Caros portugueses
Apesar de todos os problemas porque passamos em Portugal, um dos mais graves, é sem dúvida o nosso modo de vida, baseado numa sociedade consumista, centrada no fornecimento ilimitado de energia eletrica.
Nenhum de nós concebe outra maneira de viver sem energia eletrica. Mas a produção desta energia está cada vez mais comprometida, com a instabilidade dos fornecimentos de petroleo, e principalmente com o PICO DE HUPERT, que é um estudo feito por este cientisca nos anos 50, que previu o pico da produção petrolifera para os anos da década de 2010.
O sr. Hupert acertou em cheio !!!!!!
Tendo estudado, e me formado no Brasil, que tem em sua energia produzida em mais de 90% por hidroeletricas, tenho outra visão deste tema.
Portugal terá que optar pela energia nuclear, se não quiser ser subjugado por Espanha.
Temos reservas de urânio.
Temos que definir com urgência qual estratégia a seguir já.
Os reatores de fissão são demasiados complexos, e caros de manter.
Os residuos são um problema que podem contaminar durante milhares de anos o meio ambiente.
As reservas de uranio U238, são finitas.
A opção será os reatores rápidos com combustivel U233, em que existem reservas mundias de combustivel U232, muito significativas, no Brasil, e tambem em Portugal, uma vez que para extrair o U238, o subproduto U232 sobra em grande quantidade.
Eu não sou um especialista em energia nuclear, sou um simples e humilde engenheiro civil, mas através da internet, podemos buscar informação, e tirar algumas conclusões.
E a conclusão a que chego, é que Portugal tem que adotar a energia nuclear rápidamente, e deveriamos entrar no restrito clube da pesquisa da produção de U233 ( TÓRIO ), em colaboração com as Universidades Portuguesas, e com cientistas internacionais.
Poderiamos dar o salto, diretamente para os reatores rápidos a Tório, estes reatores são mais seguros que os que utilizam o U235.
O residuos do Uranio U233, são de uma radioatividade muito menor, quando comparados com o U235.
A seguir podem ler textos que tenho há alguns anos, muito interessantes e esclarecedores.
Esta informação é originalmente de sites do Brasil.
Espero que apreciem.
Ramiro Lopes Andrade
===================================================
A Energia do futuro
Até meados do século XXI, o ser humano consumirá todas as reservas de petróleo do mundo. A energia alternativa após o esgotamento do petróleo é um tema urgente e indispensável para a continuação da civilização humana. Já foram levantadas várias sugestões: carvão mineral, gás natural, folhelho betuminoso, energia geotérmica, energia hidroelétrica, energia solar, energia eólica, álcool, energia nuclear etc. Entretanto, nenhuma dessas se constituirá numa solução definitiva.
As reservas de carvão são relativamente grandes, havendo disponibilidade para os próximos duzentos anos, e o carvão ainda pode ser transformado em uma substância similar ao petróleo. Porém, o custo de eliminação das impurezas e de processamento do líquido é muito alto. Portanto, é improvável que se constitua no combustível do futuro, mas poderá servir como uma importante matéria-prima para plásticos. Naturalmente, os plásticos originados do carvão custarão mais.
O gás natural é formado por hidrocarbonatos leves, ocorrendo juntamente com o petróleo. Sem muito uso em épocas passadas, hoje é utilizado como combustível para carros, ônibus, como gás de cozinha etc. O uso do gás natural diminui o consumo do petróleo e prolonga a vida das reservas petrolíferas. No entanto, o gás natural não poderá sei a energia do futuro, pois se esgotará junto com o petróleo.
O folhelho betuminoso, popularmente chamado de xisto betuminoso, é a rocha sedimentar que contém hidrocarbonatos, ou seja, a rocha molhada por petróleo. Portanto, pode-se extrair óleo mineral a certa temperatura e pressão. As reservas estimadas são maiores do que as do petróleo, porém, seu custo de extração é alto. Devido a problemas de viabilidade econômica, servirá somente como matéria-prima para plásticos.
A energia geotérmica em regiões vulcânicas, tais como no Japão. e na Itália, é importante como fonte auxiliar de energia. A energia hídroelétrica é a fonte principal de alguns países, como o Brasil. A energia eólica poderá ser eficiente em certas regiões, como no sul da Argentina. Essas formas de energias têm potencialidade limitada e, portanto, não servirão como formas alternativas em escala mundial, da mesma forma que a energia solar e a do álcool. Algumas formas de energia podem servir efetivamente como fontes auxiliares em determinadas regiões, mas não como a energia mundial do futuro, com exceção da energia nuclear.
A energia nuclear como hoje é conhecida corresponde à geração de eletricidade por meio da fissão nuclear de urânio. Essa energia é muito poderosa e, nesse sentido, poderá ser a energia do futuro. Entretanto, há problemas como o dos dejetos nucleares. Os dejetos nucleares são conhecidos há mais de cinqüenta anos. Dos isótopos de urânio, somente o urânio 235 serve como combustível. Esse isótopo representa apenas 0,7% do urânio natural. Por meio de um processo de centrifugação, o isótopo de urânio 235 é concentrado até 3% para ser aproveitado como combustível nuclear. Após essa operação, esse isótopo transforma-se em rejeito nuclear de alto nível. Por outro lado, o isótopo de urânio 238, que ocupa 97% do combustível nuclear, não gera energia. Após a operação, este isótopo transforma-se em rejeito nuclear de baixo nível. Isto é, quase todos os materiais inseridos num reator nuclear transformam-se em perigosos dejetos nucleares. Além disso, atualmente não há tecnologia para tratar os dejetos nucleares e, portanto, vêm sendo acumulados
Esse perigoso sistema está em operação comercial desde a década de
Por outro lado, e possivel, teoricamente, a utilização de plutônio para gerar energia elétrica. Se esse sistema funcionar, a princípio 100% de urânio natural poderão ser utilizados como combustível. A eficiência do combustível nuclear aumentará para mais de cem vezes e diminuirá drasticamente os dejetos nucleares emitidos. Esta tecnologia, denominada de reator de auto-reprodução rápida (FBR), foi pesquisada pelos Estados Unidos, pela França e pelo Japão. Entretanto, existem dificuldades técnicas muito grandes. Por isso, os americanos já se retiraram do projeto e os franceses não estão muito engajados. Somente os japoneses continuam as pesquisas, tendo recebido milhares de críticas. Eles objetivam a operação comercial a partir de 2030, porém, apenas repetem os fracassos.
