A Próxima Geração de Reatores Nucleares
Henrique Rattner
FEA/USP

As previsões sombrias sobre o próximo esgotamento das reservas de gás e de petróleo (na Noruega, na Rússia e mesmo em alguns países do Golfo) têm impulsionado a elevação dos preços de combustíveis fosseis líquidos e sólidos, agravado o clamor e as pressões da opinião pública contra as emissões de gases de efeito estufa e o aquecimento global terrestre. Em conseqüência, há um renovado interesse na pesquisa de fontes energéticas alternativas por parte dos setores produtivos e do poder público. Apesar da onda de protestos e da desativação de reatores nucleares, sobretudo nos países europeus (Suécia, Alemanha e Grã Bretanha), há manifestações de interesse renovado na construção de novos reatores acompanhados pela alocação de verbas, ainda que tímida, em projetos de P&D (pesquisa e desenvolvimento) de modelos novos, mais eficientes.
Muitos dos reatores nucleares construídos durante a “guerra fria” enfatizaram a natureza dual da tecnologia nuclear e foi dada preferência àquelas plantas que criariam material físsil para armamentos e, também, para a geração de eletricidade.
Atualmente, as prioridades foram invertidas. Os EUA e a Rússia decidiram reduzir seus estoques de armas nucleares e a comunidade internacional está tentando prevenir sua aquisição por outros países. No programa “Megatoneladas por Megawatts”, o material físsil é retirado das ogivas nucleares e transformado em combustível para as centrais nucleares geradoras de energia.
Com 53 novos reatores em construção no mundo e dezenas a mais em fase de planejamento, as principais dificuldades enfrentadas pelos cientistas nucleares são a prevenção da proliferação; a melhoria da eficiência e a definição de uma solução para as quantidades crescentes de resíduos nucleares que continuam em abrigos precários, inadequados e inseguros.
Essas novas prioridades favorecem a construção de novos reatores. Assumindo a liderança no desenvolvimento de uma nova geração de reatores, um programa internacional chamado Fórum Internacional de IV Geração (Generation International Fórum - GIF), com a colaboração dos governos da Argentina, Brasil, Bretanha, China, França, Japão, Rússia, África do Sul, Coréia do Sul e a Suíça elaborou uma lista de seis modelos promissores que variam de reformas de versões de reatores existentes até a abordagem tecnológica radicalmente diferente. Todos os reatores nucleares existentes estão baseados em fissão nuclear, um processo desenvolvido na década dos 1930. Ao bombardear certos átomos pesados com nêutrons estes os absorvem, se tornam instáveis e se fracionam. O processo libera enormes quantidades de energia sob forma cinética de fissão em rápido movimento. Essa energia é convertida em calor quando as partículas produzidas pela fissão são desaceleradas. Se o neutrônio ejetado bate em átomos próximos, estes também se fracionam, produzindo mais fissão e tornando o processo auto-sustentado.
A tecnologia incorporada à geração de energia nuclear civil não progrediu muito desde 1950 quando um pequeno número de reatores protótipos comerciais foram produzidos. Baseados nos reatores desenvolvidos para programas militares e de propulsão naval, esses modelos de “geração I” foram pioneiros dos desenhos de água pressurizada que constitui a maioria dos reatores nucleares da Geração I atualmente em operação. Em reatores de água pressurizada, a alta pressão é mantida para prevenir a “fervura” e refrigerar o núcleo do reator e para “moderar” a reação nuclear, reduzindo a velocidade dos nêutrons, maximizando sua capacidade de causar novas fissões. De acordo com a Agência Internacional de Energia Atômica (IAEA), dos 436 reatores atualmente em operação, 350 são do tipo PWR ou de uma versão simplificada deste mesmo desenho. A maioria desses reatores utiliza o ciclo de “passagem única” (once through) durante o qual cada lote de combustível é gasto numa única passagem no reator e os resíduos são removidos e guardados em depósitos. De acordo com a Associação Nuclear Mundial, o combustível usado e recuperado do reator contém quase 96% de urânio original bem com plutônio criado no núcleo. Se o renascimento da energia nuclear deslanchar num ritmo previsto por muitos especialistas, essa utilização ineficiente do combustível se tornará insustentável.
