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PROGRMA DE CIÊNCIAS E TÉCNICAS NUCLEARES DA UNIVERSIDADE
FEDERAL DE MINAS GERAIS
AVALIAÇÃO QUALITATIVA DA IMPLANTAÇÃO DO CICLO DUPIC COM
EXTENSÃO DA QUEIMA NO REATOR PWR
Autor: Alberto da Silva
Orientadora: Dra. Claubia Pereira Bezerra Lima
Área de Concentração: Engenharia Nuclear
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ii
AVALIAÇÃO QUALITATIVA DA IMPLANTAÇÃO DO CICLO DUPIC COM
EXTENSÃO DA QUEIMA NO REATOR PWR
ALBERTO DA SILVA
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iii
UNIVERSIDADE FEDERAL DE MINAS GERAIS
ESCOLA DE ENGENHARIA
AVALIAÇÃO QUALITATIVA DA IMPLANTAÇÃO DO CICLO DUPIC COM
EXTENSÃO DA QUEIMA NO REATOR PWR
ALBERTO DA SILVA
Dissertação apresentada ao Programa de
Ciências e Técnicas Nucleares da Escola de
Engenharia da Universidade Federal de Minas
Gerais, como requisito para obtenção do título
de Mestre em Ciências e Técnicas Nucleares.
Área de concentração: Engenharia Nuclear.
Linha de Pesquisa: Ciclos Alternativos de
Combustíveis.
Orientadora: Dra. Claubia Pereira Bezerra Lima
BELO HORIZONTE
2006
iv
AGRADECIMENTOS
• à Deus, por todo o bem e por toda a graça que Ele nos concede;
• ao CNPq e à CAPES, pelo financiamento do projeto de pesquisa;
• à professora Dra. Cláubia Pereira, minha orientadora, pela paciência, dedicação e
profissionalismo dispensados ao longo deste trabalho;
• a todos os Professores deste Departamento pelo acolhimento fraterno e o
profissionalismo manifestado nas relações com os alunos;
• às secretárias Márcia e Nancy pela dedicação e profissionalismo manifestados no
atendimento aos alunos;
• às bibliotecárias do CDTN, pela atenção e profissionalismo manifestados no
atendimento aos pesquisadores;
• aos colegas, pelo apoio e conforto;
• aos meus filhos Alan, Alberto, Ana Karolina e a minha esposa Ildete, pela
compreensão e ajuda em todos os momentos;
• a todos os meus amigos e familiares, que contribuíram de forma significativa na
realização deste trabalho;
v
RESUMO
Este trabalho apresenta um estudo da viabilidade neutrônica da extensão da queima
do combustível nuclear em reator PWR e da reutilização de parte do material descarregado
deste como combustível para um outro reator do tipo CANDU através de simulações
numéricas utilizando o código WIMSD-5B.
Foi inicialmente simulada a queima de 33.000 MWd/t do combustível UO
2
puro
enriquecido a 3,2% de
235
U, e a queima extendida de 45.000 MWd/t para o combustível
UO
2
puro, com enriquecimentos de 3,5%, 4,0% e 5,0%, no reator PWR. Os materiais
descarregados do PWR foram submetidos à simulação de armazenamento por um período
de cinco anos, submetidos ao reprocessamento AIROX e o material resultante desta
simulação foi utilizado na fabricação do combustível para reator CANDU; em seguida,
realizou-se a simulação de queima do novo combustível, no CANDU.
Foram avaliados durante o processo de queima nos reatores PWR E CANDU os
seguintes parâmetros: fator de multiplicação infinito (k
inf
), coeficiente de temperatura do
combustível (α
TF
), coeficiente de temperatura do moderador (α
TM
) e a razão fluxo
rápido/fluxo total. Também foram avaliadas as composições iniciais e finais dos referidos
combustíveis nos processos de queima referidos acima.
Os resultados apresentados demonstraram que os combustíveis analisados podem
ser utilizados nos reatores PWR e CANDU sem a necessidade de alterações dos referidos
reatores.
vi
ABSTRACT
This work presents a study of neutronics viability of the nuclear fuel extended burn
up in PWR reactor and the reutilization of part of this discharged material as a fuel for
another CANDU reactor type by numerical simulations using WIMSD-5B code.
It was simulated a fuel bur up of 33,000 MWd/t for UO
2
pure with enrichment of
3.2% and a fuel extended bur up of 45,000 MWd/t for UO
2
pure with enrichments of 3.5%,
4.0% and 5.0% on PWR reactor. The PWR discharged materials were submitted to the
simulation of deposition for a five years period, submitted to AYROX recycling and the
resulting material was utilized on CANDU fuel manufacture. The new fuel burn up
simulation was done afterwards.
During fuel burn up process on PWR and CANDU reactors the following items
were evaluated: infinite medium multiplication factor, k
inf
, fuel temperature coefficient of
reactivity, α
TF
, moderator temperature coefficient of reactivity, α
TM,
and the ratio rapid
flux/total flux. They were evaluated else the beginning and ending fuel compositions.
The presented results showed that analyzed fuels can be used on PWR and
CANDU reactors without the necessity of change on the design of these reactors.
vii
SUMÁRIO
Lista de Figuras______________________________________________________ IX
Lista de Tabelas______________________________________________________ X
Lista de Abreviaturas e Siglas___________________________________________ XI
Lista de Símbolos_____________________________________________________ XII
1. Introdução_____________________________________________________ 1
2. Revisão Bibliográfica ____________________________________________ 8
2.1 Introdução
2.2 O Reator Angra II e o Reator de Embalse________________ 9
2.2.1 O Reator Angra II___________________________________ 9
2.2.2 O Reator CANDU__________________________________ 11
2.2.2.1 A Célula do Combustível do Reator CANDU_______ 11
2.3 O Combustível Nuclear a Partir do Minério_____________________ 12
2.4 Integração dos Ciclos dos Combustíveis dos Reatores PWR e CANDU 16
2.4.1 Os Ciclos Avançados e os Reatores CANDU_____________ 16
2.4.2 Os Ciclos DUPIC e TANDEN_________________________ 17
2.4.2.1 O Ciclo DUPIC_______________________________ 17
2.4.2.2 O Ciclo TANDEN_____________________________ 18
2.5 O Código WIMS – D5B_____________________________________ 19
2.5.1 Estrutura Geral de Entrada do WIMS-D5B________________ 19
2.6 Parâmetros Neutrônicos Avaliados_____________________________ 20
3. Combustíveis Estudados e Procedimentos Adotados_____________________ 24
3.1 Descrição do Procedimento Adotado____________________________ 24
3.2 O Combustível de Angra II____________________________________ 25
3.2.1 A Geometria__________________________________________ 25
3.2.2 A Composição Inicial do Combustível______________________ 25
viii
3.2.3 A Homogeneização da Vareta de Combustível_______________ 26
3.2.4 As Simulações de Queima no Reator PWR__________________ 26
3.3 O Combustível do Reator CANDU______________________________ 27
3.3.1 A Geometria__________________________________________ 27
3.3.2 A Composição do Combustível___________________________ 27
3.3.3 A Homogeneização_____________________________________ 28
3.3.4 O Combustível Reprocessado para o Reator CANDU__________ 29
3.3.5 A Simulação da Queima no Reator CANDU_________________ 29
4. Resultados e Análises_______________________________________________ 30
4.1 Introdução__________________________________________________ 30
4.2 Resultados Obtidos a Partir das Simulações no Reator PWR___________ 30
4.2.1 Fator de Multiplicação Infinito ___________________________ 30
4.2.2 Coeficiente de Temperatura do Combustível – α
TF
____________ 32
4.2.3 Coeficiente de Temperatura do Moderador – α
TM
____________ 32
4.2.4 Endurecimento do Espectro – Razão Fluxo Rápido/Fluxo Total 33
4.3 Resultados Obtidos a Partir das Simulações do Reator CANDU_______ 34
4.3.1 Fator de Multiplicação Infinito____________________________ 35
4.3.2 Coeficiente de Temperatura do Combustível – α
TF
___________ 36
4.3.3 Coeficiente de Temperatura do Moderador - α
TM
____________ 37
4.3.4 Endurecimento do Espectro Razão Fluxo Rápido/Fluxo Total___ 38
4.4 Composição Final do Combustível______________________________ 42
4.4.1 Composição do Combustível Padrão do Reator CANDU_______ 42
5. Conclusões e Recomendações________________________________________ 41
ix
LISTA DE FIGURAS
FIGURA 2.1 Núcleo do Reator PWR_________________________________ 08
FIGURA 2.2 Elemento Combustível Típico do Reator PWR_______________ 09
FIGURA 2.3 Distribuição do Canal de Combustível do Reator CANDU – 6 __ 11
FIGURA 2.4 Ciclo Direto – Reator PWR______________________________ 15
FIGURA 2.5 Ciclo Direto – Reator CANDU___________________________ 15
FIGURA 2.6 Ciclo DUPIC_________________________________________ 18
FIGURA 3.1 Unidade de Célula Utilizada nas Simulações com WIMS_______ 29
FIGURA 3.2 Vista Frontal do Canal de Combustível do Reator CANDU_____ 30
FIGURA 4.1 Fator de Multiplicação Infinito – Reator PWR________________ 34
FIGURA 4.2 Coeficiente de Temperatura do Combustível – Reator PWR_____ 35
FIGURA 4.3 Coeficiente de Temperatura do Moderador – Reator PWR______ 37
FIGURA 4.4 Razão Fluxo Rápido x Fluxo Total – Reator CANDU__________ 38
FIGURA 4.5 Fator de Multiplicação Infinito – Reator CANDU_____________ 39
FIGURA 4.6 Coeficiente de Temperatura do Combustível – Reator CANDU__ 40
FIGURA 4.7 Coeficiente de Temperatura do Moderador – Reator CANDU___ 41
FIGURA 4.8 Razão Fluxo Rápido/Fluxo Total – Reator CANDU___________ 42
FIGURA 4.9 Composição Isotópica do Combustível Descarregado do PWR___ 43
FIGURA 4.10 Composição Isotópica do Combustível Descarregado do CANDU_45
x
LISTA DE TABELAS
TABELA 2.1 Características do Reator PWR da Usina Angra 2_________ 10
TABELA 2.2 Características do Reator CANDU-6 da Usina Embalse____ 13
TABELA 4.1 Composição Isotópica do Urânio Natural _______________ 42
xi
LISTA DE ABREVIATURAS E SIGLAS
AIROX Atomic International Reduction and Oxidation
Mas Actinídeos Menores
BOL Begin of Life
EOL End of Life
BWR Boiling Water Reactor
CANDU Canadian Deuterium Uranium Reactor
CEA Commissariat à l’Energie Atomique
CNPq Conselho Nacional de Pesquisa
EEUFMG Escola de Engenharia da Universidade Federal de Minas Gerais
ENU Departamento de Engenharia Nuclear
EOL End of Life
GCR Gas Cooled Reactor
HFP Hot Full Power
HTR High Temperature Reactor
HWR Heavy Water Reactor
HZP Hot Zero Power
IAEA International Atomic Energy Agency
LLFPs Produtos de Fissão de Longa Vida
LWGR Ligh Water Reactor (moderado à grafite)
LWR Ligh Water Reactor
MA Minor actinide
NEA Nuclear Energy Agency
PCM Parte Por Cem Mil
PPM Parte por Milhão
PWR Pressurised Water Reactor
WIMS Winfrith Improved Muti-group Scheme
xii
LISTA DE SÍMBOLOS
α
TF
Coeficiente de Temperatura do Combustível
α
TM
Coeficiente de Temperatura do Moderador
φ
rap.