Se persistir a situação energética atual, a civilização humana entrará em decadência dentro de poucas décadas. Existem duas saídas definitivas: 1) uma usina de energia solar construída na órbita terrestre; 2) uma usina de fusão nuclear. Algum dia, o ser humano deverá concretizar uma dessas alternativas, do contrário, a civilização não continuará. Entretanto, ambas precisam de tempo e seu custo de desenvolvimento é elevado, sendo difícil sua conclusão antes do esgotamento das reservas petrolíferas.
Na órbita terrestre, é possível construir-se uma usina de energia solar de um tamanho que seria impossível na Terra. Quando a energia gerada pelo satélite artificial for transportada para a Terra via microondas, o ser humano conseguirá uma fonte de energia inesgotável, sem emissão de dejetos nucleares. A estação espacial, que é a tecnologia base dessa usina, está operando atualmente como um projeto internacional. Entretanto, além da dificuldade técnica, o custo de construção dessa usina é incalculavelmente grande.
Quando o núcleo de hidrogênio funde-se para formar um núcleo de hélio, é liberada uma grande energia. Esse fenômeno, denominado fusão nuclear, é a fonte de energia mais comum do espaço. O Sol brilha com a energia da fusão nuclear. Uma usina de fusão nuclear corresponderia a um pequeno sol artificial construído na Terra para gerar energia elétrica. A energia da fusão nuclear é muito maior do que a da fissão nuclear, além disso, emite-se muito pouco dejeto nuclear. Seu combustível é o hidrogênio pesado que se encontra na água do mar. Essa energia ideal do futuro está sendo pesquisada ativamente pela Rússia, Estados Unidos, União Européia e Japão. As armas da fusão nuclear foram concluídas na década de 50, portanto, desde essa década fala-se que a conclusão dessa tecnologia estaria no futuro próximo. Entretanto, na verdade, há dificuldades técnicas inimaginaveis. Já no início do século XXI, ainda não há previsão de conclusão.
Recentemente, uma tecnologia capaz de resolver os problemas citados está em surgimento - a usina de fissão nuclear do tório. O projeto foi iniciado na década de 30, porém, foi esquecido há muitas décadas. O tório transforma-se em um isótopo artificial de urânio 233, que é um combustível nuclear, pela absorção de nêutron no reator nuclear. Sendo diferente da usina de urânio natural, a eficiência do combustível nuclear é alta, sendo que 100% de tório é combustível. Os dejetos nucleares são baixos e, além disso, não serve como matéria-prima para armas nucleares. Justamente por isso, esse projeto, a energia nuclear da paz, não recebia apoio financeiro de órgãos governamentais.
Devido à mudança de ambiente político e energético no mundo como o fim da Guerra Fria, à decadência das usinas nucleares de urânio e à insuficiência gradativa de energia elétrica, o governo norte-americano retomou o projeto da usina nuclear de tório. O primeiro reator experimental está previsto para entrar em operação em 2002. O desenvolvimento técnico foi muito rápido graças à experiência da operação de usinas de urânio.
Durante a extração de urânio a partir dos minérios, o tório é extraído como um subproduto. Atualmente não há boa utilidade comercial desse elemento. O tório é perigoso devido à alta radioatividade, portanto, não pode ser lançado no meio ambiente. Pode apenas ser armazenado dentro de depósitos. Esse elemento problemático poderá transformar-se em combustível nuclear. O Brasil já tem uma boa reserva acumulada de tório pronto para a venda.
Dentro de poucos anos a humanidade poderá ter esperanças de vencer a crise energética com o fim das reservas de petróleo por meio da usina elétrica de fissão nuclear de tório. Ou pelo menos, ganhará tempo suficiente até o funcionamento comercial da usina de fusão nuclear. Mesmo assim, não devemos deixar de economizar energia. A conscientização nesse sentido e os estudos para um aproveitamento mais efetivo de energia devem continuar.
=============================================
www4.prossiga.br/lopes/ing/prodpol
PAPEL DO TÓRIO NO APROVEITAMENTO INDUSTRIAL DA ENERGIA ATÔMICA
M.D. de Souza Santos, J. Goldemberg e J. Leite Lopes
back: preprints / journal articles
LEITE LOPES, José, SOUZA SANTOS, M.D. de, GOLDEMBERG, J. Papel do tório no aproveitamento industrial da energia atômica. Rio de Janeiro, CBPF, 1985. (CBPF-CS-016/85).
1. INTRODUÇÃO
Existem vários elementos, naturais ou artificiais, que podem ser utilizados como combustíveis nucleares, uma diversidade de métodos pelos quais podem ser "queimados" e uma variedade de métodos de utilização de sua energia. Sob esse aspecto, apresentam os combustíveis nucleares características que são comuns às do desenvolvimento dos combustíveis fósseis (carvão, petróleo, gás natural, etc.).
A utilização dos combustíveis fósseis evoluiu lentamente de modo que poucas vêzes foram objeto de discussão os méritos relativos do carvão, gás natural e petróleo. A sua utilidade relativa, em cada situação, foi sempre condicionada a considerações de natureza prática e econômica.
Eventualmente, isso se dará com a energia atômica: as matérias primas tais como o urânio e o tório naturais e as obtidas artificialmente como o urânio 233, urânio 235, plutônio 239 e plutônio 241 serão utilizadas e suas vantagens relativas serão decididas por circunstâncias existentes num determinado país e por condições experimentais.
Para um país que inicia suas atividades no setor da energia atômica, impõe-se a necessidade de analisar cuidadosamente as vantagens relativas dos dois materiais fósseis fundamentais existentes na natureza (urânio natural e tório), pois é fácil verificar que nenhum programa atômico poderia ser baseado no emprego do urânio natural e na sua simples substituição periódica. Sistemas baseados no aproveitamento de outras substâncias fósseis - tais como o plutônio e o urânio 233 - produzidos à custa do tório e do urânio natural 238 (que não são fósseis nas condições usualmente encontradas nos reatores), são imperativas.
