Reatores e ciclo combustivel

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REATORES NUCLEARES
1. INTRODUÇÃO
O interesse primordial em reatores nucleares repousa em seu
potencial como fonte de calor para uso em sistemas geradores de energia
elétrica.
Uso de energia térmica para a produção de vapor, o qual, por sua
vez, irá impelir um sistema turbogerador.
REATORES NUCLEARES
Reator Nuclear é um equipamento onde se processa uma reação de
fissão nuclear.
Em princípio, a fissão pode ocorrer espontaneamente, mas em
reatores nucleares esta cisão é induzida pela interação de um nêutron com
um núcleo físsil e, sob condições adequadas, uma reação em cadeia pode
ser sustentada.
A energia liberada nas reações de fissão fornece o calor que é em
parte convertido em eletricidade.
Um Reator Nuclear é, na verdade, uma Central Térmica Nuclear,
onde a fonte de calor é o urânio-235.
REATORES NUCLEARES
REATORES NUCLEARES
A grande vantagem de uma Central Térmica Nuclear é a enorme
quantidade de energia que pode ser gerada, ou seja, a potência gerada,
para pouco material usado (o urânio).
REATORES NUCLEARES
A manutenção de um nível de potência constante requer que a
reação em cadeia seja controlada de modo que, em média, cada fissão
cause somente uma fissão subseqüente. Outra peculiaridade de um reator
nuclear é que seus produtos de operação são altamente radioativos. Como
resultado, uma substancial parcela dos esforços destinados ao projeto de
um reator é direcionada a limitar a probabilidade de liberação desses
produtos.
REATORES NUCLEARES
2. MATERIAIS EMPREGADOS EM REATORES NUCLEARES
Materiais físseis: matéria-prima da qual, por fissão (ou cisão) de seus
núcleos atômicos, se obtém a energia calorífica. São eles o urânio 233, o
urânio 235 e o plutônio 239.
Materiais férteis ou regeneradores: materiais não diretamente fisseis ou
pouco fisseis, os quais por procedimentos adequados produzem materiais
físseis. Os mais importantes são: o urânio 238 e o tório 232.
Materiais moderadores: utilizados para reduzir a velocidade dos
nêutrons provenientes da cisão dos núcleos atômicos. Os mais importantes
são o grafite e a água pesada.
Materiais absorvedores ou reguladores: destinam-se a restringir as
reações nucleares em cadeia até limites em que seja possível o
aproveitamento industrial. Os mais importantes são o boro e o cádmio.
REATORES NUCLEARES
Materiais refrigerantes: transportam a energia calorífica produzida
nos reatores nucleares até trocadores de calor evitando um
superaquecimento no núcleo do reator. Os mais empregados são: a
água, a água pesada, o gálio, o sódio, o anidrido carbônico
pressurizado, o hélio pressurizado etc.
2. MATERIAIS EMPREGADOS EM REATORES NUCLEARES
REATORES NUCLEARES
3. ALGUNS ASPECTOS DOS REATORES NUCLEARES
3.3. Combustível
(i) urânio natural (teor de U-235 @ 0,7%)
(ii) levemente enriquecido (teor de U-235 @ 3%)
(iii) altamente enriquecido (teor de U-235 @ 90%)
(iv) plutônio para reatores rápidos regeneradores
3.4. Disposição
(i) heterogêneo: combustível é isolado do refrigerante
(ii) homogêneo: pasta serve como combustível, moderador e refrigerante
REATORES NUCLEARES
4. TIPOS DE REATORES NUCLEARES
Reator a água pressurizada (PWR)
o refrigerante é água a grande pressão (40 atm ou mais)
o moderador pode ser esta mesma água ou grafite
o combustível é U-238 enriquecido com U-235
composto por dois circuitos em série
a turbina está livre de radioatividade
REATORES NUCLEARES
4. TIPOS DE REATORES NUCLEARES
Reator refrigerado por gás (GCR e HTGR)
temperaturas de operação mais elevadas, e portanto maior rendimento
como moderador emprega-se geralmente grafite puro e como refrigerante
o anidrido carbônico (CO2) ou o hélio
como combustível pode utilizar-se urânio natural ou enriquecido
gases apresentam vantagens e desvantagens
REATORES NUCLEARES
5. REATOR A ÁGUA PRESSURIZADA
O reator a água pressurizada (PWR) é utilizado como base de
projeto das centrais nucleares do Programa Nuclear Brasileiro e servirá
de exemplo para a descrição dos componentes principais de um reator
nuclear.