/ φ
total
Razão Fluxo rápido/Fluxo total
k
inf
Fator de Multiplicação Infinito
k
eff
Fator de Multiplicação Efetivo
Cap. I – Introdução
1
CAPÍTULO I - INTRODUÇÃO
A intensificação do uso da energia elétrica, originada principalmente pela
industrialização e a urbanização dos países em desenvolvimento, acentuada pelo aumento
da população e o emprego ostensivo de equipamentos eletroeletrônicos em vários setores
das atividades humanas, têm contribuído de forma decisiva para o aumento na demanda por
energia. Estima-se que as atuais fontes de energia não são suficientes para suprir o mundo
até o final do século XXI
[1]
. Este fenômeno tem levando as empresas do setor a buscarem
soluções que respondam adequadamente, a médio e longo prazo, a tal necessidade.
Utilizada em vários países, a geração de energia elétrica através do processo
termonuclear tem contribuído de forma eficaz para o atendimento ao crescente aumento da
demanda energética
[2]
. Este processo consiste basicamente na utilização de reatores
nucleares de potência para a produção de energia elétrica. A energia térmica produzida no
núcleo do reator, por fissão nuclear, é utilizada na produção de vapor que, através de uma
turbina, é convertida em energia elétrica. Entre os modelos comerciais, o reator PWR é o
mais utilizado atualmente
[3]
. Segundo dados da IAEA - Agência Internacional de Energia
Atômica, cinqüenta e nove por cento dos reatores comerciais em funcionamento no mundo
atualmente são do tipo PWR.
1. Objetivo
Este trabalho tem como objetivo estudar, avaliar e simular, com o código WIMSD –
5B, o ciclo DUPIC no sentido de: estender a queima no reator PWR de 33.000 MWd/t para
45.000 MWd/t modificando a composição inicial do combustível utilizado de 3,2% para
3,5%, 4,0% e 5,0%, reaproveitar o combustível descarregado deste reator, pela reciclagem
e reutilização do mesmo, em um outro reator do tipo água pesada PHWR (CANDU).
Cap. I – Introdução
2
1.1 Justificativa
A busca de processos, que ofereçam maior eficiência e segurança na produção de
energia, nasce da necessidade de resposta ao crescente aumento do consumo energético,
aliada ao crescente risco de proliferação nuclear. Este fato tem levado os pesquisadores à
pesquisa e ao desenvolvimento de novas alternativas para a produção de energia nuclear: os
chamados ciclos avançados do combustível nuclear.
Os ciclos avançados buscam, além da melhor utilização do combustível, pela
extensão da queima do mesmo, a reutilização do combustível já queimado em um dado
reator, no próprio ou em um outro de características diferentes, pois o combustível nuclear
mesmo depois de queimado ainda apresenta grande potencial energético.
A extensão da queima do combustível proporciona uma maior economia de recursos
energéticos e redução do impacto ambiental, uma vez que o combustível permanece em
atividade por um período mais longo dentro do reator. Para que isso aconteça, é necessário
que o enriquecimento inicial do combustível seja maior do que no ciclo convencional. Tal
aumento mantém o fator de multiplicação infinito em nível adequado para a manutenção da
reação em cadeia ao longo do processo de queima.
Entre os reatores nucleares comerciais em operação, os modelos PWR e CANDU
apresentam características que permitem a reutilização do combustível queimado. Depois
de ser descarregado do PWR, o combustível queimado pode ser reprocessado e reutilizado
tanto no PWR quanto no reator CANDU. Este trabalho simula a reutilização do
combustível descarregado do reator PWR no reator CANDU.
Entre os ciclos do combustível nuclear que fazem reaproveitamento do material
descarregado de um reator do tipo PWR em outro do tipo PHWR, os ciclos DUPIC e
TANDEM foram destacados por não fazerem a separação química do urânio e do plutônio,
o que confere aos mesmos um caráter não proliferante.
No ciclo TANDEM, o combustível descarregado de um reator PWR, é submetido a
uma descontaminação química, onde são retirados do combustível queimado os produtos de
fissão, elementos altamente ativos e alguns absorvedores neutrônicos; sem que ocorra a
separação do urânio e do plutônio. Em seguida, através da diluição de urânio natural ou
Cap. I – Introdução
3
empobrecido, monta-se o novo combustível com características próprias para reator
PHWR.
No ciclo DUPIC (Direct Use of PWR fuel in CANDU), o combustível descarregado
de um reator PWR é utilizado diretamente na construção de um novo combustível, sem a
prévia extração dos produtos de fissão, apenas alguns materiais gasosos são retirados
através do reprocessamento AIROX. Em relação aos ciclos convencionais este ciclo
apresenta as seguintes vantagens: melhor aproveitamento do combustível queimado, menor
volume de resíduos radioativos e barreira não proliferante devido aos elementos ativos
presentes no combustível reprocessado.
O ciclo DUPIC foi selecionado para este trabalho por aproveitar melhor o material
descarregado do reator PWR, na construção do novo combustível: no processo AIROX
apenas materiais gasosos são eliminados.
A utilização da energia nuclear apenas para fins pacíficos e o tratamento adequado
dispensado aos rejeitos nucleares conferem à mesma, credibilidade e viabilidade. É
importante registrar que, no processo de reciclagem proposto neste trabalho,
(reprocessamento AIROX), a separação química do urânio e do plutônio será evitada, o que
reduzirá de forma significativa o risco de proliferação nuclear. Este trabalho, portanto,
busca atender às necessidades emergentes.
1.2 Metodologia
Este trabalho foi desenvolvido obedecendo às seguintes etapas:
• Elaboração de uma pesquisa bibliográfica sobre o tema de interesse, no caso:
ciclo do combustível nuclear, ciclos avançados do combustível nuclear, ciclo
TANDEM ciclo DUPIC, concentrando a atenção no ciclo DUPIC, que é objeto
deste trabalho.
• Foram selecionadas as usinas Angra II (PWR), no Brasil, e Embalse (CANDU-
6), na Argentina, como padrões de referência.
Cap. I – Introdução
4
• Foi também selecionado o combustível UO
2
enriquecido a 3,2% do reator Angra
II, como padrão de referência para o PWR e urânio natural como padrão de
referência para o reator CANDU.
• Procedeu-se a homogeneização da célula combustível, da forma retangular
(Padrão Angra II) para o equivalente cilíndrico (utilizado pelo código WIMS).
• O combustível de Angra II foi inicialmente submetido à simulação de queima de
33.000 MWd/t, utilizando-se o código WIMSD-5B, em seguida resfriado por
cinco anos e reprocessado através da técnica AIROX.
• O combustível original do reator CANDU, (urânio natural), foi também
submetido à simulação de queima e o resultado foi adotado como padrão de
referência para a avaliação da queima do combustível reprocessado.
• A partir do material resultante da queima e resfriamento do combustível padrão
da usina Angra II, montou-se o combustível para o reator CANDU e procedeu-
se à simulação de queima do mesmo, através do código WIMSD-5B.
• Este procedimento permitiu avaliar o comportamento do combustível padrão do
reator PWR através de todo ciclo DUPIC. Os resultados obtidos neste processo
foram comparados aos resultados apresentados pela simulação de queima do
urânio natural.
• A seguir, alterando-se o enriquecimento inicial do combustível padrão da usina
Angra II de 3,2% para 3,5%, procedeu-se à simulação de queima estendida de
33.000 MWd/t para 45.000 MWd/t.
• O material descarregado desta queima foi também submetido ao resfriamento de
cinco anos e ao reprocessamento AIROX.
• A partir do material reprocessado montou-se o combustível para o reator
CANDU e procedeu-se à simulação da queima nas mesmas condições do
combustível padrão.
• Este procedimento permitiu avaliar o comportamento do combustível padrão de
Angra II enriquecido a 3,5% através do ciclo DUPIC.
• O mesmo procedimento foi repetido para o combustível padrão de Angra II
enriquecido a 4% e 5%, a saber: simulação da extensão de queima, resfriamento
do material descarregado por cinco anos, separação de materiais gasosos
Cap. I – Introdução
5
(processo AIROX), montagem do combustível CANDU, simulação da queima e
registro da composição final do material descarregado.
• O comportamento dos combustíveis, através do ciclo DUPIC, foi avaliado, com
a simulação de queima nos dois reatores (PWR e CANDU), com base na
variação dos parâmetros: k
inf
, φ
rápido
/ φ
total
, α
TM
e
α
TF
que representam
respectivamente: fator de multiplicação infinito, endurecimento do espectro,
comportamento da reatividade do sistema em relação às temperaturas do
moderador e do combustível respectivamente.
Cap. II – Revisão Bibliográfica
6
CAPÍTULO II – REVISÃO BIBLIOGRÁFICA
2.1 Introdução
De acordo com as fontes consultadas
[3]
, reatores nucleares comerciais de potência,
em funcionamento atualmente, que utilizam urânio como combustível principal, podem ser
agrupados em duas categorias básicas: os reatores a água leve e a gás, que são alimentados
com urânio enriquecido; e os reatores a água pesada: alimentados com urânio natural. A
principal diferença entre essas duas concepções de reatores se manifesta na composição
isotópica do urânio utilizado como combustível e no tipo de material empregado como
moderador.
Entre os reatores a água leve, este trabalho destaca o reator a água pressurizada
(PWR) por ser o tipo de usina nuclear adotado pelo Brasil. Os reatores PWR requerem, na
sua alimentação, combustível UO
2
com enriquecimento inicial da ordem de 3% de
235
UO
2
e
utilizam água leve como moderador
[5,16]
.
Entre os reatores a água pesada este trabalho destaca o modelo CANDU-6 por
apresentar características favoráveis à integração entre o seu ciclo de combustível e o ciclo
de combustível do reator PWR. Este reator pode ser alimentado com urânio natural (0,71%)
ou urânio levemente enriquecido e utiliza água pesada como moderador
[7]
.
Como opção para integração entre os ciclos dos combustíveis dos reatores PWR e
CANDU-6, destacam-se os ciclos DUPIC e TANDEM, que reutilizam o combustível
descarregado de um reator de água leve (PWR) em um reator de água pesada do tipo
(CANDU).
O urânio enriquecido a 3,5%, depois de queimado e descarregado dos reatores
PWR, ainda apresenta percentual de material físsil da ordem de 1,5% (0,90% de
235
UO
2
e
0,6% de plutônio físsil), aproximadamente o dobro do enriquecimento do urânio natural
[5,16]
, que apresenta enriquecimento da ordem de 0,71% de material físsil. Portanto, o
combustível descarregado dos reatores PWR, ainda apresenta em sua composição isotópica,
material físsil suficiente para alimentar outros reatores, em particular os do tipo CANDU.
Durante a irradiação do combustível no núcleo do reator ocorre a formação de
radioisótopos como: produtos de fissão, actinídeos e produtos de ativação. Alguns desses
Cap. II – Revisão Bibliográfica
7
isótopos são grandes absorvedores neutrônicos, razão pela qual não podem fazer parte da
composição do novo combustível que será montado a partir do material descarregado. A
armazenagem desse material, por cinco anos, tem como objetivo principal eliminar parte
desses isótopos que possuem período de meia vida pequeno, como é o caso do
133
Xe (5,27
dias), mas não apresenta eficácia na eliminação de outros isótopos cujos períodos de meia
vida são longos como é o caso do
129
I (1,7 x 10
7
anos). Faz-se necessário, portanto, a
aplicação do reprocessamento AIROX, ao material descarregado, para que ocorra a
separação (integral ou parcial) de alguns desses materiais.
Entre os ciclos destacados, o ciclo DUPIC foi selecionado para este trabalho por
apresentar melhor aproveitamento do material reprocessado (uso direto do combustível do
PWR no reator CANDU) e maior segurança (a não separação do urânio do plutônio) o que
satisfaz a salvaguarda internacional.
Depois de armazenado por cinco anos e submetido em seguida ao reprocessamento
AIROX o material descarregado do reator PWR torna-se adequado para a confecção do
novo combustível para o reator CANDU.