Para nos certificarmos do que acabamos de afirmar, consideremos, por exemplo, um reator de urânio natural possuindo 20 toneladas de combustível nuclear: o urânio 235 contido no urânio natural constitui apenas
Evidentemente, tal consumo de um material raro e dispendioso como o urânio não poderia ser tolerado por considerações de natureza econômica.
O reprocessamento químico e metalúrgico do urânio utilizado num reator permite eliminar as "cinzas" da "combustão" que provocam a paralisação da reação em cadeia, indispensável ao seu funcionamento, e, concomitantemente, separar o Pu239 (originário do processo de captura de um neutron pelo átomo de urânio 238), quando uma quantidade suficiente deste material for disponível, novos reatores poderão ser construídos contendo Urânio natural e Pu239 ou sistemas que contenham Tório e Pu239. Tais reatores produzem um tal excesso de neutrons que além de manter a reação em cadeia podem ser utilizados para produzir mais Pu239 ou então U233 a partir do Tório (que é um material que não se fissiona facilmente).
Para países que possuem grandes instalações de enriquecimento de U235 no Urânio natural, um terceiro esquema existe ainda, que é o de iniciar o processo acima com este material enriquecido. O Pu239 produzido pode ser usado diretamente para substituir a carga inicial de U235. Tal possibilidade parece excluida das possibilidades brasileiras em futuro próximo.
Neste trabalho, discutiremos os méritos relativos dos processos alternativos: produzir U233 ou Pu239. Estas perspectivas são de grande interesse para o nosso país, graças à condição privilegiada que ocupa por possuir grandes reservas de Tório. Demonstrado que o processo delineado acima é possível e apontadas as vantagens da utilização do Tório, o valor econômico deste material torna-se excepcional; o valor energético do Tório é de 20 milhões de quilowatts-hora por quilograma. Uma vez que o combustível numa instalação nuclear para a produção de energia custa 1 milésimo de dólar por Kw-hora, verifica-se que
2. CONSIDERAÇÕES TEÓRICAS
As reações em cadeia, base dos reatores nucleares, dependem do fato de que para cada neutron absorvido no combustível são produzidos h: neutrons, número este que é maior do que 1.
Como, em geral, no combustível estão presentes átomos físseis e outros que não o são, é preciso observar que h não é o número de neutrons emitidos pela fissão de um núcleo; por exemplo, no caso do Urânio natural, apenas o isotopo U235, de 0.7% de abundância, pode sofrer fissão provocada por neutrons lentos; nessa fissão v = 2.46 neutrons são emitidos; o outro isotopo do Urânio U238, com 99,3% de abundância, absorverá urna fração desses neutrons sem produzir fissões; também o U235 absorverá uma fração dos neutrons sem produzir fissão. Existe a seguinte relação entre n e v
n = v Nº de neutrons que causam fissão .
Nº de neutrons absorvidos no combustível
no U235 e para neutrons lentos n= 2,08
Seja, agora, L o número de neutrons absorvidos ou perdidos, em média, nos materiais estruturais do reator, ou moderador, por fissão. Como 1 dos n neutrons é necessário para manter a reação em cadeia, o número de neutrons restantes, por fissão (e que pode ser utilizado para produzir Pu239 ou U235) é dado pela expressão
C = n - 1 - L
C é denominado coeficiente de conversão.
Suponhamos que se tenham, num reator, N átomos que sofram fissão; neste reator existe,.pois, a possibilidade de formar NC novos átomos físseis de U235 ou Pu239, a partir de Tb232 e U238, respectivamente. Se estes NC átomos forem usados em um novo reator, haverá a possibilidade de produzir a partir deles NC2 novos átomos físseis, e assim sucessivamente. Após um grande número de operações semelhantes, teriamos que o número total de núcleos de Th232 e U238 convertidos em material fissionável é dado pela soma
P = NC + NC2 + NC3 + ...
Se C for maior do que
R = NC/1-C
Por exemplo, se C é 90%, R = 9, o que significa que é possível multiplicar a quantidade inicial do material fértil por 9.
Uma grandeza muito significativa, que se costuma definir, é o ganho de reprodução, G
G = C - 1 = n - 2 - L
e que representa o excesso do coeficiente de conversão sobre 1.
Vê-se facilmente que num reator reprodutor G é positivo; é negativo nos outros tipos de pilhas. Para os primeiros tem-se então
n - 2 - L > 0
Se as perdas são pequenas L é desprezível e a condição para que um reator reprodutor tornar-se
A Tabela I abaixo dá os valores de v para neutrons térmicos.
Tabela I
U233 | U235 | PU239 | |
v | 2.54 | 2.46 | 2.88 |
A Tabela II dá os valores de n para os materiais fissionáveis mais conhecidos, para neutrons térmicos.
Tabela II
U233 | U235 | Pu239 | U natural | |
n | 2.3 | 2.2 | 2.06 | 1.3 |
Como em qualquer sistema real o valor mínimo de L é 0.2, uma análise de Tabela II indica que o único reator térmico com ganho de reprodução positivo é o tipo que usa U233.
Para neutrons rápidos e reatores rápidos, portanto, a situação é indicada na Tabela III (neutrons de aproximadamente 500.000 ev).
Tabela III
U233 | U235 | Pu239 | U natural | |
n | 2.3 | 2.2 | 2.6 | 1 |
Verifica-se, pois, que nestas elevadas energias o Pu239 passa a competir com o U233 no que se refere a ganho de reprodução; para energias mais baixas, no entanto, a situação é ainda a indicada na Tabela II.
