. Aston que procedeu a separação de muitos 
elementos estáveis leves (He, B, C, N, O, F, Ne,P, Cl, Ar ) com diferentes, porém muitos próximos, 
números de massa. Por exemplo: Ne-20 e Ne-22. Aston generalizou suas observações pela 
formulação da regra que os elementos químicos naturais, ou seja, todos os isótopos com massas 
atômicas numeradas são de fato uma mistura de diferentes constituições, ou seja, isótopos que se 
diferem somente pelos números de nêutrons. Levando-seem consideração a proporção percentual 
desta constituição, tal conceito seria doravante denominado de abundância isotópica. 
O urânio enriquecido é um componente principal para a geração de energia nuclear civil e para 
armamento nuclear. A Agência Internacional de Energia Atômica – IAEA tenta monitorar e controlar 
o fornecimento de urânio enriquecido e de seus processos em seus esforços para garantir a 
segurança de geração de energia nuclear e reduzir a proliferação de armas nucleares. 
Muitas técnicas para enriquecimento e separação isotópica foram propostas e desenvolvidas, como 
a difusão gasosa, a ultracentrifugação, a separação eletromagnética, o enriquecimento por laser e 
processos aerodinâmicos. Porém, alguns processos mostraram-se economicamente inviáveis. 
 
Histórico da Separação Isotópica 
O método para separação de isótopos foi desenvolvido por A. J. Dempster em 1918. Um feixe de 
íons mono energéticos é formado pela escolha apropriada de um campo elétrico. Este feixe de íons 
é desviado devido a sua passagem por um intenso campo magnético ortogonal à sua trajetória. 
Diferentes isótopos são separados devido às suas diferentes trajetórias no campo magnético. Os 
elementos com menor massa sofrem maior desvio e como consequência, os feixes são separados, 
permitindo sua coleta e identificação. O instrumento que realiza tal procedimento é conhecido como 
espectrômetro de massas e foi inicialmente projetado por Francis William Aston em 1919. Ele 
fornece todo espectro de massas de uma amostra analisada pela simples variação de seu campo 
magnético. Os primeiros instrumentos desenvolvidos com este princípio operavam com pequenas, 
e limitadas, quantidades de elementos e destinavam-se à determinação da abundância isotópica, 
ou seja, a proporção de isótopos encontrada em uma única amostra do elemento encontrada na 
natureza. 
 