Num futuro próximo, os novos reatores continuarão sendo do tipo PWR, mas com modelos de Geração III e Geração III+, com desenho de água leve incorporando novos mecanismos de segurança. Alguns poderão também funcionar com o combustível MOx (oxigênio misturado) que é produzido por reprocessamento de combustível utilizado para extrair plutônio e urânio, combinando os para produzir um novo combustível. Embora o MOx esteja sendo utilizado atualmente em 1/3 dos reatores franceses, a ideia do reprocessamento é assunto controvertido e necessita ainda de amplo apoio internacional. Os críticos afirmam que o processo é antieconômico e aumenta os riscos de proliferação.
Os seis modelos mais promissores da Geração IV identificados numa lista de mais de 100 propostas examinadas pelo GIF, se diferenciam do modelo de “água leve moderado – uma única vez” que domina a geração atual.
Mesmo os reatores baseados nos desenhos correntes, acrescentam algumas alterações complicadoras. Vejamos o reator supercrítico refrigerado à água (SCWR). Embora utilize água para a refrigeração, à semelhança dos modelos existentes, sua água funciona a temperaturas muito mais elevadas (acima de 374 graus Celsius) e sob alta pressão. Nessas condições, a água está numa única fase supercrítica, diferente do líquido ou de vapor. Isto elimina a necessidade de transferir calor da água de refrigeração para vapor através de um trocador de calor secundário, para mover uma turbina a vapor, como no caso dos atuais PWR. A água supercrítica propulsiona a turbina diretamente. Afastando a necessidade por bombas, pressurizadores e geradores de vapor resultam em eficiência térmica mais elevada: 45% contra os 35% dos PWR convencionais. A simplicidade da planta deve resultar também em redução de custos. O GIF estima que um SCWR possa ser construído ao custo de US$ 800 por kW de capacidade geradora, um quarto do custo estimado do reator da geração III+.
Pelo fato de basear se em modelos de reatores existentes e também seu aproveitamento de caldeiras supercríticas alimentadas por combustível fóssil, ambas as tecnologias firmemente estabelecidas, o SCWR será provavelmente um dos primeiros reatores da Geração IV a ser desenvolvido. O GIF ambiciona ter o protótipo de demonstração pronto, em 2022. Contudo, vários desafios técnicos permanecem segundo um especialista canadense: “Materiais usados em reatores correntes que não corroem, se fracionam e aqueles que não fracionam excessivamente, corroem”. Novas ligas serão necessárias que não corroem nem fracionam sob alta pressão.
O segundo modelo com raízes na tecnologia existente é o reator de temperatura muito alta (VHTR). Este funciona com base num único ciclo de urânio, mas em vez de água utiliza grafite como moderador e hélio como refrigerador. (Hélio tem a vantagem de ser inerte quimicamente e possui uma tendência limitada de se tornar radioativo quando exposto à ação de nêutrons). Como o nome sugere, os VHTR são construídos para funcionar em temperaturas muito altas, aquecendo o refrigerador até 950 graus Celsius, comparado com os 350 graus C de um PWR estandardizado o que o torna termicamente mais eficiente. Como o SCRWR, também o VHTR irá exigir o desenvolvimento de novos materiais. Embora o hélio apresente menos problemas de corrosão do que a água supercrítica, a criação de materiais nucleares e moldes de combustível que possam resistir às altas temperaturas constituem problemas que intimidam. Mesmo assim, o VHTR impressionou a administração de Obama que anunciou em setembro de 2009 a criação de um fundo de US$ 40 milhões para financiar P&D de uma planta nuclear da próxima geração, um reator baseado no modelo VHTR. Diferentemente de SCWR e de VHTR que são baseados em modelos de reatores correntes, os outros quatro modelos da “Geração IV” desenvolvem uma abordagem completamente diferente do ciclo de combustível nuclear. Três são reatores de “nêutrons rápidos” que não incluem um moderador para desacelerar nêutrons livres durante o processo de fissão. Com mais nêutrons livres circulando, os reatores rápidos podem consumir ou “queimar” os resíduos nucleares, uma característica que aumenta a preferência daqueles que advogam a redução de resíduos como meio de “fechar” o ciclo de combustível nuclear. A natureza dualista da tecnologia nuclear permite utilizá-la para produzir ou “incubar” novo material físsil, convertendo o urânio 238 em plutônio, notadamente de duplo uso. Opositores de reatores rápidos receiam os elevados custos e os riscos de proliferação. Mas, a perspectiva de extrair energia útil de resíduos nucleares proporciona uma vantagem significativa aos reatores rápidos.
