Introdução
Parte da eletricidade fornecida para residências e empresas é gerada por turbinas a vapor em usinas nucleares de Reator de Água em Ebulição (BWR). O vapor que aciona as turbinas é gerado no núcleo do reator nuclear.
Componentes do Reator de Água em Ebulição (BWR)
O núcleo do reator é composto por pastilhas de óxido de urânio inseridas em tubos chamados varetas de combustível, organizadas em uma matriz conhecida como feixe de combustível. Quando o feixe de combustível é envolto por uma estrutura rígida com outros componentes, é denominado conjunto de combustível. Quatro conjuntos de combustível são dispostos em um padrão quadrado chamado célula de controle em um design típico de núcleo BWR. A célula de controle é orientada verticalmente dentro da estrutura do núcleo. Uma barra de controle absorvente de nêutrons na interseção dos quatro conjuntos de combustível na célula de controle é usada para regular a reação nuclear. A barra de controle se move verticalmente dentro da célula de controle. Múltiplas células de controle são organizadas dentro de uma estrutura metálica, formando o núcleo do reator que gera vapor para as turbinas.
Conjunto de Combustível do Reator de Água em Ebulição
Componentes
Pastilha de Combustível
A pastilha de combustível é composta por várias proporções de Urânio-238, Urânio-235, Gadolínio-155 e Gadolínio-157 em forma de óxido. As pastilhas de combustível têm tipicamente cerca de 0,5 polegadas de comprimento e 0,45 polegadas de diâmetro. Elas possuem bordas chanfradas para minimizar a interação com a vareta de combustível durante a expansão térmica. O Urânio-235 sofre fissão diretamente, enquanto o Urânio-238 se transforma em Plutônio-239, que também sofre fissão. O Gadolínio-155 e o Gadolínio-157 atuam como absorvedores temporários de nêutrons, permitindo a adição do Urânio necessário para operar o reator por 12-24 meses. Sem Gadolínio, seriam necessárias barras de controle adicionais para garantir a operação segura e a capacidade de desligamento do reator.
Pastilhas de Combustível
Varetas de Combustível
Vareta de Combustível Padrão
A vareta de combustível padrão é um tubo oco com aproximadamente 0,5 polegadas de diâmetro e 160 polegadas de comprimento, feito de Zircaloy-2 devido às suas propriedades superiores de transferência de calor. Cada vareta possui tampões superiores e inferiores de Zircaloy-2 soldados nas extremidades. O interior é preenchido com hélio a 44 psig (300 KPa) para melhorar a transferência de calor das pastilhas para o revestimento. Uma vareta padrão é projetada para suportar uma pressão interna de 1800 psia (1,24e4 KPa) e operar com pressões externas entre 1000 (68.e3 KPa) e 1100 psig (75,8e3 KPa).
Posições das Varetas
Vareta de Combustível de Comprimento Parcial
As Varetas de Comprimento Parcial se estendem apenas cerca de 40% do comprimento de uma Vareta Padrão a partir do fundo do núcleo. Elas permitem a produção de Plutônio-239 nas varetas adjacentes à região preenchida com vapor acima do topo da Vareta Parcial. O Plutônio-239 contribui para a geração de calor no núcleo do reator.
Vareta de Água
As varetas de água são posicionadas no centro do feixe para aumentar a produção de energia e proporcionar uma queima de combustível mais uniforme. O diâmetro externo da vareta de água é maior do que o da Vareta Padrão. Dependendo do design, um feixe pode conter de zero a três varetas de água.
Componentes do Feixe de Combustível
a. Placa de Amarração Superior e Alça de Transporte
A placa de amarração superior fixa a extremidade superior das varetas na posição correta, suporta o canal e fornece uma alça para movimentação do feixe. Varetas com tampões rosqueados são parafusadas na Placa de Amarração Superior para fixar o feixe no lugar.
