ENRIQUECIMENTO DE URÂNIO NO BRASIL

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    01-Jul-2015
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ENRIQUECIMENTO DE URNIO NO BRASIL Desenvolvimento da tecnologia por ultracentrifugao Othon Luiz Pinheiro da Silva[1] Andr Luis Ferreira Marques[2] Introduo Aps as iniciativas do Almirante lvaro Alberto durante os anos 50 de realizar pesquisas cientficas no Brasil, no setor nuclear, o governo brasileiro decidiu investir recursos, j no incio dos anos 70, para dotar o pas de capacitao plena no ciclo do combustvel nuclear, produo de reatores de pesquisa e de potncia e, finalmente, no reprocessamento de combustvel nuclear utilizado nos reatores. Tal linha de ao visava garantir os meios necessrios para o fortalecimento de nossa matriz energtica, com a utilizao dos recursos naturais existentes (minas de urnio e trio, cujas reservas esto entre as maiores no mundo) para a produo de energia eltrica, dentro da viso particular dos programas de desenvolvimento em vigor poca. Dentro deste contexto, previu-se a construo de diversas usinas nucleares, em torno de 56 unidades do tipo PWR (pressurized water reactor). Alm desse motivo, havia a necessidade estratgica de se colocar o setor nuclear do Brasil em grau de desenvolvimento no mesmo patamar que outros pases de mesmo porte estavam perseguindo. Assim, diversas medidas foram tomadas, como a capacitao de pessoal no exterior, formao de empresas estatais para executar as atividades industriais e a criao e o fortalecimento dos institutos de pesquisas. Neste cenrio, em 1975, celebrou-se o Acordo Brasil-Alemanha de cooperao no setor nuclear, onde haveria a transferncia alem de tecnologia e alguns meios para os objetivos mencionados logo acima. Alguns itens derivados deste acordo so a fbrica de construo de reatores da NUCLEP (Nuclebrs Equipamentos Pesados, em Itagua) e a prpria Usina Nuclear de Angra 2, ambos construdos no estado do Rio de Janeiro. No ciclo do combustvel nuclear, a transferncia tecnologia inicialmente prevista para o enriquecimento de urnio era a ultracentrifugao, a qual os alemes j dominavam h alguns anos. No entanto, por presses internacionais, a transferncia ao Brasil desta tecnologia foi vetada, oferecendo-se a alternativa do jet-nozzle, a qual ainda estava em fase de desenvolvimento laboratorial. O motivo de se enriquecer o urnio (aumento do teor de U235 em relao ao que se dispe naturalmente) deve-se ao fato de que a probabilidade de ocorrer a fisso neste elemento qumico ser muito maior do que em outros elementos qumicos (da ordem de mil vezes). Na mesma ocasio (final dos anos 70), a Marinha do Brasil (MB) identificou a necessidade de se operar com submarinos de propulso nuclear, uma vez que estes so vetores com grande poder de dissuaso e vantagem ttica, em funo de seu alto poder de discrio (pode operar muito tempo submerso, dificultando sua deteco por foras aeronavais de superfcie). Por causa da grande densidade de energia de seu reator nuclear, alm de gerar oxignio para sua tripulao, o submarino nuclear pode manter altas velocidades durante muito tempo, permitindo-se patrulhar grandes extenses de mar territorial. importante mencionar que um Pas pretendendo operar submarinos nucleares deve providenciar toda a infra-estrutura necessria (base de apoio, fabricao e manuteno de componentes principais, entre outros), porque a dependncia externa em se obter componentes vitais, tais como o ncleo do reator nuclear naval, uma hiptese descartada, devido vulnerabilidade logstica inerente desse tipo de dependncia. Em passado no muito distante, vimos este tipo de situao no veto de exportao de suprimentos ingleses para a Argentina, durante a Guerra das Malvinas, o que diminuiu em muito a eficcia de sua Marinha. Dentre os diversos mtodos de enriquecimento de urnio (separao isotpica do U 235 em razo maior do que 0,7%, que aquela que se encontra na Natureza), somente dois processos revelam-se atraentes para produo em escala industrial: a difuso gasosa e a ultracentrifugao. No primeiro, comprimi-se o gs hexafluoreto de urnio (UF6) atravs de membranas microporosas, associadas em srie, de forma a se separar o U238 do U235, sendo este ltimo mais interessante para a fisso com nutrons. Na ultracentrifugao, a separao feita pela fora centrfuga agindo nas partculas de UF6, cujo princpio idntico quele que conhecemos em nossa casa, concentrando-se o U238 em uma regio mais externa do que o U235, porque o primeiro mais pesado somente cerca de 1% em relao ao