A integração dos ciclos dos combustíveis nucleares entre os reatores PWR e
CANDU mostra-se teoricamente viável, uma vez que o material descarregado do primeiro
reator, depois de submetido a tratamento adequado apresenta características que atendem às
necessidades do novo combustível.
Esse processo pode proporcionar benefícios que vem de encontro às necessidades
atuais como: economia de matéria prima, redução do impacto ambiental e da produção de
rejeitos; em função da extensão da queima e da reutilização do combustível descarregado.
.
2.2 O Reator Angra II (PWR) e o Reator de Embalse (CANDU)
2.2.1 O Reator Angra II (PWR)
[1]
A usina Angra II é constituída de um reator a água pressurizada PWR, tendo como
refrigerante e moderador água leve distribuída em quatro circuitos que compõem o circuito
Cap. II – Revisão Bibliográfica
8
primário da usina. O núcleo do reator é constituído de 193 arranjos idênticos de geometria
quadrada, simetricamente distribuídos, contidos no vaso de pressão, conforme Fig. 2.1.
Fig. 2.1 Núcleo do Reator PWR
Cada arranjo é composto por um conjunto de varetas combustíveis formando um
conjunto de 16 x 16 = 256 posições; destas, 236 posições são ocupadas por varetas
combustíveis, enquanto 20 são destinadas a outros fins tais como: instrumentação e
controle. Veja Fig. 2.2.
Cap. II – Revisão Bibliográfica
9
Fig. 2.2 Elemento Combustível Típico do Reator PWR
O primeiro núcleo do reator Angra II, segundo FSAR Angra 2, era constituído de
193 arranjos combustíveis com enriquecimento diferenciado em três categorias. Existiam
dois tipos de varetas de combustível: varetas contendo UO
2
puro e varetas parcialmente
preenchidas com veneno queimável Gd
2
O
3
. Existiam também, 61 arranjos de controle,
contendo cada um 20 barras de controle, 84 arranjos contendo veneno queimável do tipo
Gd
2
O
3
inserido na matriz de urânio, estas varetas serviam para a compensação da
reatividade. Quanto ao percentual de enriquecimento, as varetas de combustível
apresentavam inicialmente três valores distintos: 1,9%, 2,5% e 3,2% de
235
U. As varetas de
combustível de menor enriquecimento, 1,9%
235
U, eram concentradas na periferia do
núcleo do reator, enquanto as varetas de maior enriquecimento ocupavam a parte interna.
Esta distribuição que reduz o fluxo de nêutrons rápidos através do vaso. A Tabela 2.1
apresenta dados relevantes do reator PWR da usina Angra II.
Cap. II – Revisão Bibliográfica
10
Tabela 2.1 – Características do reator PWR da Usina Angra II
[1]
Descrição Dimensão Potência zero Plena potência
1. Núcleo do reator
Potência térmica do núcleo
Número de elementos combustíveis
Número de varetas de controle no núcleo
Temperatura média no canal
Temperatura média da vareta de combustível
Temperatura média do revestimento
Comprimento médio das varetas
Diâmetro equivalente do núcleo
MW
0
C
0
C
0
C
mm
m
0
193
61
20
20
20
3.900,0
3,605
3.765,0
309,5
600
345
3.916
3,624
2. Elementos combustíveis
Arranjo
Número de elementos combustíveis
Número varetas combustíveis por elemento
combustível
Passo do elemento combustível
Passo da vareta de combustível
Densidade do combustível (20
0
C)
mm
mm
g/cm
3
16x16-20
193
236
230
14,3
10,40
231,1
14,3
Cap. II – Revisão Bibliográfica
11
2.2.2 O Reator CANDU
Fig. 2.3 – Distribuição do Canal de Combustível do Reator CANDU – 6
[5]
O reator CANDU (Canada Deuterium Uranium) foi desenvolvido no Canadá na
década de 50, sendo um reator refrigerado e moderado por água pesada e que utiliza como
combustível o urânio natural (UO
2
). Devido às suas características construtivas o reator
CANDU permite recarga de combustível em operação, ou seja, não há necessidade de se
desligar o reator para fazer uma nova recarga.
O CANDU apresenta um projeto modular com canais de combustível construído
num arranjo quadrado.
1. O Moderador – As principais características que se espera de um material
moderador é que o mesmo apresente uma baixa seção de choque de absorção e um
Cap. II – Revisão Bibliográfica
12
alto poder de moderação, ou seja: que o mesmo possa termalizar o nêutron no
menor número de colisões possível sem absorvê-lo. A água pesada, moderador
utilizado pelo CANDU, proporciona ao mesmo, uma boa economia de nêutrons
devido a estas características.
2. O Refrigerante – Em todos os modelos comerciais é utilizado água pesada como
refrigerante o que proporciona uma boa transferência de calor e economia de
nêutrons.
3. O Conceito de Tubo de Pressão – Foi desenvolvido inicialmente para substituir o
vaso de pressão do reator, no entanto, o tubo de pressão apresentou várias vantagens
operacionais e de segurança. O refrigerante e o moderador são fisicamente
separados. O moderador fica isolado do tubo de pressão pela calândria o que
proporciona ao mesmo baixa temperatura e pressão. O conceito de tubo de pressão
permite a troca do combustível à plena carga, o que dispensa a necessidade de
parada para recarga. A Tabela a 2.2 apresenta dados sobre o reator da usina
argentina de Embalse, constituída de um reator do tipo CANDU-6.
Cap. II – Revisão Bibliográfica
13
Tabela 2.2 – Características do Reator CANDU-6 da Usina Embalse
[5]
1. Núcleo
Tipo de reator
Potência elétrica nominal
Potência térmica (refrigerante)
Potência térmica (incluindo moderador)
Potência específica
Temperatura do moderador
Temperatura do refrigerante na entrada do núcleo
Temperatura do refrigerante na saída do núcleo
Pressão do refrigerante
Raio do núcleo ativo
Número de canais
Geometria
Passo dos canais
CANDU-6
608 MW
2005 MW
2105,5 MW
34,77 MWd/ton
71
0
C
266
0
C
305
0
C
10 Mpa
314,27 cm
380
Quadrada
28,575 cm
2. Características do elemento combustível
Máxima potência
Numero de varetas por elemento combustível
Arranjo de varetas
830 KW
37
Hexagonal
Cap. II – Revisão Bibliográfica
14
2.3 O Ciclo do Combustível Nuclear
Para atingir a composição isotópica adequada para o uso como combustível nuclear,
o urânio deve ser submetido a um processo de beneficiamento. Depois de ser minerado,
separado e concentrado o urânio é armazenado sob a forma de uma pasta amarelada que
recebe o nome de “yellowcake” – U
3
O
8
, uma mistura de óxido de urânio, cuja composição
é de aproximadamente 70 a 80% de urânio. No passo seguinte o U
3
O
8
pode ser submetido a
dois processos distintos: no primeiro, através do processo de redução com hidrogênio, este
material pode ser transformado em UO
2
, que é compactado em pastilhas (“pallets”) e
utilizado na montagem do combustível para reatores que são alimentados com urânio
natural; no segundo, o urânio natural pode ser enriquecido com isótopos de U
235
para
alimentar reatores que utilizam urânio enriquecido como combustível; nesse caso, o
“yellowcake” é primeiro transformado em hexafluoreto de urânio (UH
6
), o qual é
submetido ao processo de enriquecimento (que pode ser difusão gasosa, centrifugação ou
método AVLI). No caso específico dos reatores de água leve, como os reatores PWRs, o
urânio recebe enriquecimento da ordem de 3,5% de
235
U.
Após ser submetido ao processo de queima, o combustível típico de um reator de
água leve (PWR), que apresentava um percentual físsil inicial da ordem de 3,5% de
235
U,
passa a apresentar um percentual físsil, depois de descarregado, de aproximadamente 1,5%
(sendo 0,9% de
235
U e 0,6% de Pu)
[9]
. Portanto, o combustível descarregado do reator de
água leve, no caso do reator PWR, apresenta ainda uma composição de material físsil duas
vezes maior se comparado com o urânio natural, o que mostra a possibilidade de
reutilização do mesmo, em um reator do tipo água pesada.
É importante salientar que o combustível retirado, tanto dos reatores de água leve
quanto dos de água pesada, mesmo depois de queimado, ainda apresenta um grande
potencial energético. Os ciclos convencionais extraem apenas parte da energia contida no
combustível.
O melhor aproveitamento do potencial energético do combustível poderá reduzir o
impacto sobre variáveis globais tais como: esgotamento das reservas, produção de rejeitos
radioativos e custo da energia produzida. A utilização de ciclos alternativos, denominados
Cap. II – Revisão Bibliográfica
15
ciclos avançados, também pode contribuir de forma significativa para o melhor
aproveitamento deste potencial.
A forma mais simples de utilização do combustível nuclear em um reator comercial
de potência é o ciclo direto (“once throught”): somente combustível novo entra no reator;
uma vez utilizado, o combustível é removido permanentemente para armazenagem em
piscinas internas na própria usina e posterior disposição final e/ou reprocessamento. As
Figuras 2.4 e 2.5 mostram diagramas esquemáticos de ciclos diretos para os reatores PWR e
CANDU.
FIGURA 2.4 – Ciclo direto – PWR
FIGURA 2.5 – Ciclo direto – CANDU
No ciclo direto grande parte do conteúdo energético do combustível permanece no
mesmo depois da queima
[4,8]
, existindo, portanto, a possibilidade de melhoria deste
processo. Os ciclos avançados buscam a otimização do uso do combustível nuclear.
Alguns países como a França, Japão e a Coréia do Sul
[10]
já se encontram em
processos bem avançados de reciclagem e reprocessamento de combustível nuclear.
Mineração
Conversão Enriquecimento
Fabricação
do
Combustível
Irradiação
Combustível
descarregado
Disposição Final
Urânio natural
Conversão
Fabricação
do
Combustível
Irradiação
Combustível
descarregado
Disposição Final
Cap. II – Revisão Bibliográfica
16
2.4 Integração dos Ciclos dos Combustíveis dos Reatores PWR e CANDU
O fato dos reatores PWR utilizarem urânio enriquecido como combustível e os
reatores CANDU utilizarem urânio natural possibilita a integração dos ciclos dos
combustíveis desses dois reatores da seguinte forma: o combustível descarregado de um
reator PWR, depois de passar por um reprocessamento, pode ser reutilizado em um reator
CANDU.
2.4.1 Os Ciclos Avançados e os Reatores PWR e CANDU
2.4.1.1 Os Ciclos Avançados
A utilização do ciclo direto do combustível nuclear (“once throught”), tanto nos
reatores de água leve, quanto nos reatores de água pesada, apresenta-se como uma forma
tradicional de gerenciamento, denominado ciclo convencional.
O emprego do reprocessamento e da extensão da queima do combustível nuclear
possibilitaram uma otimização na utilização do referido combustível, características
atribuídas aos ciclos avançados do combustível nuclear.
2.4.1.2 Os Ciclos Avançados e Os reatores PWR
Por serem reatores a água leve os PWRs adotam o ciclo de combustível baseado em
urânio enriquecido, podendo ser utilizado o ciclo convencional: o urânio enriquecido em
torno de 3,2% de
235
U é submetido a queima aproximada de 33 MWd/T ou fazer opção
pelos ciclos avançados que podem aumentar a queima para valores superiores a 33 MWd/T
e aumentar também o enriquecimento inicial para valores acima de 3,2% de
235
U, além da
utilização de técnicas de reprocessamento do combustível nuclear.
Cap. II – Revisão Bibliográfica
17
2.4.1.3 Os Ciclos Avançados e os Reatores CANDU
As características neutrônicas dos reatores CANDU possibilitam a utilização do
urânio natural como combustível. Tais reatores mantêm a reatividade necessária para operar
por meio de recargas contínuas do núcleo, apresentando um baixo inventário físsil, um alto
ganho de conversão e uma boa economia neutrônica; o que torna esse tipo de usina uma
opção interessante para implementação dos ciclos avançados.