Partes Rotuladas do Conjunto de Combustível
b. Placa de Amarração Inferior e Peça de Nariz
A placa de amarração inferior fixa a posição da extremidade inferior das varetas e suporta o peso do feixe. Sua extremidade inferior centraliza o feixe no suporte do núcleo e direciona o fluxo de refrigerante. A peça de nariz encaixa-se precisamente no suporte de combustível, direcionando o fluxo de refrigerante para cima através do conjunto. Varetas com tampões rosqueados são parafusadas na Placa de Amarração Inferior para fixar o feixe no lugar.
c. Espaçadores de Combustível
Os espaçadores mantêm as varetas na posição correta, fornecendo suporte lateral para suprimir vibrações e desgaste por atrito.
d. Molas de Dedo
As molas de dedo são incorporadas na extremidade inferior do feixe para garantir contato positivo entre a placa de amarração inferior e o canal de combustível, minimizando alterações no fluxo ao longo da vida útil do conjunto.
Canal de Combustível
O canal de combustível tem várias funções:
- Distribuição de fluxo.
- Superfície de apoio para os rolos da lâmina da barra de controle.
- Maior rigidez do feixe.
- Proteção das varetas durante o manuseio.
- Atua como dissipador de calor durante condições de Acidente de Perda de Refrigerante (LOCA).
O canal envolve o feixe, separando dois caminhos de fluxo paralelos. Aproximadamente 90% do refrigerante flui dentro do canal para remover calor das varetas. Cerca de 10% do fluxo é direcionado para a região entre os conjuntos, necessário para resfriar as barras de controle e instrumentação nuclear.
Canal de Combustível BWR
Barras de Controle
As barras de controle são projetadas para inserção rápida, evitando danos ao combustível em caso de transientes operacionais anormais. A posição da barra, de totalmente inserida a totalmente retirada, influencia a quantidade de energia gerada nos conjuntos adjacentes. Quando totalmente inserida, impede a reação em cadeia de fissão nos conjuntos adjacentes. Uma barra típica consiste em uma matriz cruciforme de tubos de aço inoxidável preenchidos com carbeto de boro (B4C) em pó como veneno.
Varetas de Combustível PWR e Barra de Controle
Funcionamento dos Conjuntos de Combustível
A água que entra no conjunto através da peça de nariz na placa de amarração inferior colide com nêutrons de fissão de alta energia e absorve o calor gerado. À medida que a água sobe no feixe, sucessivas colisões ocorrem e, com mais calor absorvido, a temperatura da água aumenta até a ebulição. No topo do feixe, a água sai como vapor e é direcionada para fora do núcleo. A água é constantemente bombeada para compensar a saída de vapor. Quase todos os nêutrons de fissão colidem com o refrigerante, reduzindo seu nível de energia até serem absorvidos pelo Urânio-235 ou Plutônio-239. Alguns nêutrons escapam do núcleo ou são absorvidos por materiais não combustíveis. Uma porcentagem dos nêutrons absorvidos no combustível causa fissão nuclear, gerando aproximadamente 2,5 novos nêutrons de alta energia, repetindo o processo.
Variações de Design do Conjunto de Combustível
GE-2 - feixe 7x7.
GE-3 - Feixe 7x7 melhorado com 49 varetas, uma segmentada.
GE-4 - Feixe 8x8 com 63 varetas e 1 vareta de água.
GE-5 - Retrofit de feixe 8x8 pré-pressurizado com hélio, contendo feixes de barreira com 62 varetas e duas varetas de água.
GE-6 & 7 - pré-pressurizado a 3 atmosferas padrão (300 KPa) com hélio e combustível de barreira
GE-8 - Matriz 8x8 com 58 a 62 varetas e 2-6 varetas de água. Pré-pressurizado a 5 atmosferas padrão (510 KPa) com hélio.
GE-10 - Matriz 8x8 de 60 varetas de comprimento total e uma grande vareta de água central.
