Aula 03 - Centrais Nucleoelétricas, Reatores PWR e BWR e Barreiras de Contenção

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📍 Disciplina: 03 Geração de Energia | 🏠 Hub Principal

Metadados da Aula

• Área: 04 Sistemas Elétricos de Potência e Eletrotécnica
• Carga Horária Equivalente: 4 horas-aula teóricas e práticas
• Pré-requisitos: Termodinâmica Aplicada (Ciclo Rankine a Vapor), Física Moderna (Física Nuclear e Decaimento Radioativo) e Transferência de Calor

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📌 Sumário da Aula

1. 🧭 1. Contextualização e Objetivos de Aprendizagem
2. 📋 2. Sumário Executivo e Síntese Conceitual
3. ⚛️ 3. Física da Fissão Nuclear e Balanço Neutrônico
   • Mecanismo da Fissão do Urânio-235 e Liberação Energética
   • Fórmula dos Seis Fatores e Condição de Criticalidade
   • Moderação de Nêutrons e Barras de Controle
4. 🏗️ 4. Arquitetura de Reatores: PWR versus BWR
   • O Reator a Água Pressurizada (PWR) e o Papel do Pressurizador
   • O Reator a Água Fervente (BWR) e o Circuito Direto
5. 🛡️ 5. Defesa em Profundidade: As Quatro Barreiras Físicas de Contenção
   • Pastilha de UO2, Vareta de Zircaloy, Vaso RPV e Envoltório de Contenção
   • Sistemas de Resfriamento de Emergência do Núcleo (ECCS)
6. 🇧🇷 6. O Ciclo do Combustível Nuclear e a Central Nuclear de Angra
7. 🏭 7. Estudo de Caso Prático: Balanço Térmico de uma Usina PWR de 1.350 MW (Angra 2)
8. 📝 8. Banco de Questões de Fixação e Concursos Auditados
9. 📚 9. Referências Bibliográficas e Normas Técnicas

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🧭 1. Contextualização e Objetivos de Aprendizagem

A geração nucleoelétrica é uma das fontes mais densas, limpas e tecnologicamente sofisticadas de conversão de energia do Sistema Interligado Nacional (SIN). Enquanto a queima de $1\text{ kg}$ de carvão mineral de alta pureza libera cerca de $30\text{ MJ}$ de energia térmica e $1\text{ kg}$ de óleo combustível libera cerca de $44\text{ MJ}$, a fissão completa de apenas $1\text{ kg}$ de Urânio-235 (${}^{235}\text{U}$) libera impressionantes $\mathrm{82.000.000}\text{ MJ}$ ($82\text{ TJ}$), o equivalente energético à combustão de mais de $2.500\text{ toneladas}$ de carvão fóssil.

No Brasil, a geração nuclear concentra-se na Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto (CNAAA) no município de Angra dos Reis (RJ), operada pela Eletronuclear. Composta atualmente por Angra 1 ($640\text{ MW}$) e Angra 2 ($1.350\text{ MW}$), além de Angra 3 ($1.405\text{ MW}$) em fase de conclusão, a central fornece energia de base contínua de baixíssima emissão de carbono para o centro de carga do Sudeste, operando com fatores de capacidade anuais superiores a $85\%$.

Diferentemente de qualquer central térmica convencional, uma usina nuclear envolve requisitos regulatórios e de segurança intrínseca extremos regidos pela Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) e pela Agência Internacional de Energia Atômica (AIEA). O engenheiro eletricista deve compreender o comportamento neutrônico do reator, o acoplamento termohidráulico entre os circuitos primário e secundário, a física das quatro barreiras de contenção radiológica e os sistemas automáticos de desarme (SCRAM).

Objetivos de Aprendizagem

• Modelar o balanço energético da reação de fissão nuclear induzida por nêutrons térmicos no Urânio-235.
• Aplicar a Fórmula dos Seis Fatores para quantificar o fator de multiplicação efetivo ($k_{\text{ef}}$) e os estados de criticalidade ($k_{\text{ef}}=1$), subcriticalidade e supercriticalidade.
• Diferenciar as arquiteturas hidrotérmicas dos reatores de água leve: PWR (Pressurized Water Reactor) e BWR (Boiling Water Reactor).
• Descrever a função do pressurizador e do gerador de vapor na separação física e radiológica dos fluidos de trabalho.
• Explicar a filosofia de defesa em profundidade através das quatro barreiras físicas estanques de contenção.
• Mapear as etapas do ciclo do combustível nuclear no Brasil (mineração, conversão, enriquecimento por ultracentrifugação e fabricação de elementos combustíveis pela INB).