3. CONSIDERAÇÕES PRÁTICAS
Uma vez que os 2 ciclos U233-Tório e Pu239-Urânio podem ser usados como base para reatores reprodutores rápidos, pode parecer duvidoso que haja algum incentivo para desenvolver reatores térmicos operando no ciclo U233-Tório. A razão para efetuar esta escolha é que os reatores térmicos são intrinsicamente mais diluídos que os reatores rápidos; as possibilidades de resfriamento e utilização do calor são portanto maiores do que nos reatores rápidos; nestes, os problemas de engenharia são particularmente complicados porque se trata de construir um sistema altamente concentrado a fim de que o espectro dos neutrons de fissão não seja degenerado em materiais estruturais e refrigerantes. Parece pois que o ciclo térmico U233-Tório deve ser preferido em relação a ciclos rápidos mesmo que estes em princípio, possam ter um ganho reprodutor 10% ou 20% maior.
Outra consideração importante é a questão da utilização de reatores homogêneos e heterogêneos; reatores homogêneos tem a vantagem de evitar certas dificuldades provenientes do "envenenamento" dos reatores pelo Xenon 136 que é um dos produtos de fissão; num sistema liquido tanto esta impureza como outras podem ser eliminadas à medida que forem formadas, sem a necessidade de interromper o funcionamento do reator; este é um problema muito grave em reatores heterogêneos. Aparentemente, reatores térmicos homogêneos parecem mais fáceis de ser construídos, graças à sua diluição intrínseca. O uso de reatores heterogêneos, como o são geralmente os reatores rápidos, adiciona aos custos, o problema de metalurgia das barras de combustível.
4. CONCLUSÃO
A discussão acima indica as vantagens do ciclo do Tório sobre o do Plutônio, na utilização da energia atômica. No caso do Brasil, outros argumentos podem ser adicionados em favor de um ciclo baseado em reatores térmicos, um vez que em reatores rápidos o Plutônio e o U235 parecem competir em igualdade de condições. O argumento é que a tecnologia de reatores térmicos é inteiramente conhecida e divulgada de maneira que um esforço dirigido no sentido de construir este tipo de reatores não exigirá provavelmente grande esforço em pesquisas referentes a reatores rápidos. Este argumento perderia sua validade, caso fosse possível obter de outras nações mais desenvolvidas, informações (de natureza restrita até o presente) referente ao desenho e tecnologia de reatores rápidos.
Há entretanto um argumento de grande importãncia "local" que tornaria inoperante as vantagens decorrentes dessa eventualidade.
Enquanto no Brasil temos a certeza da existência de uma quantidade apreciável de tório, o mesmo não se dá em relação ao urânio. É verdade que se descobertas importantes, forem feitas, de jazidas desse material, mesmo assim será necessário computarmos os méritos relativos da utilização do U235 e do Pu239, pois, enquanto que o primeiro pode ser facilmente separado do tório, o plutônio dificilmente pode ser rehavido do U238 que lhe deu origem e dos produtos de fissão: adicione-se a essa circunstância a conhecida toxidez do plutônio e concluiremos que o ciclo U233-tôrio é o que melhores perspectivas apresenta para o nosso desenvolvimento atômico num futuro próximo.
No que se refere ao processo a ser adotado para o início do ciclo do Tório, é oportuno discutirmos as várias possibilidades existentes.
Do que ficou dito acima, é impossível iniciar-se a operação de um reator reprodutor sem que se disponha de uma carga inicial de uma substância físsil (U235, U233 ou Pu239).
Existem três possibilidades para serem conseguidos esses materiais:
1) Aquisição de países produtores de U235 como os E.U.A e a Rússia.
2) Instalação de usinas de difusão térmica para obtenção do U235 a partir do urânio natural.
3) Obtenção de U233 ou Pu239 a partir de U ou Th utilizados em um reator com urãnio natural (como os reatores de Hanford, nos E.U.A. e Windscale na Inglaterra, moderados a grafite, ou como o NRX no Canadá, moderado com água pesada).
Discutiremos a situação atual de cada uma dessas três possibilidades para verificarmos qual a que mais convém ao Brasil.
Os méritos relativos dessas três normas de procedimento foram objeto de discussões durante a Conferência de Genebra (V. p. ex. o trabalho de Weinberg e as discussões que se seguiram ao trabalho de Dunworth, ambos citados neste trabalho, e a conferência de Libby na sessão de encerramento da conferência); julgamos útil comentar essas diferentes possibilidades em virtude de alguns países (como a Alemanha ocidental p. ex.) haverem tomado um ponto de partida obviamente antieconômico e pouco satisfatório para a solução desse problema.
4.1 Aquisição de U235.
Os E. U. A. segundo foi declarado por um representante da Comissão de Energia Atômica, estão preparados para a venda de U235 a US$25 dólares a grama. O preço seria razoável se, para a sua obtenção, não figurasse, como condição explícita, a necessidade do estabelecimento de acordo bilaterais restritivos, a nosso ver, à independência indispensável de que deve gozar qualquer programa atômico de uma nação soberana como o Brasil. A URSS só tem fornecido esse elemento a seus satélites por acordos bilaterais.
4.2 Instalação de Usinas de enriquecimento
O urânio 235 pode ser separado do U natural por vários métodos: o método electromagnético (calutron), o método da difusão térmica a partir de um composto gasoso (hexafluoreto de urânio), e o método de centrifugação, acompanhado ou não de difusão térmica (este método apresenta vários inconvenientes já reconhecidos quando da publicação do Smyth Report e foi abandonado pelos físicos americanos).
Se bem que as centrífugas modernas, dotadas de dispositivo simultâneo para difusão térmica, apresentem um certo interesse para os estágios finais do processo de enriquecimento, não se adaptam elas à produção de Urânio enriquecido em seu isótopo U235 a não ser com enormes dificuldades.
Um cálculo simples demonstra que não somente se trata de processo muito mais dispendioso do que o da difusão térmica, mas também seu custo é de tal ordem de grandeza que a obtenção de alguns quilogramas de U235 ao fim de um período de um ano de funcionamento contínuo, requereria um investimento maior do que o capital circulante no pais. Está entretanto sendo utilizado em escala de laboratório por físicos alemães e o Brasil dispõe de três unidades experimentais.
