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A Energia Nuclear Como Alternativa Energética

O ciclo de Combustível

 

 

           Ciclo do combustível nuclear

 

Para se ter a noção de quais os riscos da produção de energia nuclear é necessário conhecer o ciclo de combustível, isto é, a sua obtenção e posterior tratamento dos resíduos que resultam do combustível “queimado”.

 

Mina e tratamento do minério: existe urânio em toda a crusta terrestre em diversas formações rochosas. Os seus teores atingem, nalguns casos raros, as 50 partes por mil, mas a sua extracção só é rentável a partir das 0,2 partes por mil. É usual estabelecer minas para teores de cerca de 1 parte por mil. A mineração de urânio é realizada em Portugal e Espanha desde há várias décadas, estas minas podem ser subterrâneas ou a céu aberto. Associadas às minas estão usualmente unidades de tratamento do minério (concentração hidrometalúrgica), pois, com aqueles teores, não seria rentável o transporte do minério extraído. Os riscos inerentes a esta actividade são os mesmos de outras actividades de mineração e tratamento de minérios, essencialmente os acidentes envolvendo trabalhadores e a possível inalação de poeiras. No caso dos minérios radioactivos, existe ainda o risco adicional, embora diminuto, de inalação do radão (produto radioactivo gasoso da filiação do urânio), que obriga a uma acrescida ventilação das galerias subterrâneas. No caso das minas a céu aberto (todas as minas da Península Ibérica o são), este risco é muito menor. Em relação à população, não existe nenhum risco nesta fase uma vez que se tratam de um produto disperso na natureza e uma vez concentrado é relativamente fácil mantê-lo fora do contacto com o homem.

 

Figura 48 – Algumas fases do processo de mineração de urânio.

 

 

Conversão: é uma operação de transformação química na qual se passa do pó na forma óxido (conhecido por Yellow Cake), que é como o urânio sai após o tratamento do minério, para a forma hexafluoreto (gasoso) com que se vai trabalhar na etapa seguinte do ciclo: o enriquecimento isotópico. Estas unidades de transformação estão normalmente associadas às de enriquecimento e não envolvem riscos acrescidos em relação à radioactividade. O principal risco para os trabalhadores destas unidades é o da libertação acidental de hexafluoreto, que se decompõe facilmente e, pela presença do flúor, é um agente corrosivo tóxico se a sua concentração for elevada. Não existem unidades de conversão na Península Ibérica.

Figura 49 – Operação de um equipamento de conversão.

 

 

Enriquecimento: o enriquecimento isotópico é uma operação física através da qual a proporção dos isótopos naturais do urânio (U-235 e U-238) é alterada. O objectivo desta operação é aumentar a proporção do U-235 na mistura, de modo a aumentar a capacidade de iniciar e manter a reacção de cisão em cadeia que se dá nos reactores nucleares. Na proporção isotópica natural (na qual o U-235 representa 0,71%) só é possível obter a reacção em cadeia em condições especiais com recurso a grandes volumes de material e com grafite ultra-pura ou água pesada. Enriquecendo o urânio até cerca de 3 a 4% de U-235 é possível a reacção em cadeia usando água natural e menores massas de urânio, podendo-se produzir reactores mais compactos. Os riscos desta etapa são os mesmos da etapa anterior, o perigo da libertação de hexafluoreto. As unidades de enriquecimento instaladas na Europa servem cerca de uma centena de centrais cada, devido a razões económica, pelo que não seria rentável instalar uma na Península Ibérica.

 

Figura 50 – Esquema do processo de enriquecimento por difusão gasosa.

(O processo de enriquecimento por centrifugação tornou este esquema obsoleto).

 

 

Reconversão: uma vez que o combustível usado nas centrais deverá apresentar-se na forma de um óxido estável (geralmente UO₂) é preciso transformar quimicamente o hexafluoreto. Normalmente esta operação está associada à de enriquecimento, mas também pode estar à entrada da fabricação de combustível. Os riscos envolvidos são os mesmos da etapa anterior embora quantitativamente muito menores.