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📋 2. Sumário Executivo e Síntese Conceitual

Parâmetro / Reator	PWR (Reator a Água Pressurizada)	BWR (Reator a Água Fervente)	PHWR / CANDU (Água Pesada)
Combustível Nuclear	${\text{UO}}_2$ enriquecido ($3\%\text{ a }5\%$ em ${}^{235}\text{U}$)	${\text{UO}}_2$ enriquecido ($2\%\text{ a }4\%$ em ${}^{235}\text{U}$)	Urânio natural ($0,71\%$ em ${}^{235}\text{U}$)
Moderador de Nêutrons	Água leve ordinária (${\text{H}}_2\text{O}$)	Água leve ordinária (${\text{H}}_2\text{O}$)	Água pesada / Óxido de deutério (${\text{D}}_2\text{O}$)
Refrigerante Primário	Água leve pressurizada ($155\text{ bar}$)	Água leve em ebulição ($75\text{ bar}$)	Água pesada pressurizada ($100\text{ bar}$)
Ebulição no Núcleo	Não permitida (líquido comprimido a $325^{\circ }\text{C}$)	Permitida (ebulição no núcleo gera vapor a $285^{\circ }\text{C}$)	Não permitida no circuito de tubos de pressão
Gerador de Vapor (GV)	Obrigatório (isola o circuito primário do secundário)	Inexistente (vapor do reator vai direto à turbina)	Obrigatório (troca calor ${\text{D}}_2\text{O}\to {\text{H}}_2\text{O}$)
Radioatividade na Turbina	Zero (circuito secundário estritamente limpo)	Presente temporariamente (isótopos $\text{N-16}$)	Zero (circuito secundário isolado)
Exemplos no Brasil / Mundo	Angra 1 (Westinghouse), Angra 2 e 3 (Siemens/KWU)	Fukushima Daiichi (GE), Leibstadt (Suíça)	Usinas CANDU no Canadá e Argentina (Atucha)

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⚛️ 3. Física da Fissão Nuclear e Balanço Neutrônico

Mecanismo da Fissão do Urânio-235 e Liberação Energética

O núcleo do átomo de Urânio-235 (${}_{92}^{235}\text{U}$) é composto por $92$ prótons e $143$ nêutrons. Quando um nêutron térmico (nêutron de baixa energia cinética, $E_k\approx 0,025\text{ eV}$, à velocidade de cerca de $2.200\text{ m/s}$) colide com esse núcleo, ele é capturado, formando temporariamente o núcleo excitado instável de Urânio-236:

${}_{92}^{235}\text{U}{+}_0^{1}n⟶{[}_{92}^{236}\text{U}{]}^{\ast }⟶X+Y+\nu {}_0^{1}n+\Delta E$

O núcleo sofre uma deformação oscilatória que supera a tensão superficial das forças nucleares fortes e sofre fissão, dividindo-se assimetricamente em dois fragmentos primários de menor massa (por exemplo, Bário-141 e Criptônio-92):

${}_{92}^{235}\text{U}{+}_0^{1}n{⟶}_{56}^{141}\text{Ba}{+}_{36}^{92}\text{Kr}+3{}_0^{1}n+200\text{ MeV}$

O balanço de massa antes e depois da reação revela um defeito de massa ($\Delta m=m_{\text{inicial}}-m_{\text{final}}>0$). Pela relação de equivalência massa-energia de Albert Einstein ($E=\Delta m\cdot c^2$), essa massa aniquilada converte-se em energia térmica útil.

A distribuição típica dos $200\text{ MeV}$ liberados por cada evento de fissão é:

• $168\text{ MeV}$ ($84\%$): Energia cinética dos fragmentos de fissão (produtos de fissão desaceleram no retículo cristalino da pastilha, gerando calor direto);
• $5\text{ MeV}$ ($2,5\%$): Energia cinética dos nêutrons rápidos emitidos instantaneamente;
• $7\text{ MeV}$ ($3,5\%$): Radiação gama ($\gamma$) pronta emitida no instante da quebra;
• $8\text{ MeV}$ ($4\%$): Decaimento beta (${\beta }^{-}$) retardado dos produtos de fissão instáveis;
• $12\text{ MeV}$ ($6\%$): Energia carregada por antineutrinos ($\bar{\nu }$) que escapam do reator sem interagir com a matéria (energia não aproveitável).

A média estatística de nêutrons rápidos emitidos por fissão é $\nu \approx 2,43\text{ neˆutrons/fissa˜o}$. Esses novos nêutrons podem induzir fissões subsequentes, viabilizando uma reação em cadeia auto-sustentada.

