Uma das principais tendências do setor nuclear mundial são as tentativas de desenvolver tecnologias de reatores totalmente novas. Nesse contexto, fala-se sobre a quarta geração. Mas o que significa esse conceito? Os cientistas nucleares russos apresentam sua própria perspectiva.
Alexander Lokshin, Primeiro Vice-Diretor Geral da Rosatom para o Desenvolvimento de Novos Produtos de Energia Nuclear, durante seu discurso no Fórum Atomexpo 2024, enfatizou que a 4ª geração é mais do que um reator, é um sistema complexo. Alexander Lokshin enfatizou que os sistemas de 4ª geração devem resolver dois problemas: o primeiro é o reprocessamento do combustível nuclear usado e o segundo é o uso máximo possível do urânio. Agora, lembre-se de que o urânio enriquecido a 5% no isótopo urânio-235 é usado como combustível para reatores, sua porcentagem no urânio natural é de 0,7%, portanto, a maior parte do isótopo urânio-238 é armazenada.
INPRO e o Fórum de “4ª Geração”
Não existe uma definição única do que é a quarta geração. A AIEA buscou se afastar completamente da classificação dos reatores por geração, introduzindo os conceitos de reator “inovador” e “avançado”. Entretanto, entre os cientistas nucleares de todo o mundo, o conceito de “geração” criou raízes e continuou a ser empregado com frequência. Entre os especialistas, a 1ª, 2ª, 3ª e 3ª+ geração diferem no quesito nível de segurança (consulte “Evolução dos Reatores”). As unidades projetadas pela Rússia com reatores VVER-1200, que a Rosatom implanta ao redor do mundo, pertencem à geração 3+ e são atualmente as mais seguras.
Um debate moderno sobre o tipo de energia nuclear necessário para o futuro foi iniciado pela Rússia no âmbito do Projeto Internacional sobre Reatores Nucleares Inovadores e Ciclos de Combustível (INPRO), fundado em 2000 sob a supervisão da AIEA. “Houve um enorme interesse. Muitos países em desenvolvimento, possíveis consumidores de tecnologias de energia nuclear, incluindo a Índia e a China, até mesmo a Alemanha antinuclear, sem mencionar países como a França e o Japão, que sonhavam em manter as usinas nucleares já em operação, se envolveram imediatamente”, lembra Vladimir Kagramanyan, ex-representante da AIEA, em uma entrevista ao portal AtomInfo.ru.
O projeto INPRO estabeleceu imediatamente os requisitos para os sistemas de quarta geração, que ainda são relevantes nos dias de hoje: segurança, não proliferação e gerenciamento de resíduos. “A posição russa já era conhecida. O combustível nuclear usado não representa um resíduo, mas sim uma matéria-prima para um novo combustível no ciclo fechado do combustível nuclear, incluindo reatores rápidos”, destaca Vladimir Kagramanyan.
No ano seguinte, surgiu o Fórum Geração 4 (GIF IV), iniciado pelos Estados Unidos. De acordo com Vladimir Kagramanyan, os desenvolvedores ocidentais, depois de selecionar uma ou duas tecnologias, deveriam criar um projeto piloto. Entretanto, quase imediatamente ficou claro que as abordagens dos participantes eram muito diferentes, assim como as tecnologias. Após todas as discussões, surgiu uma lista de seis tecnologias de reatores de Geração IV que atendem a esses requisitos (veja abaixo). No entanto, o INPRO também considera tecnologias semelhantes.
“Os resultados do trabalho realizado no INPRO deram à AIEA e a toda a comunidade nuclear ferramentas sérias para considerar a energia nuclear como um sistema complexo de “longo prazo” voltado para o desenvolvimento sustentável de toda a humanidade“, afirmou o ex-diretor geral adjunto da AIEA, Alexander Bychkov, em uma entrevista para o portal AtomInfo.ru.
Ao avaliar as tecnologias para o futuro, tanto o INPRO quanto o Fórum da 4ª Geração foram norteados pelos seguintes critérios:
Desafios para os novos sistemas
A necessidade de tecnologias nucleares essencialmente novas é motivada por três desvantagens dos atuais reatores resfriados a água. A primeira é que esses reatores operam com baixa eficiência, a segunda é a alta pressão no circuito primário, que pode ser perigosa, e a terceira é que o espectro térmico de nêutrons é utilizado, ou seja, apenas uma pequena parte do potencial energético da energia natural do urânio. O principal objetivo dos sistemas de nova geração é eliminar essas deficiências.