Reatores Nucleares existentes em Angra
Os Reatores Nucleares de Angra dos Reis são do tipo PWR
(Pressurized Water Reactor), porque contém água sob alta pressão. O
urânio, enriquecido a 3,2% em urânio-235, é colocado, em forma de
pastilhas de 1 cm de diâmetro, dentro de tubos (“varetas”) de 4m de
comprimento, feitos de uma liga especial de zircônio, denominada
“zircalloy”.
REATORES NUCLEARES
5. REATOR A ÁGUA PRESSURIZADA
Varetas de Combustível (1a barreira)
As varetas, contendo o urânio, conhecidas como Varetas de
Combustível, são montadas em feixes, numa estrutura denominada
ELEMENTO COMBUSTÍVEL.
REATORES NUCLEARES
5. REATOR A ÁGUA PRESSURIZADA
Barras de Controle
Na estrutura do Elemento Combustível existem tubos guias, por
onde podem passar as Barras de Controle, geralmente feitas de cádmio,
material que absorve nêutrons, com o objetivo de controlar a reação de
fissão nuclear em cadeia. Quando as barras de controle estão totalmente
para fora, o Reator está trabalhando no máximo de sua capacidade de
gerar energia térmica. Quando elas estão totalmente dentro da estrutura
do Elemento Combustível, o Reator está “parado” (não há reação de
fissão em cadeia).
REATORES NUCLEARES
5. REATOR A ÁGUA PRESSURIZADA
Vaso de Pressão do Reator (2a barreira)
Os Elementos Combustíveis são colocados dentro de um grande
vaso de aço, montado sobre uma estrutura de concreto, com cerca de 5 m
de espessura.
REATORES NUCLEARES
5. REATOR A ÁGUA PRESSURIZADA
Circuito Primário
O Vaso de Pressão contém a água de refrigeração do núcleo do
reator (os elementos combustíveis). Essa água fica circulando quente pelo
Gerador de Vapor, em circuito, isto é, não sai desse Sistema, chamado de
Circuito Primário. Angra 1 tem dois Geradores de Vapor; Angra 2 tem
quatro. A água que circula no Circuito Primário é usada para aquecer
uma outra corrente de água, que passa pelo Gerador de Vapor.
Circuito Secundário
A outra corrente de água, que passa pelo Gerador de Vapor para ser
aquecida e transformada em vapor, passa também pela turbina, em forma
de vapor, acionando-a. É, a seguir, condensada e bombeada de volta para
o Gerador de Vapor, constituindo um outro Sistema de Refrigeração,
independente do primeiro. O sistema de geração de vapor é chamado de
Circuito Secundário.
REATORES NUCLEARES
REATORES NUCLEARES
REATORES NUCLEARES
5. REATOR A ÁGUA PRESSURIZADA
Edifício do Reator (4a barreira)
O Edifício do Reator, construído em concreto e envolvendo a
Contenção de aço, é a quarta barreira física que serve para impedir a
saída de material radioativo para o meio ambiente e, além disso, protege
contra impactos externos (queda de aviões e explosões).
REATORES NUCLEARES
REATORES NUCLEARES
7. CONCLUSÃO
A produção de energia através de usinas nucleares, como toda
técnica, apresenta vantagens e desvantagens, e a apropriada ponderação
entre esses fatores é determinante de sua viabilidade e exeqüibilidade.