Fórmula dos Seis Fatores e Condição de Criticalidade

O estado dinâmico de uma reação em cadeia em um reator nuclear é governado pelo Fator de Multiplicacao Efetivo ($k_{\text{ef}}$):

$k_{\text{ef}}=\frac{\text{Taxa de produc¸a˜o de neˆutrons por fissa˜o na gerac¸a˜o }n}{\text{Taxa de absorc¸a˜o e escape de neˆutrons na gerac¸a˜o }n-1}$

Para um reator real de volume finito (onde há escape de nêutrons pelas fronteiras geométricas externas), $k_{\text{ef}}$ é expresso pela Fórmula dos Seis Fatores:

$\boxed{k_{\text{ef}}=\underset{k_{\infty }}{\underbrace{ϵ\cdot p\cdot f\cdot \eta }}\cdot P_{\text{FNL}}\cdot P_{\text{TNL}}}$

Onde:

• $ϵ$ é o Fator de Fissão Rápida: razão entre o total de nêutrons gerados e os gerados por fissão térmica pura ($ϵ\approx 1,03\text{ a }1,08$ devido a fissões no ${}^{238}\text{U}$ por nêutrons rápidos);
• $p$ é a Probabilidade de Escape de Ressonância: probabilidade de um nêutron rápido desacelerar através da faixa de energia de ressonância do ${}^{238}\text{U}$ sem ser capturado ($p\approx 0,85\text{ a }0,92$);
• $f$ é o Fator de Utilização Térmica: fração de nêutrons térmicos absorvida pelo combustível em relação à absorção total no reator (combustível + moderador + estruturas);
• $\eta$ é o Fator de Reprodução Térmica: número médio de nêutrons de fissão produzidos por nêutron térmico absorvido no combustível ($\eta =\nu \frac{{\sigma }_f}{{\sigma }_a}$);
• $k_{\infty }$ é o fator de multiplicação em um meio infinito teórico ($k_{\infty }=ϵ\cdot p\cdot f\cdot \eta$);
• $P_{\text{FNL}}$ é a probabilidade de nêutrons rápidos não escaparem do núcleo (Fast Non-Leakage);
• $P_{\text{TNL}}$ é a probabilidade de nêutrons térmicos não escaparem do núcleo (Thermal Non-Leakage).

Classificação dos regimes de operação:

1. Regime Crítico ($k_{\text{ef}}=1,0000$): O número de nêutrons permanece perfeitamente estável de geração para geração. O reator opera em potência elétrica rigorosamente constante e contínua.
2. Regime Subcrítico ($k_{\text{ef}}<1$): A população de nêutrons decai exponencialmente. O reator está desligado ou em processo de parada.
3. Regime Supercrítico ($k_{\text{ef}}>1$): A população neutrônica cresce exponencialmente, elevando a potência térmica da usina. Utilizado de forma controlada apenas durante rampas de aumento de carga.

Define-se a Reatividade Nuclear ($\rho$) como o desvio relativo do reator em relação ao estado crítico:

$\rho =\frac{k_{\text{ef}}-1}{k_{\text{ef}}}$

Moderação de Nêutrons e Barras de Controle

Os nêutrons nascidos da fissão são nêutrons rápidos dotados de altíssima energia cinética média ($E_k\approx 2\text{ MeV}$). Nessa faixa hiperenergética, a probabilidade de colisão e absorção físsil com o núcleo de ${}^{235}\text{U}$ (seção de choque microscópica de fissão ${\sigma }_f$) é baixíssima ($\approx 1,5\text{ barn}$). Em contraste, para nêutrons térmicos lentos ($E_k\approx 0,025\text{ eV}$), a seção de choque salta para $\approx 585\text{ barn}$ (um aumento de quase $400$ vezes!).

Para desacelerar os nêutrons sem absorvê-los, utiliza-se o Moderador:

• A física das colisões elásticas demonstra que a transferência máxima de energia cinética ocorre entre partículas de massas idênticas ($m_1\approx m_2$).
• Como o próton do núcleo do átomo de Hidrogênio da água comum (${\text{H}}_2\text{O}$) possui massa praticamente idêntica à do nêutron ($m_p\approx m_n$), a água leve é um moderador extraordinariamente eficiente: bastam cerca de $18$ a $20$ colisões elásticas consecutivas para que um nêutron rápido atinja o equilíbrio térmico a $0,025\text{ eV}$.

O controle fino e o desligamento do reator são realizados por dois mecanismos complementares:

1. Barras de Controle: Feixes de barras metálicas fabricadas com materiais de altíssima seção de choque de captura de nêutrons sem fissão (ligas de Prata-Índio-Cádmio ou Carboneto de Boro ${\text{B}}_4\text{C}$). A inserção das barras no núcleo absorve nêutrons, reduzindo $k_{\text{ef}}$ abaixo de $1$. Em situações de emergência (SCRAM), as barras são desengatadas de seus eletroímãs e despencam por gravidade para dentro do núcleo em menos de $1,8\text{ segundo}$, extinguindo instantaneamente a reação em cadeia.
2. Veneno Solúvel (Ácido Bórico): Ácido bórico (${\text{H}}_3{\text{BO}}_3$) dissolvido na água do circuito primário em concentrações controladas (ppm de Boro-10). Como o ${}^{10}\text{B}$ é um potente absorvedor de nêutrons, a alteração da concentração de boro permite compensar o consumo de combustível e os venenos de fissão (como o Xenônio-135) ao longo dos ciclos de recarga de $18$ meses.