 

Fabrico do combustível: o “combustível” usado nas centrais é um produto encapsulado em tubos de elevada precisão dimensional, feitos com materiais de elevada pureza química. O combustível é fabricado produzindo varas no interior das quais é colocado o urânio (também podem conter plutónio, um transuraniano obtido a partir do combustível “queimado”). Nesta fase os riscos são pequenos e estão confinados aos trabalhadores, uma vez que não estão envolvidos mecanismos físicos capazes de espontaneamente dispersar os produtos muito fracamente radioactivos que são manipulados. Se for usado como combustível o plutónio, misturado com o urânio, os riscos dos trabalhadores aumentam consideravelmente, uma vez que este apresenta uma maior afinidade química para se fixar nos tecidos ósseos, sendo por isso mais radiotóxico que o urânio. O fabrico de combustível com plutónio é efectuado em linhas de produção herméticas, para que não se libertem poeiras no local de trabalho. O único risco destas unidades prende-se com um possível incêndio, o qual lançaria na atmosfera aerossóis de urânio e plutónio que se espalhariam em redor das instalações. Para evitar este risco, as instalações de fabrico de combustível estão sempre a alguns quilómetros das populações mais próximas. Na Península Ibérica existe uma fábrica de combustível, instalada em Juzbado, na província de Salamanca, que se encontra em funcionamento desde 1985.

 

Figura 51 – Elemento combustível usado nos reactores nucleares PWR.

 

 

Central nuclear: é aqui que estão concentradas todas as atenções em matéria de segurança. Na reacção em cadeia originam-se, como subprodutos, centenas de diferentes tipos de isótopos radioactivos. Estes isótopos ficam originalmente alojados na matriz cerâmica que constitui as pilhas de combustível, mas como as varas nas quais estão alojadas as pilhas não são perfeitas (existem sempre poros e defeitos de produção), alguns desses isótopos são libertados contaminando a central. As elevadas exigências de qualidade, no fabrico do combustível e no circuito de água utilizada para transferir o calor do reactor para a turbina, conjugada com as precauções da operação, permitem garantir um pequeníssimo nível de defeitos (normalmente menos de 1 vara em 10000). Mesmo assim, a hermeticidade não é absoluta e durante a permanência do combustível no reactor (3 a 4 anos) vão-se escapando para o sistema “refrigerador” radioisótopos. Para evitar a sua acumulação existem sistemas de purificação que estão permanentemente ligados aos circuitos principais, estes sistemas têm como função a remoção e concentração das impurezas em tanques, onde posteriormente estas são armazenadas em bidões de resíduos (são resíduos radioactivos de baixa actividade, com radiotoxidade similar à dos resíduos dos laboratórios de investigação ou dos centros de medicina nuclear). Apesar destas “fugas”, em condições normais de funcionamento, as centrais nucleares apresentam uma contribuição para a exposição da população às radiações ionizantes desprezável face às radiações naturais.

 

Armazenamento do combustível “queimado”: após um período de 3 a 4 anos no reactor nuclear, o combustível atinge o fim da sua vida útil e tem de ser substituído por combustível novo. O combustível irradiado (“queimado”) contém elevadíssimas concentrações de radioisótopos, é altamente radioactivo e tem de ser manipulado à distância. Além disso, estes radioisótopos sofrem espontaneamente transformações exoenergéticas, isto é, com libertação de calor, pelo que é necessário assegurar o arrefecimento do combustível queimado após a sua remoção do reactor para que a sua temperatura não suba ao ponto de pôr em risco a sua integridade. É usual armazenar este combustível em piscinas, colocadas em edifícios junto aos reactores, e posteriormente transferi-lo para instalações de reprocessamento ou, se o reprocessamento não for feito, para instalações temporárias de armazenamento de resíduos. Os riscos inerentes a esta fase são pequenos. Só os trabalhadores estão sujeitos a radioactividade no caso de alguma vara ser danificada durante a sua remoção do reactor, a população em geral encontra-se normalmente a centenas de metros da central e nessa altura qualquer fuga de produtos radioactivos já estaria dispersa na atmosfera.

 

Figura 52 – Armazenamento do combustível nuclear “queimado” em piscinas de arrefecimento.

 

 