A exploração da energia nuclear permite a geração de eletricidade a
partir de um sistema compacto operando a alta potência, características
que tornam importante o uso desta fonte energética.
Por outro lado, o rejeito de usinas nucleares é radioativo, o que em
associação ao “fantasma” de um acidente nuclear, acarretam problemas
de ordem técnica e social, pela dificuldade de se obter a aceitação popular.
Decisões a respeito da aplicação de energia nuclear dentro de um
planejamento energético devem considerar aspectos de segurança,
produtividade, confiabilidade, operacionalidade, impacto ambiental e
outros.
O domínio da tecnologia referente à energia nuclear, e outras
alternativas como energia solar, eólica ou hidrogênio, por exemplo, é
certamente imprescindível.
REATORES NUCLEARES
7. ACIDENTES RADIOLÓGICOS
As atividades nucleares são reguladas por normas
extremamente rígidas e as estatísticas mostram que elas são muito
mais seguras que as convencionais com vários sistemas
redundantes de segurança.
Os raros acidentes mais gravesresultaram principalmente de
falhas humanas que agravaram as conseqüências de falhas de
sistemas.
Mesmo nesses casos, o número real de vítimas foi muito
pequeno, apesar do alarde da imprensa.
Reatores Nucleares – resumo dos 
seus componentes
■ Combustível nuclear: por analogia com os combustíveis fósseis (gás, carvão, petróleo), o material 
físsil é o combustível dos reatores nucleares. Exemplos de materiais físseis são U-235, Pu-239, Pu-
241 e U – 233. Em geral, é constituído de pastilhas cerâmicas de óxido de urânio (UO2), acomodadas 
em tubos selados que formam as varetas de combustível. Diversas varetas compõem um elemento 
combustível que pode ser colocado ou retirado do núcleo do reator. Um outro tipo de combustível, 
denominado de fértil, é aquele que pode ser transformado em físsil através da absorção de nêutrons e 
sofrendo uma série de decaimentos radioativos. Se um reator nuclear for capaz de produzir mais 
combustível físsil do que o fértil que consome será denominado reator produtor (breeder reactor). 
Exemplos de materiais férteis são U-238, Th-232, Pu-240 e Pu-242. 
■ • Moderador: material que desacelera os nêutrons de fissão de modo que possam causar mais fissão. 
Exemplos de moderadores são água comum (água-leve), água-pesada e grafite (carbono). 
■ • Barras de controle: feitas de material absorvedor de nêutrons como cádmio, háfnio ou boro, são 
inseridas ou retiradas do núcleo do reator para controlar a taxa de reação ou interrompê-la. Outros 
sistemas de interrupção incluem a adição de outros absorvedores de nêutrons, geralmente, como 
fluidos ao sistema. 
Reatores Nucleares – resumo dos 
seus componentes
■ • Refrigerante: líquido ou gás que circula através do núcleo do reator de modo a retirar calor dele. 
■ • Refletor: material que circunda o núcleo do reator, podendo ser água, água pesada, grafite ou 
berílio, com a finalidade de refletir nêutrons que escapam do núcleo 
■ • Vaso de pressão ou tubos de pressão: compartimento de aço robusto que contém o núcleo do 
reator e o moderador, ou uma série de tubos que contêm o combustível e conduz o refrigerante 
através do moderador. 
■ • Gerador de vapor: parte do sistema de resfriamento onde o calor do reator é usado para fazer 
vapor para a turbina. 
■ • Barreiras de contenção: estruturas ao redor do núcleo do reator projetadas para protegê-lo de 
agentes externos e, também, para o exterior dos efeitos da radiação (blindagem) ou de qualquer mal 
funcionamento interno. Tipicamente, constituem-se de concreto e aço 
Classificação dos reatores nucleares
■ Os reatores podem ser classificados de diversas formas dependendo dos 
critérios adotados tais como tipo de combustível, moderador, refrigerante, 
velocidade dos nêutrons, finalidades, etc. Por exemplo, com relação a sua 
finalidade, podem ser classificados em: 
– • Reatores de potência: destinam-se a gerar energia elétrica em usinas nucleares, 
para uso geral; 
– Reatores de teste e pesquisa: usados em universidades e institutos de tecnologia 
para a condução de pesquisa, desenvolvimento e ensino em praticamente todos os 
campos da ciência incluindo física, química, biologia, medicina, biologia, 
arqueologia e meio ambiente, além da produção de radioisótopos; 
– • Reatores de propulsão: usados na propulsão de grandes embarcações como 
– porta-aviões e submarinos. 