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🖼️ Representação Gráfica: Reatores PWR, BWR e as 4 Barreiras de Contenção

A figura a seguir consolida em alta definição a física da fissão, o ciclo termohidráulico do reator PWR e as quatro barreiras físicas de blindagem estanque:

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🏗️ 4. Arquitetura de Reatores: PWR versus BWR

O Reator a Água Pressurizada (PWR) e o Papel do Pressurizador

O Reator a Água Pressurizada (PWR), adotado nas usinas de Angra 1 e Angra 2 e projetado para Angra 3, opera com três circuitos térmicos totalmente desacoplados e independentes:

1. Circuito Primário (Nuclear e Fechado):
   • A água leve atua simultaneamente como refrigerante e moderador, circulando a alta velocidade através do vaso de pressão do reator (RPV);
   • A pressão de operação é mantida rigorosamente em $155\text{ bar}$ ($15,5\text{ MPa}$). A essa pressão monumental, o ponto de ebulição da água é elevado de $100^{\circ }\text{C}$ para cerca de $345^{\circ }\text{C}$. Como a água entra no reator a $292^{\circ }\text{C}$ e sai a $326^{\circ }\text{C}$, a água permanece integralmente em estado líquido comprimido, sem ebulição;
   • O coração do controle de pressão é o Pressurizador: um vaso vertical conectado à tubulação primária preenchido metade com água líquida e metade com vapor saturado. Para elevar a pressão, acionam-se bancos de aquecedores elétricos de imersão de alta potência; para reduzir a pressão, válvulas injetam sprays de água fria no topo do domo de vapor.
2. Circuito Secundário (Convencional de Vapor e Limpo):
   • A água do circuito primário a $326^{\circ }\text{C}$ flui pelo interior de milhares de tubos em formato de “U” invertido dentro do Gerador de Vapor (GV);
   • O circuito secundário opera a uma pressão significativamente menor ($65\text{ bar}$). Ao entrar em contato com a parede externa dos tubos quentes do GV, a água secundária entra em ebulição vigorosa, gerando vapor saturado seco a cerca de $280^{\circ }\text{C}$;
   • Esse vapor limpo e não-radioativo expande-se nas turbinas a vapor de alta e baixa pressão acopladas ao gerador elétrico síncrono de $1.350\text{ MW}$.
3. Circuito Terciário (Condensação e Resfriamento Externo):
   • O vapor de exaustão das turbinas é condensado em um condensador de superfície resfriado por água do mar captada na enseada de Itaorna (Angra dos Reis), devolvida ao oceano sem qualquer contato físico ou contaminação com os circuitos nucleares.

O Reator a Água Fervente (BWR) e o Circuito Direto

O Reator a Água Fervente (BWR) opera com um circuito único direto:

• O vaso do reator opera a uma pressão intermediária de cerca de $75\text{ bar}$;
• A essa pressão, a água entra em ebulição diretamente no interior do núcleo, gerando vapor saturado que sobe pelo vaso, passa por separadores e secadores de vapor no domo superior e segue diretamente para a turbina a vapor;
• Vantagem: Elimina a necessidade de geradores de vapor e pressurizadores, reduzindo o volume de equipamentos civis da contenção;
• Desvantagem Radiológica: Como o vapor gerado no núcleo carrega isótopos de ativação de meia-vida curta (como Nitrogênio-16, $\text{N-16}$, que emite radiação gama intensa durante o funcionamento), todo o edifício da turbina, condensador e tubulações de vapor requer blindagens radiológicas pesadas de chumbo e concreto, exigindo protocolos de acesso restrito durante a operação.

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🛡️ 5. Defesa em Profundidade: As Quatro Barreiras Físicas de Contenção

A segurança nuclear internacional apoia-se no conceito de Defesa em Profundidade (Defence in Depth). Para que qualquer material radioativo atinja o meio ambiente externo, ele teria que romper consecutivamente quatro barreiras físicas herméticas e independentes:

1. Primeira Barreira — A Pastilha Cerâmica de ${\text{UO}}_2$:
   • O pó de dióxido de urânio é prensado e sinterizado em fornos a $1.700^{\circ }\text{C}$, formando pastilhas cilíndricas cerâmicas de altíssima densidade ($10,5{\text{ g/cm}}^3$) e alto ponto de fusão ($2.865^{\circ }\text{C}$). A própria estrutura cristalina retém mais de $98\%$ de todos os produtos de fissão sólidos e gasosos gerados durante a queima.
2. Segunda Barreira — A Vareta de Combustível em Zircaloy:
   • As pastilhas cerâmicas são empilhadas dentro de tubos selados a laser de $4\text{ metros}$ de comprimento fabricados em liga especial de Zircônio (Zircaloy-4 ou ZIRLO). O zircônio é escolhido por apresentar altíssima resistência mecânica e à corrosão química e uma seção de choque de absorção de nêutrons praticamente transparente.
3. Terceira Barreira — O Vaso de Pressão do Reator (RPV):
   • O vaso do reator é forjado em um anel contínuo de aço carbono-manganês-molibdênio de ultra-alta resistência com espessura entre $20\text{ cm}$ e $25\text{ cm}$, pesando mais de $400\text{ toneladas}$. A superfície interna é revestida por soldagem contínua com uma camada de aço inoxidável austenítico de $6\text{ mm}$ para evitar corrosão. Suporta pressões de projeto de até $175\text{ bar}$.
4. Quarta Barreira — O Edifício de Contenção Biológica:
   • Em Angra 2, a contenção é composta por uma esfera interna de aço estrutural especial de $56\text{ metros}$ de diâmetro e $30\text{ mm}$ de espessura, envolta externamente por um edifício cilíndrico de concreto armado protendido de mais de $1,0\text{ metro}$ de espessura. Projetada para resistir à pressão interna gerada pelo rompimento completo da maior tubulação primária (Loss of Coolant Accident - LOCA), terremotos de magnitude máxima e impacto de aeronaves comerciais.

Sistemas de Resfriamento de Emergência do Núcleo (ECCS)

Para evitar o superaquecimento das varetas de combustível em caso de acidente com perda de refrigerante (LOCA), as usinas dispõem do Sistema de Resfriamento de Emergência do Núcleo (ECCS):

• Acumuladores Hidráulicos Passivos: Grandes tanques preenchidos com água borada mantidos sob pressão de nitrogênio gasoso a $45\text{ bar}$. Caso a pressão primária caia em um rompimento, válvulas de retenção abrem-se passivamente sem necessidade de eletricidade, inundando o núcleo instantaneamente;
• Injeção de Segurança de Alta Pressão (HPSI) e Baixa Pressão (LPSI): Bombas centrífugas de emergência acionadas por múltiplos geradores diesel de emergência redundantes em classe 1E (safety-related), garantindo a remoção do calor residual de decaimento (decay heat) mesmo com blecaute elétrico externo total (station blackout).

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🇧🇷 6. O Ciclo do Combustível Nuclear e a Central Nuclear de Angra

O Brasil é um dos raríssimos países do mundo que dominam integralmente todas as etapas industriais do ciclo do combustível nuclear, desde a prospecção geológica até a fabricação do elemento combustível:

1. Mineração e Beneficiamento: A mina de Caetité (BA), operada pelas Indústrias Nucleares do Brasil (INB), extrai o minério de urânio e processa-o quimicamente na forma de concentrado de óxido de urânio amarelo, denominado Yellowcake (${\text{U}}_3{\text{O}}_8$);
2. Conversão: O concentrado é convertido no gás hexafluoreto de urânio (${\text{UF}}_6$), que se torna gasoso a temperaturas moderadas ($56^{\circ }\text{C}$);
3. Enriquecimento Isotópico: O urânio natural contém apenas $0,71\%$ do isótopo físsil ${}^{235}\text{U}$, sendo $99,28\%$ composto pelo fértil ${}^{238}\text{U}$. Nas instalações da INB em Resende (RJ), baterias de ultracentrífugas desenvolvidas com tecnologia puramente nacional pelo Centro Tecnológico da Marinha em São Paulo (CTMSP) enriquecem o teor de ${}^{235}\text{U}$ para a faixa de $3,5\%\text{ a }4,5\%$. O rotor das centrífugas gira a velocidades supersônicas suspenso por mancais magnéticos sem atrito no vácuo;
4. Reconversão e Fabricação das Pastilhas: O ${\text{UF}}_6$ gasoso enriquecido é convertido em pó de ${\text{UO}}_2$, compactado hidraulicamente e sinterizado em pastilhas cerâmicas;
5. Montagem dos Elementos Combustíveis: As pastilhas são inseridas nas varetas de zircaloy, que são organizadas em feixes mecânicos com grades espaçadoras estruturais formando o Elemento Combustível. Em Angra 2, cada elemento combustível contém $236$ varetas em arranjo $16\times 16$; o núcleo abriga $193$ elementos combustíveis no total.