GE-11 & 13 - Matriz 9x9 de 66 varetas de comprimento total, 8 de comprimento parcial e duas grandes varetas de água centrais.
GE-12 & 14 - Matriz 10x10 de 78 varetas de comprimento total, 14 de comprimento parcial e duas grandes varetas de água centrais.
GNF-2 - Feixe 10X10 com duas varetas de água e varetas parciais de dois comprimentos; aproximadamente 40% e 70% da vareta padrão.
GNF-3 - Feixe 10X10 com uma única grande vareta de água central e varetas parciais de dois comprimentos; aproximadamente 40% e 70% da vareta padrão.
Triton11 - Feixe 11X11 com três varetas de água e varetas parciais de dois comprimentos; aproximadamente 33% e 67% da vareta padrão.
Varetas de combustível - Em alguns designs, o interior da vareta é revestido com zircônio puro para absorver a força das pastilhas em expansão. Algumas varetas são feitas de Zircaloy-4 ou ligas avançadas de zircônio.
Barras de controle - Alguns designs utilizam ligas de háfnio ou prata-índio-cádmio
Vantagens do Reator de Água em Ebulição (BWR)
- O vaso do reator e componentes associados operam a uma pressão significativamente mais baixa, cerca de 1.000–1.100 psi (6,9e3 – 7,5e3 Kpa), comparado a cerca de 2.250 psi (15e3 KPa) em um Reator de Água Pressurizada (PWR).
- O vaso de pressão é menos sujeito à irradiação em comparação com um PWR, tornando-se menos frágil com o tempo.
- Opera a uma temperatura de combustível nuclear mais baixa, devido à transferência de calor pelo calor latente de vaporização, em oposição ao calor sensível nos PWRs.
- Menor risco de uma ruptura causar perda de refrigerante comparado a um PWR, e menor risco de dano ao núcleo caso ocorra. Isso se deve a menos tubos, menos tubos de grande diâmetro, menos soldas e ausência de tubulação de gerador de vapor.
- Os BWRs geralmente têm redundância N-2 em seus principais sistemas de segurança, consistindo em quatro "trens" de componentes. Isso significa que até dois dos quatro componentes de um sistema de segurança podem falhar e o sistema ainda funcionará se acionado.
Desvantagens do Reator de Água em Ebulição (BWR)
- Os BWRs exigem cálculos mais complexos para gerenciar o consumo de combustível nuclear devido ao "fluxo de fluido bifásico (água e vapor)" na parte superior do núcleo, requerendo mais instrumentação no núcleo.
- Vaso de pressão maior do que para um PWR de potência similar, com custo correspondente mais alto, para modelos mais antigos que ainda usam um gerador de vapor principal e tubulação associada.
- Contaminação da turbina por produtos de ativação de curta duração, exigindo controle de acesso e blindagem ao redor da turbina devido aos níveis de radiação do vapor que entra diretamente do núcleo. A maior parte do fluxo de radiação é devido ao Nitrogênio-16, que tem meia-vida de 7,1 segundos, permitindo acesso à câmara da turbina minutos após o desligamento. A manutenção de desligamento na turbina, condensado e componentes de água de alimentação de um BWR pode ser realizada essencialmente como em uma planta de combustível fóssil.
- Preocupações sobre a capacidade de contenção de pressão do Mark I não modificado, que pode ser insuficiente para conter pressões geradas por uma falha limitante combinada com falha completa do Sistema de Resfriamento de Emergência do Núcleo (ECCS), resultando em danos severos ao núcleo. Este cenário de falha dupla, considerado extremamente improvável antes dos acidentes de Fukushima I, pode permitir alguma liberação radioativa. Isso deve ser mitigado pela modificação da contenção Mark I, como a adição de um sistema de pilha de exaustão que, se a pressão de contenção exceder pontos críticos, deve permitir a descarga ordenada de gases após passarem por filtros de carvão ativado projetados para capturar radionuclídeos.