Esquema de um reator de propulsão 
PWR
Ciclo do combustivel
■ O ciclo do combustível nuclear é o conjunto de etapas do processo 
industrial que transforma o mineral urânio em estado natural até sua 
utilização como combustível nuclear. 
■ No Brasil, as Indústrias Nucleares do Brasil (INB), como passou a ser 
denominada a antiga Empresas Nucleares Brasileiras S/A. (Nuclebrás), 
a partir de 1988, responde pela exploração do urânio, desde a 
mineração e o beneficiamento primário até a produção e montagem 
dos elementos combustíveis. A INB é uma empresa de economia 
mista, vinculada à Comissão Nacional de Energia Nuclear - (CNEN) e 
subordinada ao Ministério da Ciência e Tecnologia. Está presente nos 
estados da Bahia, Ceará, Minas Gerais e Rio de Janeiro. A Nuclebrás 
Equipamentos Pesados S.A. (Nuclep), criada em 1975, fabrica 
componentes pesados do circuito primário para usinas nucleoelétricas. 
A Eletrobrás Termonuclear S.A. (Eletronuclear), criada em 1997, atua 
nas áreas de projeto, construção e operação de usinas nucleares como 
Angra I, Angra II e futuramente, Angra III. 
■ A primeira etapa do ciclo do combustível consiste na mineração e 
beneficiamento do minério de urânio que é um metal encontrado em 
formações rochosas da crosta terrestre. No Brasil, atualmente, a 
mineração é feita em Caetité – BA. Durante o beneficiamento, o urânio 
é extraído do minério, purificado e concentrado sob a forma de um sal 
(U3O8) de cor amarela, conhecido como "yellowcake". 
■ Na seqüência, o urânio sob a forma de yellowcake (Figura 4-14) é 
dissolvido e purificado, obtendo-se então o urânio nuclearmente puro. 
A seguir, é convertido para o estado gasoso, o hexafluoreto de urânio 
(UF6), para permitir a transformação seguinte: o enriquecimento 
isotópico. A operação de enriquecimento do urânio tem por objetivo 
aumentar a concentração do U-235 acima da natural (apenas 0,7%) 
para, em torno de 3% permitir sua utilização como combustível 
nuclear.
Figura 4-14: Processando o yellowcake Fonte: Indústrias 
Nucleares do Brasil (INB). 
■ Diversos processos de enriquecimento têm sido desenvolvidos mas apenas 
dois, difusão gasosa e centrifugação, estão sendo usados comercialmente. Em 
ambos, o gás UF6 é usado. UF6 é uma material sólido à temperatura ambiente 
e se torna gás apenas em elevadas temperaturas. 
■ Os diferentes níveis de enriquecimento requeridos para uma aplicação 
específica do combustível nuclear são especificados pelo consumidor: 
combustível de reator de água leve normalmente é enriquecido a 4 % de U-
235, mas urânio enriquecido a baixas concentrações também é solicitado. 
Difusão gasosa e centrifugação são as tecnologias de enriquecimento mais 
comumente empregadas. A difusão gasosa consiste de uma série de 
membranas semi-porosas (barreiras de difusão) que permite a passagem das 
moléculas mais leves de 235UF6 numa taxa mais rápida do que as moléculas 
mais pesada de 238UF6. Este tratamento diferencial aplicado através de um 
grande número de estágio de difusão, progressivamente permite o aumento da 
concentração de U-235 em relação ao U-238. na tecnologia da difusão gasosa, 
a separação obtida pelos estágio de difusão é relativamente baixa, e um grande 
número de estágio é necessário para se obter um nível desejado de 
enriquecimento isotópico. Como essa tecnologia requer altos investimentos em 
instalações e também porque consome muita energia elétrica, seu custo global 
é relativamente alto. 