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🏭 7. Estudo de Caso Prático: Balanço Térmico de uma Usina PWR de 1.350 MW (Angra 2)

Dados Operacionais Nominais de Angra 2

• Potência Térmica do Núcleo do Reator: $P_{\text{term}}=3.765{\text{ MW}}_{\text{term}}$
• Potência Elétrica Bruta nos Terminais do Gerador: $P_{\text{el, bruta}}=1.350{\text{ MW}}_{\text{el}}$
• Consumo dos Serviços Auxiliares da Usina (bombas RCP, BFP, etc.): $P_{\text{aux}}=75\text{ MW}$
• Vazão mássica total de refrigerante no circuito primário: ${\dot{m}}_{\text{prim}}=18.800\text{ kg/s}$
• Temperatura da água primária na entrada do reator: $T_{\text{frio}}=292^{\circ }\text{C}$ ($h_{\text{frio}}\approx 1.298\text{ kJ/kg}$ a $155\text{ bar}$)
• Temperatura da água primária na saída do reator: $T_{\text{quente}}=326^{\circ }\text{C}$ ($h_{\text{quente}}\approx 1.498\text{ kJ/kg}$ a $155\text{ bar}$)
• Pressão de vapor gerado no circuito secundário nos GVs: $p_{\text{sec}}=65\text{ bar}$ ($T_{\text{sat}}\approx 280,8^{\circ }\text{C}$)

Passo 1: Cálculo da Potência Elétrica Líquida e Rendimento Térmico Global

A potência elétrica líquida entregue ao Sistema Interligado Nacional (subestação de $500\text{ kV}$) é:

$P_{\text{el, lıˊq}}=P_{\text{el, bruta}}-P_{\text{aux}}=1.350\text{ MW}-75\text{ MW}=1.275\text{ MW}$

O rendimento térmico de conversão bruto da central é:

${\eta }_{\text{bruto}}=\frac{P_{\text{el, bruta}}}{P_{\text{term}}}=\frac{1.350\text{ MW}}{3.765\text{ MW}}\approx 0,3586(35,86\%)$

O rendimento térmico de conversão líquido da central é:

${\eta }_{\text{lıˊquido}}=\frac{P_{\text{el, lıˊq}}}{P_{\text{term}}}=\frac{1.275\text{ MW}}{3.765\text{ MW}}\approx 0,3386(33,86\%)$

Passo 2: Cálculo da Taxa de Calor Rejeitada ao Oceano pelo Condensador

Pela Primeira Lei da Termodinâmica aplicada ao balanço térmico global:

${\dot{Q}}_{\text{rejeitada}}=P_{\text{term}}-P_{\text{el, bruta}}=3.765\text{ MW}-1.350\text{ MW}=2.415{\text{ MW}}_{\text{term}}$

Essa gigantesca potência térmica residual é transferida integralmente para a água do mar no condensador terciário. Com uma elevação de temperatura permitida pela licença ambiental do IBAMA de $\Delta T_{\text{mar}}=6^{\circ }\text{C}$ e calor específico da água do mar $c_p\approx 4,0\text{ kJ/(kg}{\cdot }^{\circ }\text{C})$:

${\dot{Q}}_{\text{cond}}={\dot{m}}_{\text{mar}}\cdot c_p\cdot \Delta T_{\text{mar}}⟹{\dot{m}}_{\text{mar}}=\frac{2.415\times 10^3\text{ kJ/s}}{4,0\cdot 6}\approx 100.625\text{ kg/s}\approx 100{\text{ m}}^3/\text{s}$

A vazão de água do mar requerida pelo condensador equivale à vazão inteira de um rio de médio porte.

Passo 3: Consumo Diário de Combustível Físsil ${}^{235}\text{U}$

Sabendo que cada fissão de um núcleo de ${}^{235}\text{U}$ libera aproximadamente $200\text{ MeV}=200\times 10^6\times 1,602\times 10^{-19}\text{ J}=3,204\times 10^{-11}\text{ J}$:

A taxa de fissões por segundo necessária para gerar $P_{\text{term}}=3.765\text{ MW}=3,765\times 10^9\text{ J/s}$ é:

$\text{Taxa}=\frac{3,765\times 10^9}{3,204\times 10^{-11}}\approx 1,175\times 10^{20}\text{fisso˜es/segundo}$

Multiplicando pelos segundos de um dia ($86.400\text{ s}$):

$\text{Fisso˜es/dia}=1,175\times 10^{20}\cdot 86.400\approx 1,015\times 10^{25}\text{fisso˜es/dia}$

A massa molar do ${}^{235}\text{U}$ é $235\text{ g/mol}$ e o Número de Avogadro é $N_A\approx 6,022\times 10^{23}\text{ aˊtomos/mol}$:

$m_{\text{fıˊssil/dia}}=\frac{1,015\times 10^{25}}{6,022\times 10^{23}}\cdot 235\text{ g}\approx 16,86\text{ moles}\cdot 235\text{ g/mol}\approx 3,96{\text{ kg de }}^{235}\text{U por dia!}$

Densidade Energética Nuclear

Uma central de $1.350\text{ MW}$ elétricos opera consumindo menos de $4\text{ kg}$ de Urânio-235 por dia. Para produzir a mesma quantidade de energia elétrica, uma central termelétrica equivalente a carvão fóssil precisa queimar cerca de $12.000\text{ toneladas}$ de carvão diariamente (o equivalente a um comboio de $120$ vagões de trem de carvão descarregados a cada $24\text{ horas}$).