Os métodos acima mencionados apresentam vários inconvenientes e estão fadados a apresentar um interesse puramente acadêmico em futuro próximo, pois requerem um investimento inicial de capital que ultrapassa as possibilidades orçamentárias de países como o Brasil e constituem um capital que em pouco tempo se torna inútil com o funcionamento de reatores reprodutores (pois estes requerem uma usina de reprocessamento e uma vez obtidos U235 ou Pu as usinas de enriquecimento se tornam inúteis). O reconhecimento desse fato levou países como o Canadá, Inglaterra e França a basearem seus programas atômicos no método da conversão de um material fértil (no caso o U236) em material físsil (Pu235), por meio de reatores conversores baseados na utilização de urânio natural.
Obviamente, este é o caminho que deveremos seguir para o estabelecimento de um programa atômico no país.
O método da conversão de material fértil em material físsil acima mencionado apresenta uma série de vantagens que foram discutidas recentemente durante a Conferência de Genebra pelos físicos J.V. Dunworth (Reino Unido), e A.M. Weinberg (Oak Ridge) nos trabalhos já mencionados; o ciclo deverá ser iniciado pondo em operação reatores heterogêneos de Urânio natural e Tório e após extrair aproximadamente 3.000 Megawatts-dias por tonelada de Urânio (o que equivale ao consumo de material físsil que exige reprocessamento do material) rearranjar as barras de Urânio ou Tório de maneira que parte das barras novas consistem de Pu239 ou Th233 extraído por reprocessamento. Quando chegasse a ocasião para o segundo reprocessamaento, já se disporia de U233 nas barras de Tório, para constituir barras enriquedidas neste material; daí em diante, tanto o Plutônio como o Urânio seriam eliminados pouco a pouco.
Nesse processo, mesmo que, por dificuldades técnicas, o ganho de reprodução fosse ligeiramente negativo, o ganho de material físsil a partir do Tório seria enorme (se bem que não infinito).
Naturalmente um programa atômico baseado no ciclo do Tório envolve a existência de centenas de quilos ou toneladas de Pu239 e U233 o que indica a necessidade de operar grupos de reatores de Urânio natural durante um tempo suficiente para a acumulação dos materiais físseis necessários. Com esse método, a utilização de Urãnio enriquecido em U235 fica eliminada.
5. REATORES BASEADOS NO CICLO DO TÓRIO, EM CONSTRUÇÃO
As possibilidades do ciclo do Tório, acima discutidas têm sido utilizadas para grande número de projetos de reatores de potência, muitos dos quais já se acham em fase adiantada de construção nos Estados Unidos, enquanto que o Reino Unido só poderá iniciar a construção de seus reatores autorecuperadores com Tório (segundo o programa do "Livro Branco", sobre energia atômica) a partir de 1965 em virtude da inexistência de usinas de enriquecimento para o U235. Como é notório, os reatores de Calder Hall e semelhantes, que estão sendo construidos na Inglaterra, deverão produzir quantidades apreciáveis de Plutônio que, por sua vez, será utilizado em reatores conversores de U238 em Pu239 e Th233.
Nos Estados Unidos, entretanto, dada a existência de plantas de separação de U235 e a conseqüente possibilidade do emprego de Urânio enriquecido nesse isótopo em reatores, foi possível iniciar um programa de produção de energia por meio de reatores autorecuperadores baseados no ciclo do Tório.
Os reatores em construção são de dois tipos principais: os autorecuperadores térmicos homogêneos, baseados no ciclo do Tório e exemplificados pelo que está sendo anunciado pela Foster Wheeler Corporation e os autorecuperadores heterogêneos baseados nesse mesmo ciclo, tais como o da Consolidated Edison Co., construído pela firma Babcoock and Wilcox. Não deixa de apresentar certo interesse uma descrição sumária das principais características deste reator.
A instalação da Consolidated Edison será feita no rio Hudson a 38 kilometros da cidade de New York. Trata-se de uma usina átomoelétrica para a produção de 236.000 kilowatts de energia elétrica e cujo custo total, incluindo edifícios e todos os equipamentos elétricos e de suporte custará US$55 milhões de dólares,- o que corresponde a um custo de 233 dólares por kilowatt instalado. Este valor compete favoravelmente com o custo de instalação de grande parte das usinas hidroelétricas em nosso país e não supera de muito o custo de usinas termoelétricas da mesma capacidade.
BIBLIOGRAFIA
1. Principles of nuclear reactor engineering - S. Glasstone - D. Van Nostrand Co. Inc., 1955, New York.
2. Survey of fuel cycles and reactors types - A. M. Weinberg - International Conference on the Peaceful Uses of Atomic Energy - August 1955 - Papel nº 862.
3. The possible role of thorium in nuclear energy - J. V. Dunworth - International Conference on the Peaceful Uses of Atomic Energy - August 1955 - Paper nº 867.
4. Thorium thermal breeder - D. Kallman and M. C. Edlund - Meeting of the Atomic Industrial Forum - September 27.1955 -
5. W. Libby - Conference na Sessão de Encerramento da Conferência Internacional para os usos pacíficos da energia atômica - Agosto 1955.
=============================================
URÂNIO (U)
Número atômico: 92
Peso atômico: 238,029
Elétrons: [Rn]7s25f36d1
História:
Do planeta Urano.
Pelo menos na forma de óxido, foi usado há tempo: vidro amarelo contendo cerca de 1% de óxido de urânio, datado de 79 DC, foi encontrado em Nápoles, Itália.
Reconhecido como elemento no mineral uraninita por Klaproth em 1789.
Supostamente, foi isolado pela primeira vez em 1841 por Peligot, através da redução do cloreto anidro com potássio.
É o elemento natural de maior número atômico, superado apenas por, talvez, traços de netúnio e plutônio. Acredita-se que seja o produto do decaimento de elementos de números atômicos ainda mais elevados, que existiram em alguma época no Universo.
Disponibilidade:
É considerado mais abundante que mercúrio, antimônio, prata, cádmio e tão abundante quanto molibdênio, arsênio.
Ocorre em diversos minerais como uraninita (uranato complexo de uranilo e chumbo, e que pode conter lantânio, tório, ítrio. Também chamada pechblenda, do inglês pitchblende), carnotita (uranovanadato de potássio e sódio), autunita (fosfato de urânio e cálcio hidratado), torbernita (fosfato de urânio e cobre hidratado), zeunerita (arseniato de cobre e urânio hidratado).