Ao longo dos anos, a operação das centrais nucleares tem acumulado importantes
quantidades de material físsil (plutônio e urânio) nos elementos combustíveis irradiados.
Nos países onde a necessidade de reprocessamento ainda não é imperiosa e os preços do
urânio ainda estão muito abaixo dos valores necessários para tornar o reprocessamento
competitivo, o destino a ser dado aos rejeitos nucleares ainda não foi definido. Fatores
como os assinalados acima contribuem de forma negativa para a implementação em curto
prazo dos ciclos avançados.
2.4.2 Os Ciclos DUPIC e TANDEM
2.4.2.1 O Ciclo DUPIC
No ciclo DUPIC, (Direct Use of PWR Fuel in CANDU), o combustível
descarregado de um PWR, (reator de água leve); é utilizado na fabricação de um novo
combustível, cujas características atendem às especificações do reator CANDU: depois de
queimado, o material descarregado do PWR é submetido ao reprocessamento AIROX, onde
a separação química do urânio e do plutônio e a extração dos produtos de fissão são
evitadas, apenas alguns isótopos gasosos são eliminados em sua totalidade ou em parte. Em
seguida, processa-se a montagem do novo combustível. A não extração dos produtos de
fissão e a não separação do urânio e do plutônio conferem a este processo um caráter não
proliferante. A Figura 2.6 mostra o diagrama esquemático do ciclo DUPIC, que envolve os
reatores PWR e CANDU.
Cap. II – Revisão Bibliográfica
18
FIGURA 2.6 Ciclo DUPIC
No processo DUPIC o combustível descarregado do reator PWR apresenta-se com
aproximadamente 1,5%
[9]
de material físsil, o que inviabiliza a utilização deste nos próprios
reatores PWRs, uma vez que tais reatores utilizam combustível com enriquecimento da
ordem de 3,2% de material físsil; porém o conteúdo físsil desse material é suficiente para o
uso em reatores do tipo CANDU, pois os mesmos utilizam combustível com
enriquecimento da ordem de 0,7% (urânio natural). Pode-se então afirmar que o
combustível descarregado do reator PWR apresenta na sua composição isotópica inicial,
percentual de material físsil superior a do combustível padrão utilizado pelo reator
CANDU. Portanto, o combustível descarregado do reator PWR, devidamente reprocessado,
poderá ser utilizado como combustível para o reator CANDU.
Este ciclo apresenta-se como uma alternativa importante para o gerenciamento do
combustível descarregado das usinas PWR atuais. Pode-se destacar como vantagem
imediata, a eliminação da necessidade de disposição direta do material descarregado dos
reatores PWR devido ao reprocessamento do mesmo; a redução do consumo de matéria
prima, uma vez que o combustível do reator CANDU passa a ser fabricado a partir do
material descarregado do reator PWR.
De acordo com a fonte consultada
[9]
o ciclo DUPIC apresenta uma economia de
30% no consumo de urânio natural e 70% de redução no montante do combustível
descarregado, quando comparado com o ciclo direto.
O ciclo DUPIC apresenta também algumas desvantagens como: a temperatura
elevada e a radioatividade presente no material descarregado do primeiro reator (PWR),
exigem que o processo de fabricação do novo combustível seja feito por via remota;
Mineração
Conversão Enriquecimento
Fabricação
do
Combustível
Irradiação
PWR
Material
descarregado
Disposição Final
Fabricação do Combustível
DUPIC
Irradiação
(CANDU)
Material
descarregado
Disposição Final
Cap. II – Revisão Bibliográfica
19
durante o reprocessamento AIROX ocorre liberação de gases de fissão e uma grande
quantidade de pequenas partículas de material radioativo que exigem tratamento adequado.
Este processo apresenta, além do caráter não proliferante, uma melhor razão entre a
energia produzida e o volume de combustível consumido, comparado aos ciclos
tradicionais. Como resultado espera-se uma otimização no processo de geração de energia
com a conseqüente redução da produção de rejeitos nucleares.
A Figura 2.6 mostra o diagrama esquemático do ciclo DUPIC, que envolve os
reatores PWR e CANDU.
2.4.2.2 O Ciclo TANDEM
Assim como o ciclo DUPIC, também o ciclo TANDEM visa a buscar alternativas
que possibilitem a otimização do uso do combustível nuclear e a redução da produção de
rejeitos radioativos nos processos termonucleares.
No ciclo TANDEM, faz-se a partir do combustível descarregado de um reator do
tipo PWR, com técnica de coprocessamento, uma descontaminação química, sem separar o
plutônio do urânio, procede-se à diluição com urânio empobrecido e fabrica-se o novo
combustível.
[9]
A descontaminação química consiste em eliminar os produtos de fissão do
combustível irradiado, que são muitas vezes elementos altamente ativos e absorvedores
neutrônicos.
2.5 – O Código WIMSD-5B
O WIMSD-5B (Winfrith Improved Multi-Group Scheme - versão D-5B), faz parte
da família de códigos WIMS, um dos sistemas de códigos mais populares para cálculos de
reatores nucleares. É um código geral para cálculo de célula de combustível nuclear que
permite tratar várias geometrias e arranjos. Permite realizar também cálculos neutrônicos
com diferentes métodos e graus de aproximação.
Cap. II – Revisão Bibliográfica
20
Na simulação de queima do combustível o programa fornece valores de parâmetros
neutrônicos importantes tais como: fator de multiplicação infinito, k
∞
, fator de
multiplicação efetivo, k
eff
; além dos fluxos de nêutrons total, rápido e térmico, que
permitem avaliar a variação da reatividade e o endurecimento do espectro. A reatividade é
função do fator de multiplicação k e indica o afastamento relativo do reator do estado
crítico de operação. O endurecimento do espectro indica o percentual de nêutrons rápidos
presentes no combustível, quanto maior esse percentual, mais endurecido se torna o
espectro, apresentando as seguintes características: maior probabilidade de fuga devido ao
aumento da energia média dos nêutrons, maior probabilidade de desgaste do vaso de
contenção (devido ao ataque dos nêutrons rápidos) e menor probabilidade de fissão térmica
devido ao maior percentual de nêutrons rápidos. O WIMS disponibiliza cada parâmetro ao
usuário de acordo com a configuração de entrada.
2.5.1 Estrutura Geral de Entrada de Dados do WIMSD-5B
O código WIMS apresenta uma entrada de formato geral. Cada item consiste de
uma palavra-chave, seguida de uma entrada digital separada por um ou mais espaços
consecutivos. Em geral a palavra-chave não deve conter espaços.
A rotina de entrada do código lê os primeiros quatro caracteres da linha e, se esses
são reconhecidos como palavra-chave, os dados seguintes são lidos e interpretados.
Cada comando pode ocupar mais de uma linha, para que isto aconteça é necessário
que a linha seja encerrado com o caractere “$” indicando que o comando continua na linha
seguinte. Linhas iniciadas com asterisco são consideradas pelo código como um
comentário.
A entrada de dados do WIMS é dividida em três seções que são lidas em três partes
distintas do código. A primeira seção denominada “PRELUDE DATA”, serve para fixar os
parâmetros como tipo de arranjo, seqüência de cálculo, número de grupos para solução da
equação de transporte, especificação dos materiais e outros. Esta seção é lida pela sub-
rotina “PRELUDE” e termina com a palavra-chave “PREOUT’ ou ”ENDP“. Veja exemplo
abaixo:
Cap. II – Revisão Bibliográfica
21
PRELUDE DATA
CELL 7 *“CLUSTER”
SEQUENCE 1 * DSN
NGROUP 69 2 * MAIN TRANSPORT SOLUTION/REACTION EDIT # OF GROUPS
NMESH 30 * #MESH POINTS IN MAIN TRANSPORT ROUTINE
NREGION 8 3 * #ANNULI/#ANNULI CONTAINING RODS
NMATERIAL 10 3 * #MATS/#MATS UNDERGOING BURNUP
NRODS 19 -6 100 11 3 3 1
PREOUT * (D5B = ENDP)
A segunda seção contém a descrição geral do caso a ser rodado. É lida pela sub-
rotina “DATAG” e, no primeiro processo de cálculo, começa com a palavra-chave
“INICIATE” e termina com a palavra-chave “BEGINC”. Veja exemplo abaixo:
INITIATE
* GEOMETRY DATA
ANNULUS 1 0.911150 1
ANNULUS 2 2.410680 1
ANNULUS 3 3.971620 1
ANNULUS 4 4.250 1
ANNULUS 5 4.5720 3
ANNULUS 6 5.080 4
ANNULUS 7 5.2080 9
ANNULUS 8 14.688680 2
CRAIG
ARRAY 1 1 1 0. 0.
ARRAY 2 1 6 1.650 0.
ARRAY 3 1 12 3.187550 0.26179940
RODSUB 1 1 0.712470 5
RODSUB 1 2 0.715010 10
RODSUB 1 3 0.756920 8
RODSUB 2 1 0.712470 6
RODSUB 2 2 0.715010 10
RODSUB 2 3 0.756920 8
RODSUB 3 1 0.712470 7
RODSUB 3 2 0.715010 10
RODSUB 3 3 0.756920 8
* COMPOSITION DATA
* m.1= coolant - heavy water - 3002: deuterium in d2o
* 3001: hydrogen in h2o
* 6016: oxygen
MATERIAL 1 0.866322 531.66 3 3002 20.073030 $
3001 0.022377 $
6016 79.90459
* m.2= moderator - heavy water - 3002: deuterium
* 3001: hydrogen
* 6016: oxygen
MATERIAL 2 1.10066 310.96 4 3002 20.073030 $
3001 0.022377 $
6016 79.90459
* m.3= pressure tube - zry2
MATERIAL 3 6.57 531.66 4 91 100.
* m.4= gap between press.and cal.tubes
MATERIAL 4 0.0012 421. 4 6016 100.0000
* m.5= fuel rods type 1 - natural uo2
MATERIAL 5 10.0704 780.16 1 8238.0 87.5183 $
2235.0 0.626719 $
234.0 0.00476701 $
6239.0 1.E-20 $
6016 11.85019
* m.6= fuel rods type 2 - natural uo2
MATERIAL 6 10.0704 780.16 1 8238.0 87.5183 $
2235.0 0.626719 $
234.0 0.00476701 $
6239.0 1.E-20 $
6016 11.85019
* m.7= fuel rods type 3 - natural uo2
Cap. II – Revisão Bibliográfica
22
MATERIAL 7 10.0704 780.16 1 8238.0 87.5183 $
2235.0 0.626719 $
234.0 0.00476701 $
6239.0 1.E-20 $
6016 11.85019
* m.8= clad - zry2
MATERIAL 8 6.57 573.16 2 91 100.
* m.9= calandria tube - al
MATERIAL 9 2.7 310.96 4 27 100.
* m.10= gap between comb.and clad
MATERIAL 10 0.0012 780. 2 6016 100.0000
* RESONANCE TREATMENT
REGULAR 1
* CROSS SECTIONS AND FLUX SOLUTION
FEWGROUPS 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 $
21 22 23 24 25 26 27 28 29 30 31 32 33 34 35 36 37 38 39 40 $
41 42 43 44 45 46 47 48 49 50 51 52 53 54 55 56 57 58 59 60 $
61 62 63 64 65 66 67 68 69
MESH 4 4 4 1 2 1 2 12 * #MESH INTERVS.OF EQUAL VOL.IN EACH OF THE ANNULI
S12
* PRINTOUT CONTROL
SUPPRESS 0 0 1 1 1 1 1 1 1 1 1 0 0 0 0 1
* END OF DATA
BUCKLING 0.8650E-04 0.8650E-04 0.8650E-04 0.8650E-04
POWERC 1 12.94 0.0 2
BEGINC
A terceira seção contém o editor de dados, é lida na sub-rotina “DATAR” e também
termina com a palavra-chave BEGINC.