Dos três modelos preferidos de reatores rápidos – o refrigerado a sódio; a gás e a chumbo – que se diferenciam pelo uso de material de refrigeração distinto, cada um tem seus pros e contra. O mais bem sucedido dos três modelos é o reator refrigerado a sódio (SFR) que conseguiu o maior número de anos de operação na forma de protótipo. Os especialistas apontam o reator russo BN600 que funciona desde 1980. O sódio é preferido com refrigerador por causa de suas propriedades de transferência de calor, sua capacidade de operar a pressões mais baixas do que outros reatores e sua transparência relativa a nêutrons rápidos, o que significa que não interferem no processo de fissão.
Segundo o IAEA, Rússia, Coréia do Sul e Índia estão operando SFR e a China se prepara para lançar seu protótipo em meados de 2020.
O reator rápido refrigerado a gás (GFR), ao contrário, deve ainda demonstrar sua viabilidade em escala comercial. Muitos especialistas o consideram uma melhor aposta do que o SFR devido à sua semelhança técnica com o GFR da geração III. Como o VHTR, o GFR utiliza hélio para refrigerar o núcleo do reator e para propulsionar a turbina, proporcionando eficiência térmica mais elevada do que sistemas com um segundo ciclo de transferência de calor. Como no VHTR, as vantagens de refrigeração a gás incluem suas características não corrosivas e sua capacidade de funcionar a altas temperaturas (o GFR irá operar a 850 graus Celsius). Entretanto, da mesma forma como o VHTR, o GFR exigirá novos materiais para revestir os recipientes para resistirem às elevadas temperaturas.
O terceiro modelo de reator rápido utiliza chumbo derretido como refrigerador, uma abordagem historicamente favorecida pelos militares soviéticos que utilizam reatores rápidos, refrigerados por chumbo e bismuto para propulsionar seus submarinos. Desde os anos de 1990, houve interesse renovado por reatores refrigerados a chumbo (LFR), sobretudo na Europa. A vantagem do modelo LFR é sua capacidade de adaptação a modelos de pequenas baterias que podem ser fabricados como unidades auto contidas, com um núcleo de “longa vida”. Este tipo de reator poderá oferecer oportunidade de prover energia nuclear a outros países, sem ceder lhes as partes tecnológicas mais sensíveis do ciclo de combustível nuclear.
Embora uma rede comercial de reatores rápidos fosse atrativa para a perspectiva do tratamento dos resíduos, ela apresenta sua própria cesta de problemas de proliferação. Segundo especialistas, a adoção de reatores comerciais rápidos exigiria a capacidade de monitoração em “tempo real” para assegurar que os reatores não sejam utilizados para a fabricação de armas. Dificilmente, os países envolvidos concordarão com esse tipo de inspeção.
O sexto modelo preferido, o reator a sal derretido (MSR) funciona por dissolução do combustível nuclear numa solução de flúor que funciona como combustível e como refrigerador no núcleo do reator. O sal derretido que possui boas qualidades de transferência de calor, pode ser aquecido a temperaturas acima de 1000 graus, sem ferver, sendo moderado pela utilização de grafite. A circulação deste combustível elimina a necessidade de fabricar combustível e permite o reprocessamento contínuo “on line”. Permite também o uso de material físsil existente e que pode ser facilmente misturado com o outro combustível. E, como outros reatores rápidos, o MSR pode ser desenhado para queimar muitos dos produtos acessórios de longa vida no processo de fissão, resultando em resíduos muito menos radioativos do que aquele produzido no ciclo “once through”.
Um outro tipo de MSR, o reator a flúor-tório líquido (LFTR) ganha particular aceitação entre aqueles que consideram o tório um substituto atrativo do urânio e plutônio no ciclo de combustível, por ser mais barato e abundante do que o urânio. Entretanto, embora o tório supra 250 vezes mais energia do que o urânio, ele exige a “semeadura” com nêutrons externos para a indução de sua fissão e, outro obstáculo para o MSR é encontrar materiais capazes de resistir ao sal aquecido, corrosivo e radioativo. Qual desses modelos será o preferido nas próximas décadas, já que nem todos os reatores da Geração IV chegarão à fase de comercialização? Cada um dos modelos está estreitamente ligado a diferentes programas nacionais de P&D e os governos relutam quando seus projetos são relegados.
