Aspectos

                        ASPECTOS TÉCNICOS

Após o final da Segunda Guerra Mundial, ocorreu um período de grande criatividade e ebulição no setor nuclear. Os mais diversos tipos de reatores nucleares foram concebidos, projetados e muitos foram, efetivamente, construídos, sendo que alguns operam até nossos dias. Todas as possíveis combinações de material físsil e fértil, de moderadores e de fluidos refrigerantes foram testadas, resultando em reatores que operaram sem maiores impactos ambientais e com segurança. Após algum tempo, a maioria das concepções originais foi abandonada, consolidando aquelas que permanecem até hoje por razões técnicas e econômicas.

A era de geração elétrica através da energia nuclear começou quase simultaneamente na antiga União Soviética, na Inglaterra e nos EUA. A primeira usina nuclear civil a produzir eletricidade foi a usina de Obninsk, de 5 MW(e), na União Soviética, cuja operação ocorreu em 27 de julho de 1954. Tratava-se de um reator com combustível de baixo enriquecimento, moderado a grafite e água, circulando em tubos pressurizados, como refrigerante. A segunda foi a usina de Calder Hall, do tipo GCR (gas cooled reactor) ou Magnox (reator com combustível de urânio natural, revestido por uma liga de magnox, moderado a grafite e refrigerado por CO₂), na Inglaterra, de 50 MW(e), cuja operação teve início em 27 de agosto de 1956, sendo considerada a primeira usina nuclear comercial do mundo. Esta usina foi descomissionada em 31 de março de 2003, após aproximadamente 47 anos de operação. Nos EUA, através do programa "Atoms for Peace", do presidente Eisenhower, a Divisão de Reatores Navais da antiga Comissão de Energia Atômica (AEC) deu início ao desenvolvimento da usina de Shippingport, uma usina do tipo PWR de 68 MW(e), que atingiu a criticalidade em 2 de dezembro de 1957, exatamente 15 anos após a criticalidade do primeiro reator nuclear, construído pela equipe de Enrico Fermi, sob o campo de futebol da Universidade de Chicago. Shippingport foi concebida com dois objetivos principais: demonstrar a produção de eletricidade e servir como um laboratório de desenvolvimento científico e tecnológico. Vinte anos após o início de operação, o núcleo do reator foi substituído e uma camada externa (blanket) de tório e U²³³ foi adicionada, tornando-se do tipo LWBR (reator regenerador – breeder – a água leve pressurizada). Essa usina continua operando até os dias de hoje. O segundo reator de potência americano foi a usina de Dresden, de 180 MW(e), financiada pela iniciativa privada e desenvolvida pela General Electric (GE), cuja operação teve início em 1960 e descomissionamento em 1978. Trata-se de um reator do tipo BWR (reator a água leve fervente).

Essas usinas apresentadas se constituem naquilo que se convencionou chamar de "Geração I" dos reatores nucleares.

EVOLUÇÃO

Os protótipos acima, de baixa potência nominal, serviram de inspiração para as usinas comerciais projetadas a partir de meados da década de 1960 até o início da década de 1980, hoje consideradas como Geração II e que continuam em operação até nossos dias. As usinas da Geração II são, usualmente, de grande porte, isto é, potência nominal acima de 1000 MW(e), dotadas de diversos e redundantes sistemas de segurança e com desempenho operacional excepcional. Entre elas, se encontram os reatores PWR, desenvolvidos pela Westinghouse, Combustion Engineering, Babcock & Wilcox e Framatome, os reatores BWR da General Electric e os reatores da linha Candu (contração de Canadian Deuterium – reatores a água pesada e baixos enriquecimentos de urânio), desenvolvidos pelo Canadá. Os PWRs representam mais da metade dos reatores em operação no mundo.

A partir dos acidentes de Three Mile Islands e Chernobyl, preocupações com as liberações radioativas deram origem ao desenvolvimento de usinas dotadas de sistemas passivos de segurança, que independem da ação do operador, além de simplificações do projeto, objetivando menores custos de capital e tempos mais curtos de construção. Essas considerações resultaram nos reatores da Geração III. A Westinghouse apresentou, inicialmente, a concepção do reator AP600 e, em seguida, o AP1000. Trata-se de reatores derivados do PWR anterior, dotado de inovativos sistemas passivos de segurança e com grandes simplificações de projeto, reduzindo, consideravelmente, o tempo e o custo da construção. Embora sejam reatores certificados pela Comissão Reguladora Nuclear (NRC) dos EUA, até o momento, nenhum reator desse tipo foi construído. Na linha dos PWRs, a empresa Areva NP – resultante da fusão da Framatome (FR) e da divisão nuclear da Siemens alemã – apresentou o EPR (Evolucionary PWR), no qual os sistemas e componentes foram simplificados, com enorme ênfase em segurança. Uma usina dessa natureza se encontra em construção na Finlândia, devendo operar em 2010. Os reatores do tipo BWR, usualmente associados à GE, deram origem aos reatores ABWR (Advanced BWR) e ESBWR (Economic Simplified BWR). São reatores similares, nos quais as usuais bombas de recirculação do refrigerante dos projetos tradicionais foram substituídas por circulação natural. O ESBWR representa uma evolução dos modelos iniciais do ABWR e com potência nominal superior. No momento, existem 4 reatores ABWR, construídos pelo consórcio Toshiba & Hitachi, operando no Japão e outros em planejamento. Ainda, 2 ABWRs encontram-se em construção em Taiwan. Quanto ao ESBWR, embora diversas companhias de eletricidade americanas tenham demonstrado interesse na sua construção, o projeto ainda se encontra em fase de certificação pela NRC.

A partir de 2000, teve início a discussão quanto aos reatores do futuro ou reatores da Geração IV, considerando-se que os próximos reatores devem ser licenciados, construídos e operados, produzindo energia a preços competitivos (4). As novas concepções devem, ainda, considerar o uso ótimo dos recursos naturais, a segurança nuclear, a administração dos rejeitos radioativos, assim como as preocupações públicas quanto ao uso da energia nuclear. Em janeiro de 2000, o Departamento de Energia dos EUA, através do Office of Nuclear Energy, Science and Technology, reuniu um grupo de altos representantes de nove países, entre os quais o Brasil, para discutir a questão dos futuros reatores. Esse grupo deu origem ao Fórum Internacional da Quarta Geração, mediante acordo firmado em julho de 2001, com o objetivo de identificar as concepções de reatores que atendam os requisitos descritos acima, mapear áreas de interesses comuns, estabelecer colaborações e trocas de informações.

Em dezembro de 2002, o DOE publicou um relatório (5) selecionando seis reatores avançados a serem desenvolvidos até 2030. O relatório reconhece que os países participantes possuem interesses diversos, quanto à finalidade do reator, seja para a produção de eletricidade, hidrogênio, administração de actinídeos ou para utilização em pequenas malhas de eletricidade. Dos reatores selecionados, com potência variando entre 150 e 1500 MW(e), três reatores são reatores rápidos (operam com nêutrons de altas energias), dois reatores são térmicos (nêutrons termalizados) e um, intermediário. Todos consideram a utilização de ciclo de combustível fechado, isto é, com o combustível irradiado sendo reprocessado para separação de seus componentes, e todos operam a temperaturas acima das temperaturas dos reatores atuais.