Reprocessamento: consiste em operações físicas e mecânicas de modo a separar o urânio, o plutónio e os outros elementos radiotóxicos presentes no combustível queimado, que formam um resíduo radioactivo de alta actividade. A queima do combustível nuclear nunca é integral. O combustível contém inicialmente 3,5% de U-235 mas após atingir à volta de 0,9% deixa de conseguir manter a reacção em cadeia e tem de ser retirado do reactor. Como o urânio natural apresenta proporções de 0,71% de U-235 o combustível queimado contém urânio mais enriquecido que o da natureza. Durante a permanência no reactor, o outro componente do urânio, o U-238, produz plutónio. Duas das variantes do plutónio, o Pu-239 e o Pu-241, são similares ao U-235 na possibilidade de manterem reacções de cisão em cadeia. Este fenómeno é a base de novo tipo de reactores nucleares, baptizados como “reprodutores”, em que a produção de Pu-239 excede a queima de U-235. Na geração de reactores utilizada actualmente, cerca de 0,5% do peso final do combustível queimado é constituída por plutónio, este pode ser aproveitado para “produzir” novo combustível substituindo parcialmente o U-235. Em relação aos riscos envolvidos nesta fase do processo, importa referir que as instalações de reprocessamento são as mais poluentes de todo o ciclo de combustível. A carga radioisotópica dos seus efluentes, quer líquidos, quer gasosos, é tipicamente cerca de cem vezes superior à de qualquer central nuclear. A sua localização remota é imperativa. Uma vez que estas instalações processam o combustível de mais de uma centena de centrais, globalmente os seus efeitos aparecem muito atenuados, mas a nível local não deixam de ser preocupantes. Actualmente existem duas destas instalações na Europa Ocidental, no Reino Unido e em França.

 

Depósito de resíduos: há uma enorme variedade de radioisótopos (são mais de quinhentos), desde os muito radiotóxicos (como o Ra-226) aos quase inócuos (como o In-115), desde os que têm períodos de semi-desintegração de alguns minutos ou horas, até aos que exibem semi-vidas de centenas de milhares de anos, tanto os que são predominantes emissores de radiações electromagnéticas penetrantes (raios gama), como os que são essencialmente emissores de partículas subatómicas, designadamente partículas alfa. Normalmente, os resíduos radioactivos são divididos em dois grandes grupos, consoante o tempo que é preciso esperar até que a radioactividade de substância em causa se reduza, espontaneamente, a metade do que é no início do armazenamento. Este período é chamado de período de semi-desintegração, semi-vida, semi-período ou período radioactivo. Assim:

 

Resíduos de baixa actividade, têm semi-vidas de menos de 30 anos;

Resíduos de alta actividade, têm semi-vidas superiores a 30 anos.

 

Relativamente a todos os resíduos, o desejo popular é eliminá-los. É importante referir que só se podem “eliminar” as substâncias que sendo formadas por moléculas obtidas voluntária ou acidentalmente, em condições artificiais, podem ser sujeitas a uma decomposição forçada (por ataque químico ou biológico, incineração a alta temperatura, etc.) de que resultem outras moléculas mais simples ou elementos menos nocivos. Sempre que a perigosidade de uma substância não resultar da sua forma química mas sim das propriedades físicas dos seus constituintes elementares (por exemplo: metais pesados), a única forma de os eliminar seria através de transmutação nuclear. Já houve propostas no sentido de utilizar aceleradores de partículas para este fim, mas os custos envolvidos em tal processo não são ainda aceitáveis. Assim, a “eliminação” significa simplesmente isolar as substâncias radioactivas.

Uma vez que o isolamento em contentores está longe de se poder considerar um isolamento duradouro, para se isolar estes resíduos tem de se recorrer ao isolamento geológico.

 

Figura 53 – Um dos “reactores nucleares” naturais descobertos em Oklo no Gabão.

 

 

Em teoria, o que se consegue com o isolamento geológico é um período de afastamento da bioesfera, que poderá ir até aos milhões de anos, desde que a formação geológica escolhida apresente uma baixa permeabilidade. Estas condições deverão garantir que em caso de fuga esta será lenta, conduzindo a incrementos de concentrações no ambiente que deverão ser desprezáveis. Para os elementos radioactivos é possível mostrar que um confinamento geológico com uma duração de 10 vezes a semi-vida é suficiente para neutralizar a sua perigosidade. Assim, para os resíduos de baixa actividade será suficiente isolá-los por um período de 300 anos, o que é possível mesmo à superfície. Para os resíduos de alta actividade, os períodos de isolamento são enormemente superiores e o seu isolamento à superfície não é possível, uma vez que estes têm de ser isolados por um período de um milhão de anos (em termos geológicos é pouco tempo, daí o seu isolamento geológico). Não existem ainda instalações deste tipo em funcionamento, os estudos que se efectuam actualmente destinam-se mais a melhorar a economia dos procedimentos e a escolha das localizações do que a provar a viabilidade desta solução, que já foi demonstrada com vários projectos à escala internacional.

 

Figura 54 – Vista esquemática do futuro repositório geológico finlandês.