Também encontrado em rochas com fosfatos, na linhita (carvão fóssil, estágio intermediário entre a turfa e o carvão betuminoso) e em areais com monazita (fosfato de cério, lantânio, praseodímio, neodímio, com óxido de tório).
Produção:
Pode ser obtido por diversos processos: redução do haleto com álcalis ou metais alcalino-terrosos; redução do óxido com cálcio, alumínio ou carbono em altas temperaturas; eletrólise do fluoreto dissolvido em uma mistura de cloretos de cálcio e de sódio fundidos; decomposição térmica do haleto em um filamento aquecido (para produzir urânio de levada pureza).
Propriedades:
O metal tem dureza um pouco menor que o aço, é denso, maleável, dúctil e levemente paramagnético. Tem aspecto branco prateado.
Exposto ao ar, fica recoberto por uma camada de óxido. É pirofórico se pulverizado.
É atacado por água fria se finamente granulado e por ácidos. Não é atacado por álcalis.
Apresenta três formas cristalinas, alfa, beta e gama, com temperaturas de transição em 688 e
Cristais de nitrato de urânio apresentam triboluminescência (luminescência devido ao atrito).
O urânio natural é suficientemente radioativo para impressionar um filme fotográfico em cerca de uma hora.
Urânio e seus compostos são altamente tóxicos, pela atividade química e pela radioatividade.
Grandeza | Valor | Unidade |
Massa específica do sólido | 19050 | kg/m3 |
Ponto de fusão | 1132 | °C |
Calor de fusão | 14 | kJ/mol |
Ponto de ebulição | 3927 | °C |
Calor de vaporização | 420 | kJ/mol |
Temperatura crítica | s/ dado | °C |
Eletronegatividade | 1,38 | Pauling |
Estados de oxidação | +6+5+4+3 | |
Resistividade elétrica | 28 | 10-8 m |
Condutividade térmica | 27 | W/(m°C) |
Calor específico | 116 | J/(kg°C) |
Coeficiente de expansão térmica | 1,4 | 10-5 (1/°C) |
Coeficiente de Poisson | 0,23 | |
Módulo de elasticidade | 208 | GPa |
Estrutura cristalina | ortorrômbica | |
Aplicações:
É o mais importante combustível nuclear, usado em reatores para produção de energia elétrica e outros fins. Também (infelizmente) em bombas nucleares.
Um quilograma de urânio completamente fissionável pode fornecer energia equivalente a cerca de 3300 toneladas de carvão.
O isótopo 238U pode ser convertido em plutônio fissionável pela reação:
238U(nêutrons,gama) 239U(beta) 239Np(beta) 239Pu. Esta transformação pode ser obtida em reatores.
O isótopo 235U é altamente fissionável mas representa somente 0,71% do urânio natural. Técnicas de enriquecimento permitem aumentar a concentração, preparando o combustível nuclear usado na maioria dos reatores que produzem energia elétrica.
O tório natural, se bombardeado com nêutrons, produz a reação:
232Th(nêutrons,gama) 233Th(beta) 233Pa(beta) 233U.
Embora o tório não seja fissionável, 233U é. Assim, o tório pode ser, indiretamente, um combustível nuclear.
Algumas outras aplicações do urânio: material para instrumentos de orientação inercial como giroscópios; produção de raios X de alta intensidade; blindagens; o nitrato pode ser usado como toner fotográfico; acetato é usado em análises químicas; alguns sais são empregados na produção de vidros amarelos. Urânio empobrecido, isto é, com menos de 0,2% de 235U, tem sido usado em alguns casos, como armamentos.
Isótopos:
O isótopo 238U (meia vida de 4,46 109 anos) é usado para estimar idade de rochas ígneas.
Simb | % natural | Massa | Meia vida | |
230U | 0 | 230,0339 | 20,8 d | p/ 226Th |
231U | 0 | 231,0363 | 4,2 d | p/ 227Th |
232U | 0 | 232,0372 | p/ 228Th | |
233U | 0 | 233,0396 | 1,59 | p/ 229Th |
234U | 0,0055 | 234,0409 | 2,45 | p/ 230Th |
235U | 0,7200 | 235,0439 | 7,04 | p/ 231Th |
236U | 0 | 236,0456 | 2,34 | p/ 232Th |
237U | 0 | 237,0487 | 6,75 d | - p/ 237Np |
238U | 99,2745 | 238,0508 | 4,46 | p/ 234Th |
A coluna % natural indica o teor encontrado no elemento natural. Valor nulo indica produção artificial. Símbolos para tempos de meia vida: s (segundo), m (minuto), h (hora), d (dia), a (ano). | ||||
==========================================================================================
TÓRIO
Importante combustível de reatores nucleares, o tório teve suas propriedades radioativas descobertas em 1898, por Gerhard Carl Schmidt e Marie Curie, que pesquisavam de forma independente.
Tório é um elemento químico radioativo de símbolo Th, da série dos actinídeos, no grupo IIIb da tabela periódica. Seu nome deriva de Thor, deus da guerra na mitologia escandinava. Descoberto por Jöns Jacob Berzelius em 1828, o tório metálico é prateado mas torna-se cinza ou preto quando exposto ao ar. Maleável e dúctil, é o principal constituinte de minerais silicosos como a torianita, cujos depósitos na natureza são tão pequenos que não é viável explorá-los industrialmente.
Obtém-se o tório da monazita, onde o óxido de Tório (ThO2) aparece misturado, numa proporção de dois a dez por cento, com os fosfatos de metais de terras raras. O minério, em geral, é aquecido com ácido sulfúrico concentrado. Forma-se então o sulfato de tório, a partir do qual, por uma série de reações, se obtém o nitrato de tório [Th(NO3)4], seu mais importante composto comercial. Pode ser produzido por eletrólise do cloreto de tório (ThCl4).
Em estado natural, o tório é uma mistura de isótopos radioativos, na qual predomina o tório 232, cuja meia vida é de 1,41 x 1010 anos. Outros isótopos ocorrem naturalmente na série de decaimento do urânio e do actínio. Por desintegrações sucessivas, forma uma série de elementos, conhecidos como a família do tório que compreende, além do próprio tório, rádio, actínio, polônio, radônio, bismuto, tálio e chumbo.