■ No processo de centrifugação, o UF6 é introduzido num cilindro 
(Figura 4-15) que roda a numa série de cilindros. Isso causa a 
separação dos isótopos com o gás se concentrando próximo às paredes 
pobre em U-235 (depletado ou exaurido), e o gás junto ao eixo de 
rotação do cilindro, enriquecido em U-235, devido à sutil diferença 
entre suas massas atômicas. Através de um gradiente de temperatura ao 
longo do cilindro, o UF6 depletado em U-235 flui para cima junto à 
parede do rotor, e o UF6 enriquecido flui para baixo junto ao eixo de 
rotação. O efeito de enriquecimento de uma única centrífuga, assim 
elas devem conectadas em série (Figura 4-16) de modo que o gás seja 
enriquecido gradualmente até o nível requerido. Para fins civis, o 
urânio é enriquecido a 3 - 5 % U-235 enquanto que o urânio depletado 
contém tipicamente 0,2 – 0,3 % de U-235. Para fins militares, o urânio 
requerido contém mais de 20 % de U-235 (altamente enriquecido). A 
tecnologia de centrifugação gasosa também requer capital 
relativamente alto para os equipamentos necessários mas os custos 
com eletricidade são mais baixos do que no processo de difusão 
gasosa.
■ Figura 4-15: Diagrama de centrífuga para enriquecimentoisotópico.
■ Em alguns países, o combustível nuclear queimado é reprocessado 
para se recuperar seu urânio e plutônio, e para reduzir o volume final 
de rejeitos. Onde o urânio recuperado pelo reprocessamento é 
reutilizado, ele deve ser convertido e re-enriquecido. Isto é complicado 
devido à presença de impurezas e de dois novos isótopos em particular: 
U-232 e U-236, que são formados por captura de nêutron no reator. 
Ambos decaem muito mais rapidamente do que U-235 e U-238, e um 
dos filhos de U-232, por sua vez, emite radiação gama muito intensa, o 
que implica na necessidade de blindagem. U-236 é um absorvedor de 
nêutrons que impede a reação em cadeia o que implica na necessidade 
de uma maior concentração de U-235 no produto para compensar. 
Sendo mais leves, ambos isótopos tendem a se concentrar no produto 
re-enriquecido e não no depletado de modo que o urânio reprocessado 
re-enriquecido para ser usado como combustível deve ser segregado do 
urânio enriquecido originalmente.
■ Figura 4-16: Bateria de centrífugas. Fonte: Urenco Ltd.
Ambos os processos de difusão e centrifugação 
podem ser usados para re-enriquecimento 
embora a contaminação impeça sua aplicação 
comercial. 
Em seguida, o gás hexafluoreto de urânio 
(UF6) é transformado ao estado sólido, sob a 
forma de pó de dióxido de urânio (UO2), de 
modo a concentrar o urânio de maneira 
apropriada para sua utilização como 
combustível (Figura 4-17). 
Figura 4-17: Pó de UO2 - Fonte: Indústrias Nucleares do 
Brasil (INB). 
■ A seguir, o dióxido de urânio é preparado 
na forma de pastilhas cilíndricas de mais ou 
menos um centímetro de comprimento e de 
diâmetro, e sinterizadas, isto é, submetidas a 
altas temperaturas para se tornarem 
cerâmicas (Figura 4-18).
■ Figura 4-18: Pastilhas - Fonte: Indústrias 
Nucleares do Brasil (INB).