Múltiplos casos podem ser executados sem que haja necessidade de alterar o
“PRELUDE DATA”, para isto é necessário que a alteração dos dados seja seguida da
palavra chave “BEGINC”. Assim, uma seqüência (BEGINC, BEGINC), depois do último
“BEGINC” do cálculo anterior, causa uma repetição destes. Este procedimento é muito
utilizado para cálculos de queima (“burnup”) onde um “BEGINC” duplo é colocado para
executar o próximo passo de queima mantendo os mesmos parâmetros, mas começando
com os isótopos resultantes (já irradiados) da última queima. Veja exemplo abaixo:
BEGINC
MATERIALS
BEGINC
POWERC 1 -1 000 1800 1
BEGINC
MATERIALS
BEGINC
O anexo B apresenta exemplos completos de entradas e saídas para o código WIMS.
Cap. II – Revisão Bibliográfica
23
2.6 – Parâmetros Neutrônicos Avaliados
Para um reator de dimensões infinitas, a criticalidade do processo é função direta do
fator de multiplicação k
∞
, que pode ser expresso pela seguinte equação:
[2].
k
∞
= η.ƒ.ρ.ε (1)
η é a razão entre o número de nêutrons produzidos e o número de nêutrons absorvidos no
combustível durante o processo de fissão e que pode ser expresso pela equação:
η = υ.∑
f
f
/ ∑
a
f
(2)
υ é o número médio de nêutrons emitidos por fissão; ∑
f
f
é a seção de choque macroscópica
de fissão do combustível e ∑
a
f
a seção de choque macroscópica de absorção (fissão +
captura) do combustível.
Voltando à relação inicial ƒ é o fator de utilização térmica, ou seja: a fração de
nêutrons absorvida no combustível, expresso pela seguinte equação:
ƒ = ∑
a
f
/ (∑
a
f
+ ξ. ∑
a
m
.V
m
/V
f
) (3)
V
m
é o volume do moderador e V
f
é o volume do combustível; ∑
a
m
é a seção de choque
macroscópica de absorção do moderador; ξ é o ganho médio de letargia por colisão; p
representa a probabilidade de escape à ressonância, ou seja, a fração dos nêutrons de fissão
que, durante o processo de moderação, passa pela região de ressonância sem serem
absorvidos. O fator p pode ser expresso pela seguinte equação:
p = 1 – (V
f
. N
F
. I / V
m
. ξ . Σ
s
m
) (4)
onde N
F
é a densidade atômica do material fértil; isto é, número de átomos de
material fértil por unidade de volume do combustível; ξ é o ganho médio de letargia por
Cap. II – Revisão Bibliográfica
24
colisão, ou seja a perda média de energia por colisão; Σ
s
m
é a seção de choque
macroscópica média de espalhamento do moderador e I é a integral de ressonância, dada
pela equação:
I =
(
)
(
)
∫
E
dEEE
φσ
, onde
( )
.
1
E
E
αφ
(5)
onde σ
σσ
σ(E) é a seção de choque microscópica de absorção de nêutrons com energia E.
Por último, aparece na equação (1), o fator de fissão rápida ε, que representa a
probabilidade de fissão provocada por nêutrons rápidos. O fator ε pode ser expresso como a
razão entre o número total de nêutrons de fissão (rápidos e térmicos) e o número de
nêutrons de fissão térmica.
A liberação de energia térmica pelo processo de fissão nuclear ocorre quando um
isótopo físsil absorve um nêutron e se fissiona. A continuidade do processo é função da
qualidade do elemento físsil e da população de nêutrons disponível. É condição necessária
para a continuidade do processo que o número de nêutrons liberados numa reação de fissão
seja em número suficiente para induzir outra reação, possibilitando assim uma reação em
cadeia.
A razão entre o número de nêutrons de uma geração e o da geração anterior, no
processo de fissão nuclear, denominado fator de multiplicação (k), determina o nível de
criticalidade do sistema e pode ser expresso pela seguinte relação:
1
2
N
N
k ≡
, (6)
Onde:
N
2
– População de nêutrons de uma dada geração,
N
1
– População de nêutrons da geração anterior.
O parâmetro k pode também ser expresso pela relação:
)(
)(
tL
tP
k ≡
, (7)
Onde:
Cap. II – Revisão Bibliográfica
25
P(t) – Taxa de nêutrons produzidos no instante t,
L(t) – Taxa de nêutrons perdidos no instante t.
Assim, dependendo do valor do parâmetro k, tem-se:
k < 1 – Sistema subcrítico,
k = 1 – Sistema crítico,
k > 1 – Sistema supercrítico.
Um outro fator importante para análise do comportamento do reator é a reatividade,
ρ, que determina a proximidade relativa do valor de k do estado crítico no instante t.
A reatividade ρ pode ser expressa pela seguinte equação:
ρ
k
k 1
−
≡
(8)
É importante acompanhar a variação da reatividade quando o fator de multiplicação
k varia, por exemplo, do estado k
1
para o estado k
2
. Ou seja:
∆ρ = ρ
1
- ρ
2
=
1
1
2
2
11
k
k
k
k −
−
−
=
12
12
.kk
kk −
, (9)
ou:
∆ρ = 10
5
12
12
.
kk
kk −
(10)
onde
∆ρ
é a expressão da reatividade em pcm (partes por cem mil).
A reatividade de um reator é função de parâmetros tais como o fator de utilização
térmica e a probabilidade de escape à ressonância, que variam com a temperatura. Assim,
pode ser verificado que uma variação na potência do reator, implica na variação da
temperatura, que se reflete na variação da reatividade. O acompanhamento dos fatores
coeficiente de reatividade de temperatura do combustível,
α
TF,
e coeficiente de reatividade
de temperatura do moderador,
α
TM
, permitem uma avaliação do comportamento da
reatividade do reator.
Cap. II – Revisão Bibliográfica
26
O coeficiente de reatividade de temperatura é definido como:
α
T
= (1 / k
∞
)(
∂
k
∞
/
∂
T) (11)
Lembrando a equação (1),
α
T
, pode ser escrito como:
α
T
= (1/
ε
)(
∂ε
/
∂
T) + (1/
ρ
)(
∂ρ
/
∂
T) + (1/
η
)(
∂η
/
∂
T) + ( 1/f)(
∂
f/
∂
T),
∂
T corresponde à variação da temperatura do combustível, (
α
TF
), ou do moderador, (
α
TM
).
Desta forma,
α
TF
e
α
TM
indicam a variação da reatividade em função da variação da
temperatura do combustível e do moderador, respectivamente.
O aumento da temperatura do combustível provoca, pelo do efeito Doppler, um
alargamento das ressonâncias, aumentando assim a probabilidade de absorções neutrônicas
nas ressonâncias, reduzindo o fluxo térmico, atuando de forma negativa na reatividade de
temperatura do combustível. Esta realimentação negativa confere ao reator a capacidade de
estabilização diante de um aumento na temperatura do combustível.
De forma similar, um aumento na temperatura do moderador, reduz a densidade do
mesmo, reduzindo assim o seu poder de moderação. O fluxo térmico diminui em função da
redução na moderação induzindo redução da reatividade e da temperatura, o que também
caracteriza uma realimentação negativa, que possibilita a estabilização do sistema diante de
um aumento na temperatura do moderador.
Assim, ambos os coeficientes de reatividade de temperatura
α
TF
e
α
TM
, devem ser
mantidos negativos para possibilitar ao sistema a capacidade de estabilização.
Cap. III – Combustíveis e Procedimento
27
CAPÍTULO III
COMBUSTÍVEIS ESTUDADOS E PROCEDIMENTOS ADOTADOS
3.1 Descrição do Procedimento Adotado
Este capítulo apresenta inicialmente dados referentes à geometria, composição e
simulação da queima do combustível padrão UO
2
com 3,2% de enriquecimento, que
representa um dos combustíveis do primeiro núcleo do reator Angra-II. Os dados obtidos
desta simulação servirão como parâmetro de referência para análise dos resultados
apresentados pela queima do combustível UO
2
depois de submetidos à queima estendida de
45.000 MWd/t..
Em seguida apresenta os dados referentes à geometria, composição e simulação da
queima do combustível padrão do reator CANDU (urânio natural). Os resultados desta
simulação servirão como parâmetro de referência para análise do comportamento do
combustível montado a partir do material descarregado do reator PWR, utilizando
reprocessamento AIROX.
Tanto a simulação de queima do combustível no reator do tipo PWR, quanto à
simulação de queima do feixe de combustível, do reator CANDU6, será realizada
utilizando o código WIMSD-5B.
O aumento do enriquecimento do combustível têm como principal objetivo a
extensão da queima. Devido ao aumento no enriquecimento do combustível o fator de
multiplicação k
inf
deve apresentar elevação suficiente para manter sob controle a reação em
cadeia por um período mais longo. Entretanto, deve-se avaliar o comportamento neutrônico
do sistema, em relação à extensão da queima, para que o mesmo não apresente valores que
possam inviabilizar ou colocar em risco o funcionamento do reator.
Durante a simulação da extensão da queima, os valores dos parâmetros k
inf
,
α
TF
,
α
TM
e a razão
φ
rápido
/
φ
total
, serão registrados e comparados com os valores obtidos da
queima do combustível padrão. O comportamento destes parâmetros pode determinar a
viabilidade neutrônica do processo de extensão da queima.
Cap. III – Combustíveis e Procedimento
28
A partir dos dados obtidos da simulação de queima de 33.000 MWd/v do
combustível UO
2
puro, adotado como padrão de referência para o sistema PWR, foram
avaliados os resultados obtidos da simulação da extensão da queima para 45.000 MWd/t
do mesmo combustível enriquecido a 3,5%, 4,0%, e 5,0%. Depois de cada simulação o
material descarregado foi considerado mantido armazenado por cinco anos e, em seguida,
submetido a reprocessamento AIROX. O material reprocessado foi utilizado na fabricação
de um novo combustível com características compatíveis com o reator CANDU6. Depois
de montado, este combustível foi submetido à simulação de queima no reator CANDU e os
resultados comparados com os obtidos a partir do combustível padrão do reator CANDU.
3.2 Reprocessamento AIROX
Este processo consiste em cortar as varetas combustíveis em pedaços de cerca de
1,25 cm de espessura e submetê-las à atmosfera rica em oxigênio a aproximadamente 400
0
C, quando ocorre a oxidação do UO
2
em U
3
O
8
. Este procedimento leva a um aumento do
volume do material em, aproximadamente, 30%, provocando a ruptura do revestimento e o
estilhaçamento do combustível, o que permite a penetração do oxigênio no interior da
pastilha e propicia a saída dos gases retidos. A seguir faz-se a redução do U
3
O
8
para UO
2
a
aproximadamente 600
0
C em atmosfera de hidrogênio. Repetido por várias vezes este
processo promove a remoção de trítio, criptônio, xenônio, iodo e carbono em 100%; o césio
e o rutênio são eliminados em 90%, enquanto que o telúrio e o cádmio são eliminados em
75%.
3.3 Simulação do Combustível de Angra II
3.3.1 A Homogeneização da Vareta de Combustível PWR
Para possibilitar a simulação do combustível, foi necessário proceder alguns ajustes
de aproximação da célula retangular (Angra II) para célula cilíndrica, modelo utilizado pelo
código WIMSD-5B, para os cálculos neutrônicos.
Considerando os dados
[01]
fornecidos pela usina Angra – II, (Tabela 2.1), foram
feitos ajustes e chegou-se ao seguinte resultado:
Cap. III – Combustíveis e Procedimento
29
r
f
= 0,4583 cm – Raio da pastilha de combustível a plena potência;
r
c (i) = 0,4659 cm – Raio interno do revestimento;
r
c (e) = 0,5285 cm – Raio externo do revestimento;
r
m = 0,8068 cm – Raio externo do moderador.
p = passo do reticulado.