segundo. Da aparecer o termo ultra centrifugao (operar em velocidades tangenciais muito altas), para separar dois elementos cujas massas so muito prximas. Todos os demais processos (e.g. eletromagntico, colunas trmicas) no se aproximam em termos de eficincia (da ordem de pelo menos 100 vezes) em relao ultracentrifugao, seja pelo consumo elevado de energia e/ou pela gerao de grande quantidade de efluentes qumicos. Alm disso, h processos que ainda no saram da fase laboratorial, como o enriquecimento a laser. O jet-nozzle seguiu o mesmo caminho, no sendo industrialmente eficaz. Com a negativa de importao da tecnologia de ultracentrifugao e com a transferncia alem de um mtodo no eficaz em escala industrial, decidiu-se pelo desenvolvimento nacional do enriquecimento de urnio por ultracentrifugao pela Marinha e por laser pela FAB, tambm no final dos anos 70. importante mencionar que dentre as atividades do ciclo do combustvel, o enriquecimento de urnio a que rene a maior complexidade tecnolgica, por lidar com exigncias tcnicas muito estritas, em termos de seleo e desenvolvimento de materiais, em controle de qualidade dimensional, diversos mtodos e etapas de fabricao eletromecnica, entre outros aspectos. Desenvolvimento A tecnologia de ultracentrifugao foi desenvolvida na Alemanha, durante a Segunda Guerra Mundial, pela equipe do Prof. Zippe. Posteriormente, os russos a aperfeioaram com o auxlio do prprio Zippe e alguns de seus cientistas. Atualmente, menos de 10 pases no mundo dominam esta tecnologia, sendo o Brasil um deles.

Figura 1 Esquema de Ultracentrfuga

Na figura 1, baseando-se em fontes ostensivas e em linhas gerais, apresenta-se um esquema de uma ultracentrfuga, com as seguintes partes [1]: a) Carcaa b) Rotor c) Motor d) Distribuidor e coletores de hexafluoreto de Urnio e) Mancais

Para se obter a separao isotpica mencionada acima, deve-se operar com as maiores rotaes possveis, uma vez que a fora centrfuga proporcional ao quadrado da velocidade angular. No entanto, deve-se respeitar os limites de resistncia dos materiais (devido s altas tenses mecnicas ou esforos solicitantes decorrentes) e diminuir o consumo de energia ao mximo. Nesta tica, quanto menor for o atrito entre as diversas partes, melhor ser o rendimento da ultracentrfuga. Para a diminuio do atrito, opera-se sob vcuo entre a carcaa e o rotor, ao mesmo tempo que se atenua o atrito nos mancais. Desenvolvido e homologado um modelo de ultracentrfuga, fabricam-se diversas delas para que sejam montadas em arranjos srie e paralelo, os quais passam a se chamar cascata de enriquecimento de urnio, em funo das condies de contorno do projeto (quantidade de massa e teor de enriquecimento). Para reatores do tipo de Angra 1 e 2, so necessrias toneladas de UF 6 enriquecido entre 3 e 5%. Por exemplo, os arranjos em paralelo objetivam a produo de grande massa, mas com baixo teor de enriquecimento. Por outro lado, o arranjo em srie prov uma quantidade de massa muito pequena, mas com alto teor de enriquecimento. A figura 2 apresenta um arranjo em cascata, onde o produto de um determinado estgio segue para a alimentao do estgio seguinte, enquanto que o seu rejeito retorna para alimentao do estgio anterior. Observa-se que se recicla o UF6 o tempo todo ao longo do processo: o produto de um estgio de enriquecimento direcionado para a alimentao do estgio seguinte, enquanto que o rejeito do estgio inicial retorna para a alimentao do estgio anterior. Como em aplicaes de alto desempenho (e.g. aeroespacial, biomedicina), os materiais potencialmente aplicveis em sistemas de separao isotpica devem reunir grande resistncia mecnica, baixa densidade e resistncia ao meio corrosivo (constitudo pelo UF6). No quesito da resistncia mecnica, considera-se para efeitos didticos que a tenso mecnica associada seja proporcional ao quadrado do mdulo de elasticidade (N/m2) dividido pela densidade (kg/m3). Consultando-se referncias ostensivas, na tabela 1 evidencia-se que os materiais polimricos so extremamente desejveis, apesar de sua fabricao ser mais trabalhosa, assim como o seu projeto, uma vez que tais materiais exibem grande anisotropia, i.e. variao acentuada das propriedades, principalmente mecnicas, com as direes. Os materiais metlicos, como os aos maraging ou as ligas de titnio so tambm atraentes, mas sua densidade diminui sensivelmente o desempenho, quando se compara com os materiais compsitos. Tabela 1 Comparao de propriedades de materiais [1]

Material Ligas de Alumnio Ligas de Titnio Aos de Alta Resist Aos Maraging Fibra de vidro/ resina Fibra de Carbono KEVLAR /resina

Resistncia Mecnica 1,0 1,8 3,4 5,5 1,4 3, 3

Densidade 1,0 1,6 2,9 2,9 0,7 20,6 0,5

Velocidade perifricamxima

1,0 1,0 1,1 1,4 1,4 2,2 2,6

Observaes: Resistncia mecnica liga Alumnio = resistncia trao = 500MPa; Densidade liga Alumnio = 2800 kg/m3 Velocidade perifrica mxima(Al)=425m/s

Legenda: A Alimentao (com urnio natural) P Produto (ou parte enriquecida) R Rejeito (ou parte empobrecida) Figura 2 Esquema de cascata O poder de separao de uma ultracentrfuga medido em kg de UTS, ou Unidade de Trabalho Separativo, por ano (kg UTS/ano). Esta unidade advm da teoria de operao de meios em cascata, onde se emprega o conceito matemtico de funo de valor. Em linhas gerais, a equao 1 expressa esse poder [2]. Poder de Separao L x rotao n x D x (DM) 2 x Temp 2 Onde: L comprimento vertical D coeficiente de difuso do UF6 DM diferena de massa entre istopos (U238 U235) Temp temperatura do UF6 n coeficiente entre 4 e 5. Como se pode notar, quanto