O VHTR e o SFR estão quase prontos para passar da fase de pesquisa para a de design e de desenvolvimento e o governo britânico identificou os modelos VHTR, GFR e SFR como de alta prioridade. Os EUA, a França e o Japão concordaram no ano passado a colaborar no desenvolvimento de protótipos do SFR. Dois critérios irão provavelmente prevalecer: o consentimento às regras regulatórias e a viabilidade econômica. A Agência de Energia Nuclear da OCDE elabora um programa multinacional de avaliação e considera um esquema internacional de regulamentos de segurança estandardizados para o licenciamento de novos reatores. Quanto á viabilidade econômica fica patente a necessidade de enorme suporte financeiro por parte dos governos, sobretudo para financiar a fase de P&D. Em longo prazo, será necessário fornecer empréstimos com garantias para superar os riscos de construções pioneiras. Seja qual for o novo modelo de reator escolhido, parece claro que o número de projetos de pesquisa de novos reatores desenvolvido pelo mundo, em vez de produzir armas, irá cumprir a esperança manifestada pelo presidente Eisenhower, em 1953, de que a criatividade inventiva do homem não será dedicada à morte, mas à consagração da vida.
Ao apagar das luzes de 2009 (27 de dezembro de 2009), um consórcio sul coreano venceu em licitação pública um contrato de 20 bilhões de dólares, para construir quatro reatores nucleares nos Emirados Árabes Unidos. Outros 20 bilhões serão faturados pela operação das plantas durante seu tempo de vida útil, calculado em 60 anos. Apesar da concorrência ferrenha na qual participaram um consórcio liderado pela Hitachi e a General Electric e, também, a francesa AREVA, apoiada por um “lobby” intenso do presidente da França, Nicolas Sarkozy, os sul coreanos levaram a melhor, tendo como vantagem principal o preço mais baixo. A empresa coreana, a KEPCO, opera 20 reatores no seu país e projeta construir outros vinte, nos próximos anos, sendo mais rápidos e eficientes do que seus concorrentes ocidentais. “Somos baratos, sólidos e confiáveis” afirma um de seus executivos que espera conseguir novos contratos para a construção de reatores na Índia, Jordânia e Turquia, tudo com tecnologia coreana. Um desafio tremendo para as empresas concorrentes ocidentais.
Reatores convencionais atualmente em operação (PWR): Utilizam reações nucleares no núcleo para aquecer a água no ciclo primário e, depois, aquecem a água no ciclo secundário, produzindo vapor. Este propulsiona a turbina que gera eletricidade. A água é utilizada, tanto como refrigerador quanto para moderador, para desacelerar os nêutrons.
Veja, na tabela, como os seis modelos da Geração IV diferem dos reatores atualmente em uso.
TIPO DIFERENÇA A FAVOR CONTRA
1. Reator refrigerado por água supercrítica Utiliza água “supercrítica” de altas temperaturas e pressão. Elimina o ciclo secundário, reduzindo custos e elevando a eficiência. Necessita de novos materiais para resistir à tensão e corrosão.
2. Reator de temperatura muito elevada (VHTR) Utiliza hélio como refrigerador e grafite como moderador. Opera a temperaturas mais altas do que o PWR, tornando o mais eficiente. Necessita de novos materiais para resistir às altas temperaturas.
3. Reator rápido refrigerado a sódio (SFR),4. Reator rápido refrigerado a gás (GFR)5. Reator rápido refrigerado a chumbo (LFR) Reatores com nêutrons rápidos, sem moderador. O GFR não tem segundo ciclo. Pode consumir resíduos nucleares existentes, fechando o ciclo de combustível. Pode ser também utilizado para produzir plutônio, reforçando o medo de proliferação.
6. Reator de sal derretido (MSR) O combustível é derretido numa solução de flúor que age como refrigerador. O ciclo secundário contém sal derretido moderado com grafite. Não há necessidade de fabricar o combustível. Possibilidades de reprocessamento contínuo e pode funcionar com tório. O tório precisa ser “semeado” para induzir sua fissão.




São Paulo, janeiro de 2010.