FIGURA 3.1 – Unidade de Célula Utilizada neste Estudo
3.3.4 As Simulações de Queima no Reator PWR
O combustível UO
2
enriquecido a 3,2% será submetido à simulação de queima de
33.000 MWd/t em um reator PWR com características idênticas ao da usina Angra-II e os
dados obtidos desta simulação serão adotados como padrão de referência.
O combustível UO
2
enriquecido a 3,5%, 4,0% e 5,0% será submetido à queima de
45.000 MWd/t (queima estendida). O comportamento dos parâmetros neutrônicos indicará
a viabilidade do processo de extensão da queima.
Cap. III – Combustíveis e Procedimento
30
3.4 Simulação do Combustível do CANDU
3.4.1 A Geometria
A geometria do reator CANDU é organizada segundo a filosofia de canal de
combustível. Um canal de combustível é organizado da seguinte forma: na parte mais
interna encontram-se as varetas de combustível, imersas no refrigerante, envolvidas pelo
tubo de pressão, que as contém; mais externamente, envolvendo o tubo de pressão e
mantendo uma camada de gás em torno deste, encontra-se o tubo da calândria; mais
externamente, envolvendo todo o conjunto encontra-se o moderador. Ver figura 3.2.
FIGURA 3.2 – Vista Frontal do Canal de Combustível do Reator CANDU
3.4.2 A Composição do Combustível
O combustível padrão utilizado no reator CANDU é o urânio natural. Neste
trabalho, além do combustível padrão serão avaliados mais três combustíveis, resultantes
Cap. III – Combustíveis e Procedimento
31
das simulações de queima, no reator PWR. Serão avaliados combustíveis com os seguintes
enriquecimentos e queimas: urânio enriquecido a 3,2%, submetido à queima de 33.000
MWd/t e urânio enriquecido a 3,5%, 4,0% e 5,0% submetidos a queima de 45.000 MWd/t.
Será considerado que cada combustível será reprocessado pela técnica AIROX onde
serão removidos produtos de fissão voláteis e semi-voláteis do combustível irradiado. O
material resultante deste processo será utilizado na confecção do novo combustível para o
reator CANDU. Os resultados obtidos da simulação de queima deste novo combustível
serão comparados aos dados apresentados pela queima do combustível padrão do referido
reator.
3.4.3 A Homogeneização do Elemento Combustível CANDU
Como o código WIMS permite utilizar a opção de simulação do feixe de
combustível, não será necessária a simulação da vareta de combustível separadamente, o
próprio código fará a homogeinização e a condensação das secções e dos grupos
internamente, possibilitando a modelagem mais conveniente do canal de combustível.
Para proceder ao cálculo do elemento combustível dividiu-se o feixe em onze
regiões concêntricas, das quais, as quatro mais internas contêm as barras de combustível e o
refrigerante; envoltas pelo tubo de pressão, pela calândria e pelo moderador
respectivamente.
3.4.4 A Simulação da Queima no Reator CANDU
Além da simulação da queima do combustível padrão do reator CANDU, (urânio
natural), foram também simuladas queimas e avaliações dos combustíveis fabricados a
partir dos materiais descarregados do reator PWR resultante das queimas do urânio
enriquecido a 3,2% de
235
U e dos submetidos á extensão da queima com enriquecimentos
de 3,5%, 4,0% e 5% de
235
U , e submetido extensão da queima, descritos no item 3.2.4 – As
Cap. III – Combustíveis e Procedimento
32
Simulações de Queima no Reator PWR. Este procedimento permite avaliar o
comportamento neutrônico dos combustíveis relacionados acima operando no ciclo DUPIC.
Cap. IV Resultados e Analises
33
CAPÍTULO IV
RESULTADOS E ANÁLISES
4.1 Introdução
A partir do combustível de 3,2%
235
U, do reator Angra II e utilizando o código
WIMSD-5B, realizou-se a simulação das principais etapas do ciclo DUPIC, a saber:
composição do combustível (definição do enriquecimento adequado para o sistema PWR),
homogeneização da célula combustível (adequação geométrica da barra de combustível
para o código WIMSD-5B), simulação de queima do combustível em um reator PWR,
análise dos parâmetros neutrônicos, armazenagem do material descarregado por um período
de cinco anos, reprocessamento do material pelo método AIROX, fabricação do
combustível para o reator CANDU, simulação da queima do combustível no referido reator,
registro e análise da composição final do combustível descarregado após a queima.
Este procedimento foi repetido considerando os enriquecimentos de 3,5%, 4,0%,
5,0%, o que permitiu a análise do comportamento neutrônico dos sistemas (PWR e
CANDU) ao longo do ciclo DUPIC, em função do enriquecimento do combustível e da
extensão da queima.
Neste capítulo são apresentados e analisados os resultados obtidos deste processo.
4.2 Resultados Obtidos a Partir das Simulações no Reator PWR
4.2.1 Avaliação do Fator de Multiplicação – k
inf
A Fig. 4.1 mostra o comportamento do fator de multiplicação infinito (k
inf
), dos
seguintes combustíveis:
•
UO
2
puro enriquecido a 3,2%, do PWR Angra-II, adotado como padrão de
referência para este trabalho.
Cap. IV Resultados e Analises
34
•
UO
2
puro enriquecido a 3,5%, 4,0% e 5,0% - combustíveis PWR
submetidos à extensão de queima.
Pode-se observar que, para UO
2
enriquecido a 3,2%, o fator de multiplicação k
inf
varia de 1,39 (início do processo de queima) a 0,97 (final do processo), submetido à queima
de 33.000 MWd/t; enquanto o UO
2
enriquecido a 5,0% apresenta valores de k
inf
entre 1,48,
no início do processo e 1,01 no final do processo, quando submetido à queima de 45.000
MWd/t. Os enriquecimentos de 3,5% e 4,0% apresentam valores intermediários como
mostra o gráfico da figura 4.1. Todos esses casos foram calculados sem a inserção de boro
no moderador.
Fator de multiplicação x Queima
0,9
1
1,1
1,2
1,3
1,4
1,5
1 3 5 7 9 11 13 15 17 19 21 23 25 27 29 31 33 35 37 39 41 43 45
Queima k(MWd/t)
Kinf
UO2 - 3,2% UO2 - 3,5% UO2 - 4,0% UO2 - 5,0%
FIGURA 4.1 – Fator de multiplicação k
inf
– reator PWR
De acordo com o gráfico da Figura 4.1, apenas o combustível UO
2
puro com
enriquecimento inicial de 5,0 % mantém o fator de multiplicação infinito maior do que um
ao longo de toda a extensão da queima para 45.000 MWd/t, apontando a possibilidade de se
estender a queima de 33.000 MWd/t para 45.000 MWd/t. É importante observar que o
aumento do enriquecimento inicial do combustível implica no aumento da reatividade
Cap. IV Resultados e Analises
35
inicial exigindo adequação dos mecanismos de controle de reatividade. Tal controle pode
ser conseguido com a adição de venenos queimáveis.
Os valores apresentados pelo fator de multiplicação k
inf
foram obtidos a partir da
saída fornecida pelo código WIMSD-5B após simulação de queima conforme modelo de
entrada apresentado pelo Anexo B.1.
4.2.2 – Avaliação do Coeficiente de Temperatura do Combustível –
α
TF
Pode ser observado na Figura 4.2 que, para o UO
2
enriquecido a 3,2% - combustível
padrão - o coeficiente de temperatura
α
TF
apresenta valores negativos ao longo de todo o
ciclo (33.000 MWd/). Porém, para a queima de 45.000 MWd/t apenas o UO
2
enriquecido a
5,0%, em função da sua composição isotópica, mantém o coeficiente de temperatura do
combustível negativo ao longo de todo o processo. Como pode ser observado na Figura 4.2
o coeficiente de temperatura, para o combustível UO
2
enriquecido a 5,0%, varia de –34,30
(início do ciclo) para –5,6 (final do ciclo).
Coeficiente de temperatura do combustível
-40
-35
-30
-25
-20
-15
-10
-5
0
5
10
15
1 3 5 7 9 11 13 15 17 19 21 23 25 27 29 31 33 35 37 39 41 43 45
Queima MWd/t
Coef. de Temp. do combustível
UO2 - 3,2% UO2 - 3,5% UO2 - 4,0% UO2 - 5,0%
FIGURA 4.2 – Coeficiente de Temperatura do Combustível – Reator PWR
Cap. IV Resultados e Analises
36
Os valores relativos ao coeficiente de temperatura do combustível
α
TF
foram obtidos
a partir da equação (10):
∆ρ
= 10
5
12
12
.
kk
kk −
; neste caso simulou-se um aumento de 10 graus
na temperatura do combustível mantendo-se o moderador e o refrigerante à temperatura
constante.
4.2.3 Coeficiente de Temperatura do Moderador – α
TM
A Figura 4.3 mostra o comportamento do coeficiente de temperatura do moderador.
Para o combustível padrão, o coeficiente varia de –15,30; início do processo, para –5,30
final do processo de queima (33.000 MWd/t), enquanto que para o combustível UO
2
enriquecido a 5,0% de
235
U o referido coeficiente varia de -12,20 para –8,10, no final do
processo de queima (45.000 MWd/t). Tal comportamento deve ser atribuído à composição
isotópica deste. É importante observar os combustíveis enriquecidos à 3,5% e 4%
apresentam valores de
α
TM
próximos dos valores apresentados pelo combustível padrão,
mantendo o coeficiente de temperatura do moderador negativos para intervalos de queimas
próximos de 33.000 MWd/t. Apenas o combustível com enriquecimento de 5,0% de
235
U
consegue manter o coeficiente de temperatura do moderador negativo durante toda a
extensão da queima de 45.000 MWd/t. Mais uma vez os resultados indicam que se pode
trabalhar no sentido de otimizar o enriquecimento usado no PWR e obter melhores
resultados do comportamento neutrônico do combustível com um aumento na extensão da
queima.
Cap. IV Resultados e Analises
37
Coeficiente de temperatura do moderador
-40
-35
-30
-25
-20
-15
-10
-5
0
5
1 3 5 7 9 11 13 15 17 19 21 23 25 27 29 31 33 35 37 39 41 43 45
Queima K(MWd/t)
Coef. de temp. do moderador
UO2 - 3,2% UO2 - 3,5% UO2 - 4,0% UO2 - 5,0%
FIGURA 4.3 – Coeficiente de Temperatura do Moderador – Reator PWR
Assim como o coeficiente de temperatura do combustível, o coeficiente de
temperatura do moderador foi calculado com a equação (10):
∆ρ
= 10
5
12
12
.
kk
kk −
; nesta
simulação a temperatura do moderador foi elevada de 10 graus centígrados.
4.2.4 Endurecimento do Espectro – Razão Fluxo Rápido/Fluxo Total
A razão fluxo rápido/fluxo total mostra a evolução do endurecimento de espectro ao
longo da queima. De acordo com a Figura 4.4, a razão fluxo rápido/fluxo total apresenta
valores que variam de 0,76 (início do ciclo) a 0,78 (final do ciclo de queima) para o
combustível padrão. Enquanto que o combustível UO2 enriquecido a 5,0% apresenta
valores que vão de 0,80 (início do ciclo) atinge um máximo de 0,82, chegando a 0,81 no
final do ciclo de queima de 45.000 MWd/t no PWR, o que não chega a comprometer o o
funcionamento do reator, já que os coeficientes de temperatura continuam apresentando
valores negativos. É importante em um estudo posterior avaliar a fuga de nêutrons nestes
casos.