As pastilhas de dióxido de urânio são seladas em tubos de 
uma liga metálica especial de zircônio (zircalloy), 
formando as varetas de combustível. As varetas de 
combustível são agrupadas e rigidamente posicionadas 
numa estrutura metálica de cerca de 3,5 m de comprimento, 
formada por grades espaçadoras, tubos-guias e dois bocais, 
um inferior e outro superior, denominado de elemento 
combustível (Figura 4-19). Nos tubos-guias serão inseridas 
as barras de controle da reação nuclear. O elemento 
combustível irá compor o combustível no núcleo do reator 
e é, portanto, a fonte geradora do calor para geração de 
energia elétrica, em uma usina nuclear (Figura 4-20). O 
elemento combustível tem baixa radioatividade e pode ser 
manipulado e transportado com segurança. 
Figura 4-19: Elemento Combustível - Fonte: Indústrias 
Nucleares do Brasil (INB). 
Figura 4-20: Vista de um elemento de combustível sendo 
retirado do núcleo do reator. Fonte: Columbia River Basin 
Chapter, Inc. 
■ Após seu ciclo de operação, o reator é desligado para reabastecimento. O 
combustível queimado (usado) é descartado e geralmente armazenado em água 
numa piscina na área do reator. A água proporciona resfriamento (o 
combustível continua a gerar calor como resultado de decaimento radioativo 
residual) e blindagem. Se a capacidade de armazenamento da piscina for 
excedida, o combustível mais antigo pode ser armazenado em módulos de 
armazenamento a seco fora da área do reator. 
■ O combustível descartado de reatores de água leve contém apreciáveis 
quantidade de materiais radioativos físsil (U-235, Pu-239) e fértil (U-238), 
entre outros, e que podem ser separados quimicamente e recuperados. O urânio 
e o plutônio recuperados podem ser, se as condições econômicas e legais 
permitirem, reutilizados como combustível nuclear. 
■ Atualmente, instalações na Europa estão reprocessando combustível queimado 
em reatores europeus e japoneses. Nos Estados Unidos, no entanto, tal 
atividade não é permiti
■ Outros elementos combustíveis
■ O tório, assim como urânio, pode ser usado como combustível num reator nuclear. Embora não seja 
físsil por si mesmo, Th-232 absorve nêutrons lentos para produzir U-233 que é físsil. U-233 
apresenta a vantagem sobre o U-235 e sobre PU-239 de produzir mais nêutrons por nêutron 
absorvido. O Th-232 absorve um nêutron para tornar-se Th-233 que decai normalmente para Pa-233 
e, então, U-233. O combustível irradiado pode ser descarregado do reator, o U-233 separado do tório 
e carregado em ouro reator, como parte de um ciclo de combustível fechado. Problemas incluem (1) 
o alto custo da fabricação do combustível devido, parcialmente, à alta radioatividade do U-233 o qual 
está sempre contaminado como traços de U-232, (2) problemas similares na reciclagem do tório 
devido à alta radioatividade do Th-228, (3) risco de proliferação de armas do U-233 e (4) problemas 
técnicos, ainda não resolvidos satisfatoriamente, no reprocessamento. 
■ Muito desenvolvimento ainda vai ser necessário antes que o ciclo de combustível do tório possa ser 
comercializado mas o esforço requerido parece ser improvável enquanto (ou onde) o urânio ainda for 
disponível. No entanto, o ciclo de combustível do tório apresenta considerável potencial em longo 
prazo já que é bem mais abundante do que o urânio. Seu potencial como regenerador de combustível 
sem a necessidade de reatores de nêutrons rápidos também é promissor. A Índia possui grandes 
reservas de tório e tem planejado seu programa nuclear para utilizá-lo exclusivamente em reatores 
regeneradores rápidos e térmicos.
■ O plutônio não ocorre naturalmente e é produzido a partir da irradiação do U-
238 com nêutrons. Quando U-238 absorve um nêutron, seu isótopo resultante, 
U-239, decai por emissão beta para Pu-239. O plutônio pode, então, ser 
separado quimicamente do urânio para ser usado em armamentos nucleares. 