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📝 8. Banco de Questões de Fixação e Concursos Auditados

Questão 01 — Eletronuclear / Cesgranrio — Engenheiro Nuclear / Eletricista

Em um reator nuclear a água pressurizada (PWR), como os instalados na Central Nuclear de Angra dos Reis, o pressurizador tem como função primordial no circuito primário:

• (A) Resfriar o vapor de escape das turbinas e condensá-lo para alimentar o circuito terciário.
• (B) Manter a pressão do circuito primário em patamar suficientemente elevado para impedir a ebulição da água em contato com os elementos combustíveis no núcleo.
• (C) Separar os fragmentos de fissão gasosos da água de alimentação da caldeira secundária.
• (D) Aumentar a velocidade dos nêutrons rápidos para torná-los nêutrons térmicos.
• (E) Realizar a troca de calor entre o circuito secundário e as torres de resfriamento.

Resolução Comentada da Questão 01

• A alternativa (B) é a CORRETA. Em reatores PWR, a água do circuito primário atua como moderador e refrigerante a temperaturas que chegam a $326^{\circ }\text{C}$. Para evitar que essa água evapore e forme bolsões de vapor no interior do núcleo (o que causaria perda de refrigeração e derretimento do combustível por crise térmica de ebulição / DNB), o pressurizador mantém a pressão do circuito primário eletricamente controlada em torno de $155\text{ bar}$, garantindo que a água permaneça estritamente no estado líquido comprimido.

Resolução Analítica Passo a Passo: B

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Questão 02 — Petrobras / Cesgranrio — Engenheiro de Equipamentos Júnior

No projeto de segurança de centrais nucleares do tipo PWR, adota-se a filosofia da Defesa em Profundidade com quatro barreiras físicas estanques entre o material radioativo e o meio ambiente externo. A segunda barreira física dessa cadeia de proteção é constituída por:

• (A) Pastilha cerâmica de dióxido de urânio (${\text{UO}}_2$).
• (B) Tubo metálico da vareta de combustível fabricado em liga de Zircaloy.
• (C) Vaso de pressão do reator em aço carbono forjado de alta espessura.
• (D) Edifício de contenção biológica em concreto protendido.
• (E) Tanques de água borada do sistema de injeção de emergência (ECCS).

Resolução Comentada da Questão 02

• A sequência estrita das 4 barreiras físicas de contenção em um PWR é:
  1. 1ª Barreira: Pastilha cerâmica de ${\text{UO}}_2$ (retém produtos de fissão na matriz sólida);
  2. 2ª Barreira: Tubo da vareta de combustível em liga de Zircaloy (envoltório metálico estanque selado a laser);
  3. 3ª Barreira: Vaso de pressão do reator (RPV) e fronteira do circuito primário de alta pressão;
  4. 4ª Barreira: Edifício de contenção de concreto armado e aço.
• Portanto, a segunda barreira é a vareta de Zircaloy.

Resolução Analítica Passo a Passo: B

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Questão 03 — Marinha do Brasil — Corpo de Engenheiros — Engenharia Nuclear

Em relação à física de reatores nucleares térmicos, a condição de criticalidade auto-sustentada em regime permanente estacionário é definida pelo fator de multiplicação efetivo de nêutrons ($k_{\text{ef}}$) e pela reatividade ($\rho$). Essa condição é estritamente caracterizada por:

• (A) $k_{\text{ef}}>1$ e $\rho >0$
• (B) $k_{\text{ef}}=0$ e $\rho =-1$
• (C) $k_{\text{ef}}=1$ e $\rho =0$
• (D) $k_{\text{ef}}<1$ e $\rho =1$
• (E) $k_{\text{ef}}=2,43$ e $\rho =1$

Resolução Comentada da Questão 03

• Um reator atinge a criticalidade quando o número de nêutrons produzidos por fissão é exatamente igual ao número de nêutrons perdidos por absorção e escape nas fronteiras. Nessa condição de equilíbrio neutro, o fator de multiplicação efetivo é unitário: $k_{\text{ef}}=1,0000$
• A reatividade $\rho$ é dada por $\rho =\frac{k_{\text{ef}}-1}{k_{\text{ef}}}$. Substituindo $k_{\text{ef}}=1$: $\rho =\frac{1-1}{1}=0$

Resolução Analítica Passo a Passo: C

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Questão 04 — CNEN — Tecnologista — Engenharia Nuclear