Enriquecimento Isotópico de Urânio por Separação Magnética 
Durante a Segunda Guerra Mundial foi iniciada a separação de isótopos de urânio em larga escala 
pelas autoridades americanas em função de um alerta de que as forças nazistas haviam iniciado 
seu programa para enriquecimento do urânio a partir do confisco de todo urânio e todas as minas 
de urânio em sua esfera de influência. Este esforço político e tecnológico dos Estados Unidos da 
América, doravante conhecido por projeto Manhattan, tinha suas instalações em Oak Ridge, onde 
os primeiros separadores de massa eletromagnéticos, denominados Calutrons, foram 
desenvolvidos e utilizados. O objetivo era a aplicação militar para o desenvolvimento da bomba 
atômica (alto enriquecimento, ou seja, aumento na concentração de 235U acima de 88% em 
massa). 
O processo de separação magnética é baseado no mesmo princípio físico do espectrômetro de 
massa simples (uma partícula carregada que segue uma trajetória circular, ao passar através de 
um campo magnético uniforme). Dois íons com a mesma energia cinética e carga elétrica, mas 
massas diferentes (235U+ e 238U+) terão trajetórias diferentes, sendo o mais pesado (238U+) de maior 
diâmetro. Os diferentes diâmetros das trajetórias dos dois íons de urânio permitem a separação e 
coleta do material em receptores ou "bolsões coletores”. Centenas a milhares de unidades seriam 
necessárias para produzir grandes quantidades de urânio de alto enriquecimento HEU – Highly 
Enriched Uranium - devido à velocidade relativamente baixa, o processo de coleta do produto e o 
tempo longo de ciclo, necessário para recuperar o material entre as execuções. 
No processo de enriquecimento de urânio por separação magnética, íons de urânio são gerados no 
interior de um compartimento evacuado, que está localizado em um campo magnético forte. Para a 
fonte de íons, tetracloreto de urânio sólido (UCl4) é aquecido eletricamente para produzir vapor. As 
moléculas de UCl4 são bombardeadas com elétrons, produzindo íons + U. Os íons são acelerados 
por um potencial elétrico de alta velocidade e seguem uma trajetória circular no plano perpendicular 
ao campo magnético. Os feixes de íons atravessam um arco de 180 graus antes de passarem 
através das aberturas de fenda no coletor. A recuperação do material não utilizado, depositado 
sobre as superfícies interiores dos tanques, é demorado e trabalhoso, o que reduz a potência útil 
de uma instalação. O equipamento amplamente utilizado neste processo foi chamado de Calutron. 
A produção em escala do espectrômetro de massa nomeado Calutron foi desenvolvida durante a 
Segunda Guerra Mundial, que enriqueceu o 235U usado na Little Boy, bomba nuclear que foi 
lançada sobre Hiroshima em 1945. O enriquecimento do U em 235U, iniciando com o urânio natural, 
foi executado em dois passos com diferentes técnicas em Oak Ridge. O primeiro foi a difusão 
gasosa que foi limitada a um baixo enriquecimento. O segundo passo foi o alto enriquecimento, 
com o desenvolvimento fundamentado na tecnologia aplicada aos espectrômetros 
eletromagnéticos de massa associada à aceleração de partículas via Cyclotrons. Foi com a 
conjunção de tais tecnologias que E. O. Lawrence desenvolveu o Calutron (denominação que 
representava a conjunção entre "Cal" de Califórnia, "u" de Universidade e "tron" de Cyclotron) na 
Universidade de Berkeley. O primeiro separador de urânio alfa-Calutron foi instalado em Oak 
Ridge. O termo Calutron aplica-se a um dispositivo de múltiplos estágios organizados em um 
grande contorno oval entorno de um poderoso eletroímã. A tecnologia dos Calutrons é baseada na 
produção e no preciso controle de feixes de partículas positivamente carregadas (íons). O alfa-
Calutron tem um campo magnético de 0,34 T e realizava um enriquecimento de 235U de 12 a 15% 
do natural. O beta-Calutron tem um campo magnético de 0,68 T e enriquecia 235U acima de 90% 
tendo como base o U pré-enriquecido, por exemplo, do alfa-Calutron. 
Após a segunda grande guerra, muitos Calutrons foram completamente desmontados. A separação 
isotópica eletromagnética foi abandonada em favor de métodos mais eficazes. Poucos deles foram 
mantidos para enriquecimento isotópico de alguns elementos químicos. A metodologia 
desenvolvida sob a forma dos Calutrons é de pouca eficiência em função de diversos fatores 
técnicos. Um deles é a baixa eficiência do composto empregado e a impossibilidade de uso de 
outros compostos em razão do alto ponto de vaporização e de reações com outros materiais 
construtivos. Além disso, havia a necessidade de uma manutenção frequente do equipamento 
devido a perdas ao longo de sua operação. Estes aspectos tornam evidente que o emprego desta 
tecnologia foi puramente fundamentado na urgência decorrente de um conflito internacional 
(Segunda Guerra mundial). Os esforços materiais e financeiros levaram em consideração 
unicamente a obtenção de um produto final, sem a menor preocupação com seu custo de 
desenvolvimento e produção e tampouco com a relação custo/benefício. 
O aspecto positivo foi que, após o final da segunda grande guerra, houve o realinhamento dos 
Calutrons para aplicações científicas, ou seja, na separação isotópica de elementos com massas 
atômicas menores contribuindo para a pesquisa e desenvolvimento de isótopos para aplicações 
medicinais e em processos industriais. 
 
Enriquecimento Isotópico de Urânio por Difusão Térmica 
A difusão térmica utiliza a transferência de calor através de um líquido ou de um gás para realizar a 
separação de isótopos. Por arrefecimento de uma película vertical de um lado e aquecendo-o por 
outro lado, as correntes de convecção resultantes irão produzir um fluxo ascendente ao longo da 
superfície quente e um fluxo descendente ao longo da superfície fria. Sob estas condições, as 
moléculas mais leves de 235U irão difundir para a superfície quente, e as mais pesadas de 238U irão 
difundir para a superfície fria. Estes dois movimentos difusivos combinados com as correntes de 
convecção farão com