Pu-239 tem uma maior probabilidade de sofrer fissão do que U-235, e um 
número maior de nêutrons produzidos por fissão, resultando numa massa 
crítica menor. Pu-239 também tem uma taxa menor de emissão de nêutrons 
por fissão espontânea, tornando-o viável para compor uma massa super-crítica 
antes da pré-detonação. Ao capturar um nêutron, no entanto, Pu-239 converte-
se em PU-240 que tem alta taxa de fissão espontânea além de contaminar o 
recém produzido PU-239. Assim, torna-se difícil juntar uma massa supercrítica 
antes que os nêutrons que os nêutrons emitidos por fissão espontânea do Pu-
240 iniciem uma reação em cadeia prematuramente. Desse modo, o plutônio 
para fins bélicos não deve conter mais do que 7 % de Pu-240, o que é obtido 
expondo-se amostras de U-238 a uma fonte de nêutrons por períodos de tempo 
curtos.
■ Pu-238 é um emissor alfa o que o torna uma fonte de calor. De fato, grande 
quantidade de PU-238 pode ferver água. Tal característica, associada a sua 
meia-vida de 87 anos, faz do Pu-238 uma excelente fonte de energia para 
geração de eletricidade em dispositivos que devem funcionar sem manutenção 
direta e por período de tempo equivalente a uma vida humana. 
■ 4.14 Prós e Contras dos Reatores Nucleares 
■ Defensores da energia nuclear usada como fonte de energia ressaltam que essa 
tecnologia não emite poluentes atmosféricos e muito menos resíduos do que 
instalações que utilizam combustíveis fósseis. Obviamente, a menor 
quantidade de resíduos é constituída combustível queimado altamente 
radioativo, o que requer cuidados especiais no seu manuseio e destinação por 
causa do isótopos radioativos de meias-vidas. longas encontrados nos rejeitos
■ Uma outra preocupação é que a tecnologia nuclear 
para aplicações pacíficas possa ser usada para 
produzir material físsil para fins bélicos 
(proliferação nuclear). Embora o urânio 
enriquecido usado na maioria dos reatores 
nucleares não seja suficientemente concentrado 
para a construção de uma bomba, a mesma 
tecnologia usada para enriquecer o urânio pode ser 
empregada para tanto. Além disso, reatores 
regeneradores como o CANDU podem ser usados 
para produzir plutônio para fabricação de bombas.
■ Críticos, por sua vez, afirmam que qualquer benefício para o meioambiente é suplantado pela 
preocupação com a segurança e pelos custos com a construção e operação de centrais elétricas 
nucleares, incluindo deposição de combustível queimado e descomissionamento. 
■ Por causa do risco potencial da radiação, o combustível queimado deve ser estocado em piscinas 
blindadas com água, ou em contêineres ou depósitos a seco até que sua radioatividade decaia 
naturalmente a níveis seguros, o que pode levar dias ou milênios, dependendo do tipo de combustível 
■ Defensores sustentam que a energia nuclear é a única fonte de energia da qual os custos estimados 
para confinamento dos rejeitos e descomissionamento das instalações são explicitamente agregados 
ao custo total da atividade, e que os custos das instalações que empregam combustíveis fósseis são 
inferiores pelo mesmo motivo. Reatores de potência não tÊm vantagens adicionais como, por 
exemplo, produção de radioisótopos, embora a demanda por esse tipo de produto possa ser atendida 
por reatores de pesquisa, relativamente menores e em menor quantidade. 
■ Uma grande desvantagem no uso de reatores é a ameaça de um acidente ou de atentados terroristas 
que resultariam em exposição à radiação, a despeito do excessivo cuidado tomado no projeto de 
sistemas de segurança. 
■ Durante sua operação em condições normais, reatores de fissão produzem gases como I-131 e Kr-85 
que devem ser estocados in loco por várias meias-vidas até que tenham decaído a níveis oficialmente 
seguros. Defensores argumentam, no entanto, que a contaminação radioativa causada por um reator 
em circunstâncias normais é inferior à devida a usinas termoelétricas a carvão.