O elemento químico moderador tem por finalidade reduzir a energia cinética dos nêutrons produzidos na fissão nuclear rápida ($E\approx 2\text{ MeV}$) até que atinjam energias térmicas ($E\approx 0,025\text{ eV}$). O motivo físico fundamental para que a moderação seja essencial nos reatores PWR que utilizam urânio de baixo enriquecimento é:

• (A) Os nêutrons rápidos reagem quimicamente com a água, provocando hidrólise e explosão de hidrogênio.
• (B) A probabilidade de ocorrência de fissão nuclear no núcleo de ${}^{235}\text{U}$ (seção de choque ${\sigma }_f$) é centenas de vezes maior para nêutrons térmicos lentos do que para nêutrons rápidos.
• (C) A água fria reduz a temperatura do núcleo, impedindo que o tório se transforme em plutônio.
• (D) Os nêutrons térmicos possuem velocidade superior à velocidade da luz na água, gerando radiação de Cherenkov estabilizadora.
• (E) Os nêutrons lentos são repelidos pelas barras de controle de boro.

Resolução Comentada da Questão 04

• A alternativa (B) é a CORRETA. A seção de choque microscópica de fissão do ${}^{235}\text{U}$ segue aproximadamente a lei $1/v$ (onde $v$ é a velocidade do nêutron). Para nêutrons rápidos emitidos na fissão ($v\approx 20.000\text{ km/s}$), ${\sigma }_f$ é de apenas cerca de $1,5\text{ barn}$. Ao moderar esses nêutrons com colisões na água leve até a energia térmica de $0,025\text{ eV}$ ($v\approx 2,2\text{ km/s}$), ${\sigma }_f$ sobe para $\approx 585\text{ barn}$, permitindo sustentar a reação em cadeia com urânio de baixo enriquecimento ($3\%\text{ a }4\%$).

Resolução Analítica Passo a Passo: B

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Questão 05 — ENADE / MEC — Engenharia de Energia — Adaptada

Em uma central nuclear do tipo PWR, durante a operação em regime de potência nominal, ocorre a quebra de um tubo do circuito secundário de água de alimentação. O sistema de proteção automática desliga o reator imediatamente acionando o SCRAM (queda das barras de controle). Mesmo com a reação de fissão em cadeia completamente interrompida, a usina exige a operação ininterrupta dos sistemas de resfriamento de emergência porque:

• (A) O urânio enriquecido continua sofrendo fusão nuclear espontânea em altas pressões.
• (B) O decaimento radioativo dos produtos de fissão acumulados continua liberando calor residual intenso (Potência de Decaimento), que pode derreter o combustível se não for resfriado.
• (C) O gerador síncrono precisa continuar girando para evitar o travamento dos mancais magnéticos.
• (D) A água do circuito primário congela instantaneamente na ausência de fluxo neutrônico.
• (E) O moderador de água leve converte-se em água pesada corrosiva.

Resolução Comentada da Questão 05

• A alternativa (B) é a CORRETA. Imediatamente após o desligamento da reação em cadeia por fissão, o núcleo continua produzindo calor significativo devido ao decaimento radioativo beta (${\beta }^{-}$) e gama ($\gamma$) dos produtos de fissão instáveis acumulados nas pastilhas (denominado Calor Residual de Decaimento ou Decay Heat). No instante inicial do desligamento, esse calor residual atinge cerca de $6\%\text{ a }7\%$ da potência térmica nominal (para Angra 2, isso representa cerca de $250\text{ MW}$ térmicos de calor contínuo!). Se os sistemas de resfriamento de emergência (ECCS) falharem em remover esse calor, a temperatura das varetas sobe descontroladamente até o derretimento do zircaloy e do combustível (como ocorreu em Fukushima Daiichi em 2011).

Resolução Analítica Passo a Passo: B

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📚 9. Referências Bibliográficas e Normas Técnicas

1. LAMARSH, John R.; BARATTA, Anthony J. Introduction to Nuclear Engineering. 4. ed. Upper Saddle River: Pearson, 2017.
2. KNOX, Harold D. Nuclear Power: Fundamentals, Systems, and Operations. Boca Raton: CRC Press, 2020.
3. GLASSTONE, Samuel; SESONSKE, Alexander. Nuclear Reactor Engineering: Reactor Systems Engineering. 4. ed. New York: Chapman & Hall, 1994.
4. CNEN — COMISSÃO NACIONAL DE ENERGIA NUCLEAR. Norma CNEN-NN-1.16: Garantia da Qualidade para a Segurança em Usinas Nucleoelétricas. Rio de Janeiro, 2021.
5. IAEA — INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. Fundamental Safety Principles - Safety Standards Series No. SF-1. Vienna: IAEA, 2006.
6. ELETRONUCLEAR. Relatório Periódico de Segurança da Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto. Angra dos Reis, 2022.

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