Como o representante da AIEA, Vladimir Kriventsev, apontou no Fórum Atomexpo 2024, cada nova tecnologia (dentre as consideradas pelo GIF IV) apresenta certas desvantagens. Por exemplo, em reatores supercríticos, a pressão aumenta junto com a temperatura e a eficiência. Nos reatores refrigerados a gás em alta temperatura, o problema da eficiência é resolvido e a alta pressão não é tão perigosa, já que o refrigerante é gás, mas o espectro de nêutrons ainda é térmico. Os reatores rápidos de sódio resolvem todos os problemas acima, mas o sódio reage violentamente com a água e o ar, portanto, é necessário um circuito intermediário (terceiro circuito). Os reatores rápidos de chumbo não apresentam esse problema, pois esses reatores são caracterizados pela maior segurança em comparação a todos os outros, mas há requisitos mais rigorosos para materiais estruturais que não podem ser destruídos sob a influência do refrigerante e da radiação. Além disso, muitas das tecnologias abordadas pelo GIF IV não foram testadas anteriormente.
A abordagem para entender a quarta geração proposta pelo setor nuclear russo elimina a pergunta “o que torna as tecnologias de quarta geração não testadas melhores do que as tecnologias de terceira geração já testadas?”. A quarta geração deve incluir sistemas que ofereçam novas qualidades – segurança, desperdício zero, custo-benefício, utilização máxima de matérias-primas – ou seja, que ofereçam um nível mais alto de sustentabilidade durante todo o ciclo de vida de uma usina nuclear.
Entrando na 4ª Geração
Na Rússia, que não se concentra no tipo de reator, mas em sistemas com novas características, estão sendo desenvolvidos não apenas novos tipos de reatores (isso está acontecendo ao redor do mundo), mas também novos tipos de combustível, tecnologias e equipamentos para sua criação e, o mais importante, novas abordagens sobre o que deve ser incluído no complexo de energia nuclear, que pode ser entendido de forma mais ampla para além das usinas nucleares.
Novos desenvolvimentos são apresentados de forma mais completa no projeto inovador “Breakthrough” (Proryv), implementado pela Rosatom. Como parte do projeto, um complexo experimental de demonstração de geração de energia está sendo construído no local da Usina Química da Sibéria (que faz parte da Divisão de Combustíveis da Rosatom), incluindo uma unidade com um reator experimental de demonstração rápida com refrigerante de chumbo BREST-OD-300 e dois módulos: fabricação de combustível – refabricação e reprocessamento de combustível irradiado. Graças a esse acordo, pela primeira vez no mundo, o ciclo no local de reprocessamento de combustível nuclear usado e a produção de novas porções de combustível a partir deste será desenvolvido nas instalações de Proryv, ou seja, na prática, os problemas mencionados por Alexander Lokshin serão resolvidos.
“Os requisitos para os reatores de quarta geração coincidem em grande parte com os objetivos do projeto Breakthrough, ou seja, fechar o ciclo do combustível, eliminar a necessidade de evacuação e reassentamento fora da área industrial em caso de acidente, etc. Ao mesmo tempo, os objetivos do Breakthrough (na época ainda não era chamado de Breakthrough) foram definidos com base na experiência da energia nuclear global e soviética no final da década de 1980, desenvolvida na década de 1990, e as abordagens do Fórum Internacional GIF IV foram criadas na década de 2000. Portanto, as ideias circularam por todo o mundo e se cristalizaram em praticamente os mesmos requisitos que estamos implementando”, disse Vadim Lemekhov, projetista-chefe da Diretoria do Projeto Proryv (Breakthrough), em uma entrevista à revista New Atomic Expert.
A “Breakthrough” está se desenvolvendo de forma dinâmica. Em meados de abril, o órgão regulador russo, Rostekhnadzor, concedeu à Siberian Chemical Combine uma licença para operar uma instalação nuclear com o módulo de fabricação/refabricação de combustível pesado. As instalações nucleares incluem instalações industriais onde materiais radioativos ou físseis são produzidos, processados ou manuseados. A obtenção da licença da Rostechnadzor permitirá avançar para o próximo estágio de testes de equipamentos e desenvolvimento da tecnologia e realizar um teste abrangente dos equipamentos de todos os locais de produção da tecnologia de fabricação de conjuntos de combustível para o BREST-OD-300. No final de março, a linha de fusão carbotérmica foi lançada em modo de teste, e todos os participantes da Atomexpo 2024 puderam assistir à transmissão ao vivo do lançamento
Em meados de abril, o bloco intermediário da estrutura de contenção do reator foi instalado no poço do reator BREST-OD-300 – concluindo a segunda etapa de sua construção. O bloco superior está programado para ser instalado no poço do reator em dezembro deste ano. A altura final da estrutura será de 17 metros.