Cap. IV Resultados e Analises
38
Endurecimento do espectro
0,7200
0,7300
0,7400
0,7500
0,7600
0,7700
0,7800
0,7900
0,8000
0,8100
0,8200
0,8300
1 3 5 7 9 11 13 15 17 19 21 23 25 27 29 31 33 35 37 39 41 43 45
Queima MWd/t
Razão Fluxo rápido/Fluxo total
UO2 - 3,2% UO2 - 3,6% UO2 - 4,0% UO2 - 5,0%
FIG. 4.4 – Endurecimento do Espectro – Razão Fluxo rápido/Fluxo total – Reator
PWR
De forma geral pode-se concluir que o enriquecimento de 5%, nos casos estudados,
seria o único para utilização em uma possível extensão de queima. Deve-se ressaltar que
existe a possibilidade de se estender ainda mais a queima, o que resultaria em um benefício,
já que neste caso estar-se-ia otimizando a utilização do combustível.
4.3 Resultados Obtidos a Partir das Simulações do Reator CANDU
Depois de definido o enriquecimento e a montagem do combustível UO
2
, seguido
da simulação de queima de 33.000 MWd/t para o combustível padrão UO
2
puro
enriquecido a 3,2%
235
U e a simulação da extensão da queima de 45.000 MWd/t para o
combustível UO
2
puro enriquecido a 3,5%
235
U, 4,0%
235
U e 5,0%
235
U, no reator PWR;
simulou-se a descarga e armazenamento do combustível queimado por um período de cinco
anos, o que propicia o decaimento de alguns isótopos e o resfriamento do material
descarregado.
Cap. IV Resultados e Analises
39
Na etapa seguinte, submeteu-se o material descarregado ao reprocessamento
AIROX, onde os elementos Trítio, Kriptônio, Xenônio, Iodo e Carbono foram eliminados
completamente, o Césio e o Rutênio em 90% enquanto que o Telúrio e o Cádmio 70%.
O restante do material descarregado foi utilizado na montagem de um novo
combustível com dimensões e enriquecimento isotópico compatíveis com o reator
CANDU6. Em seguida procedeu-se a simulação da queima deste combustível no referido
reator. Esta seqüência caracteriza o ciclo DUPIC, objeto deste trabalho. A seguir são
apresentados os resultados deste processo de simulação.
4.3.1 Avaliação do Fator de Multiplicação k
inf
De acordo com a Figura 4.5, o combustível fabricado com UO
2
puro enriquecido a
5%, submetido à extensão de queima e ao reprocessamento AIROX, apresentou valores de
k
inf
entre 1,12 (início de processo de queima) e 0,95 (final do processo de queima), quando
submetido à simulação de queima de 22.000 MWd/t
[16]
no reator CANDU; enquanto que o
combustível montado a partir do urânio natural apresentou valores de k
inf
entre 1,09 e 0,96,
para o início e final respectivamente do mesmo processo de queima.
Fator de multiplicação x Queima
1
1,05
1,1
1,15
1,2
1,25
1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22
Queima MWd/Kg
Fator de multiplicação
Candu natural Airox3,5% Airox4,0% Airox5,0%
Fig. 4.5 – k
inf
x Queima – Reator CANDU6
Cap. IV Resultados e Analises
40
4.3.2 Coeficiente de Temperatura do Combustível – α
TF
Coeficiente de Temperatura do Combustível
-30
-25
-20
-15
-10
-5
0
1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21
Queima MWd/t
Coef. Temp. do Combustível
Candu natural Airox3,5% Airox4,0% Airox5,0%
Fig. 4.6 – Coeficiente de Temperatura do Combustível – Reator CANDU
O coeficiente de temperatura do combustível
α
TF
, foi avaliado tomando os valores
apresentados pelo fator de multiplicação k
inf
antes e depois de se ter variado de 10
0
C a
temperatura do combustível.
De acordo com a Figura 4.6, o coeficiente de temperatura do combustível
α
TF
varia
entre –25 a –4,6 para combustível urânio natural e entre –7,8 a-2,2 para o combustível
montado a partir do UO
2
puro enriquecido a 5%, depois de queimado no reator PWR e
reprocessado pelo método AIROX.
A redução dos valores apresentados pelo coeficiente de temperatura do combustível,
após o reprocessamento AIROX deve ser atribuída à composição isotópica apresentada
pelo mesmo. É importante observar que todos se mantém negativos durante o processo.
4.3.3 Coeficiente de Temperatura do Moderador - α
TM
Para avaliar o coeficiente de temperatura do moderador foi adotado procedimento
análogo ao utilizado na avaliação do coeficiente de temperatura do combustível, ou seja:
variou-se a temperatura do moderador de 10
0
C e determinou-se o comportamento do fator
de multiplicação antes e depois do acréscimo. É importante observar que apenas os
Cap. IV Resultados e Analises
41
combustíveis urânio natural e AIROX 5% apresentaram valores negativos até 9000MWd/t,
o que possibilita estabilidade do sistema.
É importante observar que o estudo, de forma geral, indica que pode existir um
enriquecimento ideal para ser usado no ciclo DUPIC.
Da Figura 4.7 pode-se observar que a medida que se aumenta o enriquecimento do
combustível do PWR, o coeficiente
α
TM
tende a apresentar valores mais negativos.
Coeficiente de Temperatura do Moderador
-60
-40
-20
0
20
40
60
80
100
120
1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22
Queima K(MWd/t)
Coef. Temp. do Moderador
Urânio natural Airox3,5% Airox4,0% Airox5,0%
Fig. 4.7 – Coeficiente de temperatura do moderador - α
TM
Sugere-se aqui como continuação de trabalho, um aumento na queima do
combustível no PWR, com o enriquecimento de 5% e uma re-análise dos parâmetros
neutrônicos no CANDU quando este combustível, reprocessado por técnica AIROX, é
inserido em seu núcleo. Juntamente, como já proposto anteriormente, pode-se chegar a um
enriquecimento mais adequado para a extensão da queima no PWR e sua utilização no
CANDU após reprocessamento.
Cap. IV Resultados e Analises
42
4.3.4 Endurecimento do Espectro
Razão fluxo rápido/fluxo total
0,0000
0,0005
0,0010
0,0015
0,0020
1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22
Queima MWd/t
Endurecimento do
espectro
Urânio natural Airox3,5% Airox4,0% Airox5,0%
Fig. 4.8 Endurecimento do Espectro – Reator CANDU
O gráfico da Figura 4.7 mostra a razão entre os fluxos rápido/total, que evidencia
um espectro mais endurecido para os combustíveis reprocessados, o que já era esperado,
devido à composição isotópica do referido combustível.
4.4 Composição Final do Combustível
A seguir são apresentadas as composições finais dos combustíveis descarregados
dos reatores PWR e CANDU. O combustível descarregado do PWR foi submetido a cinco
anos de resfriamento, antes de ser reprocessado pelo método AIROX. Este período foi
considerado de forma a atender à necessidade de redução da atividade do combustível
irradiado para facilitar a manipulação.
Nuclídeo Fração em peso
U
235
0,6271
U
238
87,5227
O
2
11,8502
Total 100,0000
Tabela 4.1 – Composição Isotópica do Urânio Natural
4.4.2 Composição do Combustível Descarregado do Reator PWR – Depois de Cinco
Anos de Armazenamento
Cap. IV Resultados e Analises
43
A tabela 4.2 apresenta a composição isotópica do combustível descarregado do
reator PWR. A primeira coluna mostra o resultado obtido a partir do combustível UO
2
puro,
enriquecido a 3,2% e submetido à queima de 33.000 MWd/t; enquanto as demais
apresentam o combustível UO
2
puro enriquecido a 3,5%, 4,0% e 5,0% submetido à
extensão da queima de 45.000 MWd/t.
0
0,2
0,4
0,6
0,8
1
1,2
1,4
PWR 3,5% PWR 3,5% PWR 4,0% PWR 5,0%
U235 U236 Pu238 Pu239 Pu240 Pu241 Pu242
Am241 Am242 Am243 Np237 Np238
Fig. 4.9 Composição Isotópica do Combustível Descarregado do Reator PWR
(% em massa)
Cap. IV Resultados e Analises
44
Pode ser observado que o combustível UO
2
puro submetido aos enriquecimentos de
4,0% e 5,0%, depois de descarregados do reator PWR e armazenados por cinco anos,
apresentam percentual de material físsil suficiente para alimentar reatores do tipo CANDU,
o que já era esperado.
Pode-se observar também que, em conformidade com registro anterior, existe a
possibilidade de estender a queima do combustível UO
2
puro, enriquecido a 5% para
valores superiores a 45.000MWd/t, o que possibilitaria a melhor utilização combustível e
reduziria os percentuais de Actinídeos presentes no combustível final.
4.6.2 Composição do Combustível Descarregado do reator CANDU depois da Queima
de 22.000 MWd/t
A tabela 4.3 mostra o material descarregado do reator CANDU depois de submetido
à queima de 22.000 MWd/t. Pode ser observado que o teor de material físsil no combustível
descarregado ainda é suficiente para manter o processo de queima em função do teor de
material físsil presente no mesmo. O que sugere avaliação da possibilidade de manter o
combustível em atividade por mais tempo no reator.
Comparando as últimas colunas das Tabelas 4.2 e 4.3, pode-se observar que houve
um aumento considerável do teor de
238
Pu e a manutenção do teor dos outros nuclídeos
avaliados. Neste caso pode-se sugerir que após a avaliação do enriquecimento ótimo no
PWR, com a extensão da queima, seja também avaliada a extensão da queima no CANDU,
ou a re-inserção deste combustível no próprio CANDU.
Cap. IV Resultados e Analises
45
0
0,2
0,4
0,6
0,8
1
1,2
1,4
U NATURAL AIROX 5,0%
U235 U236 Pu238 Pu239 Pu240 Pu241
Pu242 Am241 Am242 Am243 Np237 Np238
Fig. 4.10 Composição Isotópica do Combustível Descarregado do Reator
CANDU (% em massa)
Cap. V – Conclusões
46
CAPÍTULO V
CONCLUSÕES
Este trabalho teve como foco principal o estudo da extensão da queima do
combustível para varetas PWR e o reaproveitamento do combustível descarregado deste
reator em outro do tipo CANDU, utilizando a técnica de reprocessamento AIROX.
Para viabilizar a extensão da queima, o enriquecimento inicial do combustível UO
2
,
do reator PWR, foi alterado de 3,2% para 3,5%, 4% e 5% respectivamente. O combustível
enriquecido a 3,2% foi adotado como referencia para o PWR.
O combustível descarregado do reator PWR, depois de ser armazenado por cinco
anos, foi reutilizado na fabricação de um novo combustível próprio para o reator CANDU.
Esse processo caracteriza o ciclo DUPIC.
Foram avaliados os parâmetros neutrônicos k
inf
,
α
TF
,
α
TM
, a razão
φ
rápido
/
φ
total
e a
composição final dos combustíveis descarregados, para cada caso estudado.
Pôde-se constatar um aumento significativo do isótopo
238
Pu, bem como do
236
U.
Foi possível observar que os valores apresentados pelo fator de multiplicação
infinito, k
inf
, referentes aos enriquecimentos de 3,5% (0,9933) e 4,0% (1,0095), não se
afastam significativamente do valor padrão 3,2% (0,9687), apresentando desvios de 0,04%
e 0,03% respectivamente. Para o enriquecimento de 5%, porém, o valor do fator de
multiplicação k
inf
se afasta do padrão em +/-13%; a solução proposta neste caso, é a
utilização de venenos queimáveis para controlar a reatividade inicial, uma vez que o
enriquecimento de 5% se torna necessário para que a extensão da queima seja viabilizada e
o material descarregado do PWR apresente enriquecimento compatível com o padrão
CANDU.