O tório 232 é muito usado como combustível em reatores nucleares, porque ao capturar em nêutron lento ele decai e se transforma em urânio 232. O óxido de tório, substância altamente refratária, constitui a base da indústria de camisas e lampiões (88% de ThO2 e 1% de CeO2, óxido de cério). Emprega-se tório também para controlar a direção do grão dos filamentos de tungstênio para lâmpadas, em ligas metálicas para emissão termiônica (válvulas de rádio) e em eletrodos para arcos de solda.
Propriedades físicas e químicas do tório: |
Número atômico: | 90 |
Peso atômico: | 232.038 |
Ponto de fusão: | 1.700º C |
Ponto de ebulição: | 4.000º C |
Densidade: | 11.66g/cm3 (17º C) |
Estados de oxidação: | +4 |
Configuração eletrônica: | (Rn) 6d27s2 |
====================================================
WWW.ENERGIATOMICA.HPG.IG.COM.BR/START.HTML
O Almirante Nacionalista
A história da energia nuclear no Brasil tem três fases: a fase nacionalista (1949-1954), a fase diplomática (1955-74), e a fase do desenvolvimento dependente, que se inicia em 1975 e se estende até hoje.
Os primeiros trabalhos já são registrados em 1934, na Faculdade de Filosofia, Ciências e Letras da Universidade de São Paulo. Nos Anais da Academia Brasileira de Ciências em 1944 documentam-se as primeiras pesquisas sobre teorias das forças nucleares.
A fase nacionalista inicia-se no pós-guerra com a luta do almirante Álvaro Alberto da Motta Silva contra as pressões americanas para alcançar o controle de propriedade das reservas mundiais de tório e urânio. Em meados de 1946, o almirante Álvaro Alberto, representante brasileiro na Comissão de Energia Atômica da ONU, e a URSS se opuseram às injustiças propostas no Plano Baruch. O almirante qualificou a política dos EUA de "tentativa de desapropriação".
De
Álvaro Alberto propôs o Princípio das Compensações Específicas, nenhuma transação comercial com minerais estratégicos (termo cunhado por Alberto) deveria se realizar contra pagamento em dólares, mas sim na base de troca de tecnologia, em que o Brasil, assim como outros países subdesenvolvidos, forneceriam a matéria prima desejada em troca da prioridade na instalação, em seu território, de reatores nucleares de todos os tipos .
Em 1947 foi criada a Comissão de Fiscalização de Minerais Estratégicos e se iniciou uma intensa disputa, dentro do Estado, de setores interessados ou não na exportação de material radioativo bruto. As exportações de monazita continuaram até 1951 quando foi criado, por sugestão da Comissão de Fiscalização de Materiais Estratégicos, o CNPq.
Em 15 de janeiro de 1951 Getúlio Vargas, então presidente do Brasil, criou o CNPq (Conselho Nacional de Pesquisas) e nomeou o almirante Álvaro Alberto para presidi-lo. Em 1951, o almirante Alberto propôs uma legislação que protegesse as reservas nacionais de tório e urânio contra a espoliação estrangeira, proibindo a exportação. Entretanto, em 1952, foi criada a Comissão de Exportação de Materiais Estratégicos, uma comissão que responderia diretamente ao Ministério das Relações Exteriores, sendo composta pelos ministérios da Fazenda, da Agricultura, das Forças Armadas, do CNPq e da Cacex. O CNPq tem o seu poder sobre as reservas de urânio e tório diluído e as exportações aos norte-americanos recomeçaram. Na verdade, o Brasil estava sendo pressionado a enviar tropas para a Guerra da Coréia e, para não fazê-lo, voltou a exportar o seu urânio.
A inflexibilidade dos norte-americanos exercida pela força do "McMahon-Act", inviabilizava qualquer cooperação com o Brasil. A pretendida cooperação era uma ilusão que o enviado americano para "liberar" a política de exportação de minerais, Gordon Dean, insistia
Em virtude, disso o almirante Alberto pediu autorização ao governo brasileiro para encetar negociações com outros países. Em missão do CNPq, ele viajou para a Europa no fim de 1953, onde faria contato na França e na Alemanha ocupada pelos aliados.
Na França, negociou a aquisição de uma usina de "yellow cake", assinando contrato com a Societé des Produits Chimiques des Terres Rares e na Alemanha, onde havia estudado física antes da Segunda Guerra, usando de seus antigos contatos encomendou a físicos alemães à margem da legalidade aliada, em janeiro de
Neste ponto a missão do almirante Álvaro Alberto tomava aspectos de missão secreta, na medida em que suas ações passavam a ignorar outras instâncias decisórias, como o Conselho de Segurança Nacional, o Departamento de Produção Mineral e o Estado Maior das Forças Armadas, pois, para completar sua tarefa, isto é, transferir os protótipos das centrifugadoras de urânio para o Brasil, ele dependia de uma diplomacia secreta à margem do Ministério das Relações Exteriores do Brasil.
A embaixada brasileira em Bonn recomendou que se aguardasse o estabelecimento da plena soberania da Alemanha Ocidental, quando então seria possível a importação das centrifugadoras.
Formalmente o CNPq aceitou a recomendação, mas Álvaro Alberto solicitou a Getúlio Vargas uma autorização especial no sentido de que o Ministério das Relações Exteriores apoiasse o embarque secreto das máquinas.
As centrifugadoras foram apreendidas em Göttingen e Hamburg pelo Military Security Board, menos de 24 horas após esta consulta. Os conjuntos acabaram sendo interceptados pelo Alto Comissariado do Pós Guerra, 24 horas antes do embarque para o Brasil, a partir de denúncia feita pelo militar brasileiro Octacílio Cunha. Documentos revelados posteriormente mostraram que o Brasil estaria sendo impedido de buscar o enriquecimento do urânio por ser um país localizado dentro da área de influência dos EUA.