Espera-se que a ODEC esteja totalmente operacional até 2030. Mas os avanços científicos e de engenharia adquiridos com esse projeto já estão sendo empregados para projetar um complexo industrial de energia (PEK), do qual fará parte uma usina nuclear de duas unidades com reatores rápidos de alta potência usando o refrigerante de chumbo BR-1200. O PEK também pode incluir um complexo de fabricação e processamento de combustível no local. A PEK deve ser competitiva na comparação com outras usinas de geração de energia.
Os mesmos problemas sistêmicos (fechamento do ciclo de combustível nuclear com reprocessamento do combustível usado e maior utilização do potencial energético do urânio, sujeito à eficiência comercial geral) são resolvidos com reatores rápidos de sódio. Na usina nuclear de Beloyarskaya, já há dois anos, a unidade com o reator BN-800 funciona inteiramente com combustível MOX, produzido a partir de urânio empobrecido e plutônio obtido do combustível nuclear usado. Uma unidade com um reator rápido BN-1200 com refrigerante de sódio está sendo projetada, o local para a nova unidade foi definido e foram realizadas audiências públicas sobre sua localização. A meta para 2026 é obter a licença para a construção. O primeiro lançamento de concreto está planejado para 2027. O licenciamento para operação, lançamento físico e de energia está planejado para 2031.
A Rosatom também está desenvolvendo uma linha comercial de sal líquido com o objetivo de fechar o ciclo de combustível nuclear e reprocessar o combustível nuclear usado. Os actinídeos menores são transmutados (ou, em outras palavras, “pós-combustão”) em um reator de sal líquido. Esses são elementos altamente ativos que surgem quando o combustível nuclear opera no reator. A remoção de actinídeos menores reduzirá significativamente a radioatividade do combustível nuclear usado.
Entre as novas tecnologias que a Rosatom está desenvolvendo, também devemos mencionar o reator de alta temperatura resfriado a gás com uma parte tecnológica projetada para a produção de hidrogênio, assim como reatores com pressão supercrítica controlada por espectro.
É claro que a Rússia não é o único país do mundo desenvolvendo uma nova forma de energia nuclear; a China e a Índia também estão engajadas nessa empreitada, e tentativas estão sendo feitas em outros países também. No entanto, o grau de elaboração de tecnologias rápidas de sódio e chumbo, diferentes tipos de combustível para fechar o ciclo de combustível nuclear e muitas outras questões permitem que a Rússia implemente projetos que tornarão o setor de energia nuclear global mais sustentável em termos de eficiência, uso racional de matérias-primas e minimização de resíduos.
Tecnologias do Fórum da 4ª Geração:
- Reator supercrítico resfriado a água (“Supercritical Water-cooled Reactor”, SCWR);
- Reator rápido resfriado a sódio (“Sodium-cooled Fast Reactor”, SFR);
- Reator rápido resfriado a chumbo (“Lead-cooled Fast Reactor”, LFR);
- Reator de sal fundido (“Molten Salt Reactor”, MSR);
- Reator rápido resfriado a gás (“Gas-cooled Fast Reactor”, GFR);
- Reator de temperatura muito alta (“Very High Temperature Reactor”, VHTR).
Evolução dos Reatores
Geração I. Entre 1950 e 1960 – primeiros projetos de reatores de potência com combustível na forma de urânio natural ou pouco enriquecido, com moderadores de grafite, água leve e água pesada, com refrigerantes de água e gás (CO2).
Geração II. Início da década de 1970 e final da década de 1990. Reatores de água leve: reatores de água fervente (BWR) e reatores de água pressurizada (PWR, VVER).
Geração II+. Esse termo às vezes é empregado para reatores da Geração II atualizados e construídos após 2000.
Geração III. Suas características são maior eficiência de combustível, maior eficiência térmica e melhorias significativas nos sistemas de segurança (incluindo segurança nuclear passiva) e padronização do projeto.
Reatores da Geração III+. Unidades de reator de maior segurança. Os recursos característicos são o projeto modular, o alto nível de padronização dos equipamentos, a capacidade de resistir a acidentes aéreos e a disponibilidade de diferentes sistemas de segurança passiva (sistemas passivos de remoção de calor, “melt traps”, dispositivos de resfriamento do vaso, etc.).