Conforme dados apresentados pela simulação da queima de 22.000 MWd/t, no
reator CANDU, fica evidenciado que o material proveniente da descarga do reator PWR,
reprocessado pela técnica AIROX, apresenta na sua composição isotópica, material físsil
suficiente para alimentar um reator CANDU.
Aspectos observados durante o processo de simulação:
Cap. V – Conclusões
47
•
Ganho energético: o resultado apresentado pela simulação da queima, do
combustível reprocessado, no reator CANDU, confirmou a viabilidade neutrônica
do ciclo DUPIC a partir da extensão da queima do combustível UO
2
enriquecido a
5%.
•
Ganho de material físsil: considerando que na construção do combustível para o
reator CANDU foi utilizado apenas material descarregado do reator PWR, pode-se
afirmar que houve um ganho significativo de matéria prima ao longo do processo.
•
Ganho com armazenagem: todo material descarregado da planta PWR foi
reutilizado na fabricação do novo combustível eliminando a necessidade de
construção e manutenção de depósitos para armazenagem do combustível
queimado.
•
Barreira antiproliferante: a atividade radioativa do material descarregado e a não
separação do urânio do plutônio conferem ao processo uma característica não
proliferante.
•
Preservação da reservas naturais: considerando que o combustível do reator
CANDU foi montado a partir de material reciclado dica eliminada a necessidade de
recorrer às reservas naturais para obtenção de matéria prima nesta etapa do ciclo.
De acordo com os resultados pode ser constatada a viabilidade da extensão da queima
do combustível UO2 puro enriquecido a 5% no reator PWR e a utilização do material
descarregado do mesmo na fabricação de combustível para o reator CANDU, o que
caracteriza o ciclo DUPIC.
ANEXOS
48
ANEXOS
ANEXO A.1 - APROXIMAÇÃO DA UNIDADE DE CÉLULA RETANGULAR
PARA UNIDADE DE CÉLULA CILÍNDRICA.
O reator da Usina Angra-II apresenta elementos combustíveis distribuídos em
arranjo retangular. Para o estudo desenvolvido foi feita uma aproximação
(homogeneização) de um arranjo retangular, para uma distribuição em arranjo cilíndrico.
Na Figura A.1 (fora de escala), p = 14,3mm, é o passo do reticulado. O raio do
moderador r
m
pode ser calculado de forma a aproximar o volume dos dois arranjos
apresentados; r
c
é o raio externo da vareta combustível (pastilha + espaçamento entre
combustível e revestimento + revestimento), enquanto que
r
f
é o raio da pastilha
combustível e
r
m
o raio equivalente do moderador.
Os valores de p, r
f
e r
c
foram retirados do relatório FSAR da Usina AngraII.
Por considerar que a altura das varetas será a mesma para as duas situações, a
aproximação foi feita considerando apenas a área geométrica transversal das figuras.
Figura A1- Homogeneização da Célula Combustível do PWR
Assim, para
P
= 14,3mm, tem-se um valor de
r
m
= 8,0679mm.
ANEXOS
49
Considerando a aproximação acima e os dados fornecidos pelo FSAR de Angra-II,
foram adotados os seguintes valores na composição da célula combustível a ser queimada:
r
f
= 0,4583 cm – Raio externo da pastilha de combustível;
r
c (i) = 0,4659 cm – Raio interno do revestimento;
r
c (e) = 0,5285 cm – Raio externo do revestimento;
r
m = 0,8068 cm – Raio externo do moderador.
ANEXOS
50
B – EXEMPLOS DE ENTRADAS DO WIMSD-5B UTILIZADOS NOS CÁLCULOS
NEUTRÔNICOS E DE QUEIMA
B.1 – Modelo de Entrada Célula de Combustível PWR
CELL 6
SEQUENCE 2
NGROUP 2 2
NMESH 4
NREGION 4
NMAT 4 1
PREOUT
INITIATE
* COMB.UO2,ENR.INI.3.2%,33000MWD/T,DADOS DE ANGRA2
MATERIAL 1 10.40 873.15 1 2235 2.82 8238 85.33 6016 11.85 6239 1E-20
WT700190
MATERIAL 2 6.56 618.15 2 91 100
MATERIAL 3 0.996 582.85 3 3001 11.11 6016 88.89
ANNULUS 1 0.4583 1
ANNULUS 2 0.5000 0
ANNULUS 3 0.5385 2
ANNULUS 4 0.8068 3
FEWGROUPS 27 69
MESH 1 1 1 1
TOLERANCE 1E-3
FUEL -1 1000
POWERC 1 330 3 33
BEGINC
MATERIALS
BEGINC
ANEXOS
51
B.2 – Modelo de Entrada PWR – Queima e Armazenamento do Combustível por
Cinco Anos
CELL 6
SEQUENCE 2
NGROUP 2 2
NMESH 4
NREGION 4
NMAT 4 1
PREOUT
INITIATE
* COMB.UO2, ENR.INI. 5.0%,45000MWD/T,DADOS DE ANGRA2
MATERIAL 1 10.40 873.15 1 2235 4.4072 8238 83.7369$
6016 11.8579 6239 1E-20
MATERIAL 2 6.56 618.15 2 91 100
MATERIAL 3 0.996 582.85 3 3001 11.11 6016 88.89
ANNULUS 1 0.4583 1
ANNULUS 2 0.5000 0
ANNULUS 3 0.5385 2
ANNULUS 4 0.8068 3
FEWGROUPS 27 69
MESH 1 1 1 1
TOLERANCE 1E-3
FUEL -1 1000
POWERC 1 330 3 45
BEGINC
MATERIALS
BEGINC
POWER 1 000 1800 1
BEGINC
MATERIALS
BEGINC
ANEXOS
52
B.3 – Modelo de Entrada do Reator CANDU
* CLUSTER REATOR CANDU6
* *********************
* PREUDE DATA
CELL 7 * CLUSTER (D5B = CLUSTER)
SEQUENCE 1 * DSN
NGROUP 69 3 * MAIN TRANSPORT SOLUTION/REACTION EDIT # OF
GROUPS
NMESH 31 * #MESH POINTS IN MAIN TRANSPORT ROUTINE
NREGION 11 4 * #ANNULI/#ANNULI CONTAINING RODS
NMATERIAL 11 4 * #MATS/#MATS UNDERGOING BURNUP
* NRODS 37 -6 100 11 4 3 1
PREOUT * (D5B = ENDP)
* MAIN DATA
INITIATE
* GEOMETRY DATA
ANNULUS 1 0.831230 1
ANNULUS 2 2.199230 1
ANNULUS 3 3.623250 1
ANNULUS 4 5.056180 1
ANNULUS 5 5.1950 1
ANNULUS 6 5.51180 3
ANNULUS 7 6.35000 4
ANNULUS 8 6.66750 5
ANNULUS 9 16.121710 2
ARRAY 1 1 1 0 0 * RING OF R=0 OF 1 ROD (ANG 0)
ARRAY 2 1 6 1.488440 0 * RING OF R=1.48844 OF 6 RODS (ANG 0)
ARRAY 3 1 12 2.875280 0.261799 * RING OF R=2.87528 OF 12 RODS (ANG
0.2617)
ARRAY 4 1 18 4.33070 0 * RING OF R=4.33070 OF 18 RODS (ANG 0)
RODSUB 1 1 0.58674 6
RODSUB 1 2 0.61240 10
RODSUB 1 3 0.65525 11
RODSUB 2 1 0.603671 7
RODSUB 2 2 0.61240 10
RODSUB 2 3 0.65525 11
RODSUB 3 1 0.603671 8
RODSUB 3 2 0.61240 10
RODSUB 3 3 0.65525 11
RODSUB 4 1 0.603671 9
RODSUB 4 2 0.61240 10
RODSUB 4 3 0.65525 11
* COMPOSITION DATA
* M.1= d2o coolant
MATERIAL 1 1.104676 531.6600 3 3002 20.062 $
3001 0.029 $
6016 79.909
* M.2= external moderator - heavy water - 3002: deuterium
* 3001: hydrogen
* 6016: oxygen-16
MATERIAL 2 1.104676 310.9600 4 3002 20.062 $
3001 0.029 $
6016 79.909
ANEXOS
53
* M.3= pressure tube - al - 1010: boron-10
* 27: aluminium-27
MATERIAL 3 2.700000 531.6600 4 1010 5.7000E-04 $
27 99.99943
* M.4= gap between press.and cal.tubes - o - 6016: oxygen-16
MATERIAL 4 1.40E-03 421.0000 4 6016 100.0000
* M.5= calandria tube - al - 1010: boro-10
* 27: aluminium-27
MATERIAL 5 2.700000 310.9600 4 1010 3.0000E-04 $
27 99.99970
* M.6= fuel rods type 1 - natural uo2 - 8238.0: uranium-238
* 2235.0: uranium-235
* 6016 : oxygen-16
MATERIAL 6 10.550000 780.1600 1 8238.0 87.5227 $
2235.0 0.6271 $
6016 11.8502
* M.7= fuel rods type 2 - natural uo2 - 8238.0: uranium-238
* 2235.0: uranium-235
* 6016 : oxygen-16
MATERIAL 7 10.550000 780.1600 1 8238.0 87.5227 $
2235.0 0.6271 $
6016 11.8502
* M.8= fuel rods type 3 - natural uo2 - 8238.0: uranium-238
* 2235.0: uranium-235
* 6016 : oxygen-16
MATERIAL 8 10.550000 780.1600 1 8238.0 87.5227 $
2235.0 0.6271 $
6016 11.8502
* M.9 = fuel rods type 4 - natural uo2 - 8238.0: uranium-238
* 2235.0: uranium-235
* 6016 : oxygen-16
MATERIAL 9 10.550000 780.1600 1 8238.0 87.5227 $
2235.0 0.6271 $
6016 11.8502
* M.10= gap between fuel and clad - o - 6016: oxygen-16
MATERIAL 10 1.40E-03 680.1600 2 6016 100.0000
* M.11= clad - zr - 91: zyrconium-91
MATERIAL 11 6.550000 573.1600 2 91 100.0000
* CROSS SECTIONS AND FLUX SOLUTION
FEWGROUPS 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 $
21 22 23 24 25 26 27 28 29 30 31 32 33 34 35 36 37 38 39 40 $
41 42 43 44 45 46 47 48 49 50 51 52 53 54 55 56 57 58 59 60 $
61 62 63 64 65 66 67 68 69
MESH 3 3 3 3 1 1 1 1 8 6 1 * #MESH INTERVS.OF EQUAL VOL.IN EACH OF THE
ANNULI
POWERC 1 4 2 22
BEGINC
MATERIALS
BEGINC
BEGINC
Referências Bibliográficas
54
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
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FSAR
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Manager, Reactor Core Physics Branch,
Atomic Energy of
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Implementation of the DUPIC Concept for Spent Nuclear Fuel in the Roc,
Korea Atomic Energy Research Institute, Republic of Korea Janeiro/2000
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Analysis of Nuclear Proliferation Resistance of
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Korea Atomic Energy Research Institute, Korea.
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WHITLOCK Jeremy J.,
The Evolution of CANDU Fuel Cycles and Their
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AECEL-Atomic Energy of Canada
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An Extended Discharge Burnup Optimization
Technique Using Penn Estate’s Fuel Manegment Package and Casmo-
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Nuclear Engineering Departament, The Pennsylvania State
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(14)
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(15)
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P., THIOLLAY N., GUILLOU E.,
Taking Burnup Credit Account in
Criticality Studies: The situation as It is Now and the Prospect for the
Future,
IPSN, CEN Fontenay Aux roses, France. FRAMATOME, 10, rue Juliet
Recamier, France. EDF, Villeurbane Cedex, France.
(16)
TUMINI, LISANDRO LUCIANO PEREZ.
Analisis de Ciclos Directos
Avanzados par Reatores CANDU.
Dissertação de Mestrado, Instituto Balseiro
S. C. de Bariloche. Argentina. junho/1993.
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