O plano do golpe feito contra a encomenda fora forjado pela Comissão de Energia Atômica dos EUA. Alberto, ao contatar o presidente desta Comissão, almirante Lewis Strauss, não recebeu deste, nenhuma esperança de que as máquinas apreendidas pelos aliados fossem liberadas. Por outro lado Strauss, habilmente, contra-atacaria em uma oferta de "ajuda" dos EUA nos moldes permitidos pela política nuclear americana.
Álvaro Alberto, mais uma vez, repetiria os desejos de seu governo: usinas de enriquecimento, uma fábrica de produção de hexafluoreto de urânio, além de reatores de pesquisa. O que foi tentado através de acordos secretos com os alemães e mais tarde descobertos pelos americanos.
A rejeição por parte da Comissão de Energia Atômica dos EUA fez o almirante voltar de mãos vazias e o passo seguinte foi sua exoneração do CNPq, em 13 de janeiro de 1955. Logo em seguida à sua demissão, em agosto de 1955, é firmado com os EUA dois acordos com os EUA: o Acordo de Cooperação para o Desenvolvimento de Energia Atômica com Fins Pacíficos; e o Programa Conjunto para o Reconhecimento e a Pesquisa de Urânio no Brasil.
O primeiro acordo previa que o Brasil arrendaria dos EUA, por um período de cinco anos, até
Oficialmente, Álvaro Alberto foi afastado por "falta de capacidade administrativa", substituído pelo general Juarez Távora, chefe do Gabinete Militar. Nessa época, o acordo com os franceses foi desativado devido ao desconhecimento sobre nossas rerservas de urânio em volume suficiente para assegurar o acordo.
O novo presidente, Café Filho, assinou, já em
Em meados de 1956 é instalada uma Comissão Parlamentar de Inquérito, para investigar o problema da energia atômica no país (supostas irregularidades no CNPq), especificamente, com relação a possível demissão do almirante ter sido motivada por pressões norte-americanas explicitadas em quatro documentos secretos, oriundos da diplomacia americana e a conseqüente aceitação das condições de negociação dos EUA com a mudança da política brasileira na exportação de minerais estratégicos.
Com o suicídio do presidente Getúlio Vargas e a exoneração de Álvaro Alberto da presidência do CNPq termina a chamada fase nacionalista. Na verdade, o desenvolvimento atômico brasileiro é objeto de disputa entre dois setores do Estado, um representado pelo Itamaraty e outro pelo CNPq. E é o setor representado pelo Itamaraty que vai dominar a fase diplomática.
O presidente Médici nomeou a Central Nuclear de Angra dos Reis como Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto.
Álvaro Alberto faleceu em 31.01.1976.
Migalhas dos EUA
A CPI recomendou a revisão de acordos internacionais prejudiciais ao país e o governo, então, nomeou uma comissão interministerial, cujas diretrizes, aprovadas pelo Conselho de Segurança Nacional, estabeleciam que "o ponto fundamental da política nuclear deverá ser produzir, no país, combustíveis nucleares sob total controle e propriedade do governo".
A Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN), desmembrada do CNPq em 1956 para executar a política nuclear já citada, estabeleceu estreita colaboração com os Estados Unidos, através de acordo de cooperação nuclear dentro do programa "Átomos para a Paz".
O Brasil adquiriu pequenos reatores de pesquisa e treinamento que foram espalhados em 7 estados diferentes. A CNEN, numa política errônea de dispersão de esforços não soube mobilizar os cientistas e técnicos nacionais em torno da Energia Nuclear.
====================================================
Grupo do Tório e Água Pesada
Nesta fase perdemos iniciativas promissoras como foi o Grupo do Tório, no qual entre 1965 e 1970, um grupo do Instituto de Pesquisas Radioativas de Belo Horizonte conseguiu desenvolver um projeto de um reator alimentado a tório de 30 MW.
A idéia nasceu de um trabalho intitulado "Necessidades de Combustível para um Programa Nucleoenergético da Região Centro-Sul". No documento a razão que levaria à opção nuclear e seus desdobramentos era um pretenso esgotamento hidráulico da região Centro-Sul.
Pelo desconhecimento de reservas de urânio e conhecimento de jazidas de tório o grupo baseou sua pesquisa na transformação do tório em urânio 233. O grupo desenvolveu várias pesquisas e chegou a projetar um protótipo de reator capaz de operar com 3 misturas de combustível em água pesada: urânio enriquecido e tório (Projeto Instinto), urânio natural (Projeto Toruna) e plutônio-tório (Projeto Pluto).
Sobrou o Toruna e o projeto completo de um reator e das demais unidades de uma central nuclear (Projeto Toruna/Protótipo).
A flexibilidade levava em consideração o preço dos combustíveis no mercado internacional, caso o Brasil não tivesse autonomia em matéia-prima, poderia se optar por uma mistura ou outra de acordo com a disponibilidade e preço.
Segundo o relatório final do Grupo do Tório, "foi desenvolvido o projeto preliminar de referência de um reator (...). A tecnologia ligada ao projeto poderá ser desenvolvida no Brasil já que não é muito complexa (...) Tudo indica que o mais apropriado para o país é a opção urânio natural, seguida de opção plutônio-tório para o prazo mais longo."
Pronto o trabalho, o grupo foi dissolvido.
O IPR passou a se chamar Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear e os estudos sobre a utilização do tório como combustível nuclear passaram a ser feitos em cooperação com o Centro Nuclear de Jülich da Alemanha.
Outra pesquisa nacional era realizada pelo Grupo de Pesquisa e Desenvolvimento da Água Pesada (1964) no Instituto Militar de Engenharia, que desde 1954 com a criação do Curso de Introdução à Engenharia Nuclear veio a se transformar num instituto de pós-graduação de engenharia. O objetivo era desenvolver técnica para produção de água pesada e assim até mesmo um acordo com Israel (1972) foi estabelecido para o desenvolvimento conjunto de uma usina-piloto com base num processo de troca isotópica hidrogênio-amina.
Logo depois o Governo adotou o projeto de uma usina nuclear a água leve e urânio enriquecido (acordo com os EUA), o que arrefeceu os trabalhos do GPD e após 1974 foram cancelados (com o acordo Brasil-Alemanha).
.png){kind=small}
Sem comentários:
Enviar um comentário