AMÉRICA LATINAANÁLISES DE CONJUNTURA

HALEU: o combustível nuclear do futuro? Uma oportunidade para o Brasil

Tradicionalmente, o combustível para os reatores de pesquisa e os alvos para uso na produção de radioisótopos são fabricados com urânio altamente enriquecido (High Enriched Uranium – HEU[1]), isto é, acima de 20% no teor (assay) do isótopo 235. Esse material vem sendo fornecido principalmente pelos EUA e pela Rússia a partir do excedente militar, sob o Tratado de Não Proliferação (salvaguardas da Agência Internacional de Energia Atômica – AIEA (International Atomic Energy Agency – IAEA). Com o tempo, o fornecimento e o uso de HEU tornaram-se sujeitos a restrições políticas e legais adicionais e nenhum novo HEU vem sendo produzido. Esses fatores tornam incertos os futuros suprimentos.

Em apoio à não proliferação, a maioria dos Estados-Membros da IAEA estão comprometidos com o objetivo de converter o combustível dos reatores de pesquisa e os alvos para produção de radioisótopos para High Assay Enriched Uranium – HALEU, abaixo de 19,75%. Em conformidade com esse compromisso político, o combustível dos reatores de pesquisa brasileiros, em especial o IEA-R1 do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares de São Paulo (IPEN), maior produtor de radioisótopos do País, já fizeram com sucesso essa transição para o HALEU.

A disponibilidade e acessibilidade a longo prazo do HALEU é uma questão fundamental para garantir a operação contínua de reatores de pesquisa e a produção de radioisótopos de fissão. Atualmente, o único fornecedor comercial disponível é a Rússia. Essas circunstâncias criam um risco potencial à segurança do abastecimento tanto de combustível como de alvos. Considerações políticas semelhantes às do fornecimento de HEU também podem afetar o fornecimento futuro de HALEU a 19,75%. Se nenhuma ação for tomada, existe o risco de que o fornecimento deste material de importância crítica não possa ser garantido algum tempo após 2030[2].

Núcleo do reator IEA-R1 – IPEN/USP, ao fundo da piscina de água desmineralizada e deionizada

Tem-se aí uma grande oportunidade para o Brasil, que já produziu bateladas de HALEU para o reator de pesquisa nacional IEA-R1[3] nas instalações de enriquecimento de Aramar, do Centro Tecnológico da Marinha em São Paulo (CTMSP), nos primeiros anos da década passada. Mais recentemente, o CTMSP produziu bateladas de HALEU[4] destinados à fabricação do combustível e de alvos para produção de Molibdênio 99, radioisótopo de amplo uso na medicina [5], para o futuro Reator Multipropósito Brasileiro – RMB[6], bem como o combustível para o Reator de Pesquisa IPEN/MB-01[7] (19 elementos combustível tipo placa fabricados pelo IPEN com urânio nacional[8]), também localizado no IPEN. Essa capacitação torna possível que a produção nacional seja uma alternativa para garantir a disponibilidade futura da HALEU para suas próprias necessidades e, eventualmente, também para exportação.

Ainda mais importante, note-se que também estão surgindo vários novos conceitos de combustíveis para pequenos reatores modulares (Small Modular Reactor – SMR[9]), quase todos considerando o uso da HALEU. Esse é um tema que foi pesquisado pelo CTMSP e IPEN ao final do século passado[10]. Muitos dos novos projetos reatores avançados de potência, além dos reatores de pesquisa, exigirão que o HALEU seja enriquecido de 5% a 20% de U-235, e somente a disponibilidade desse material permitirá sua efetiva implantação [11].

A ausência de capacidade de produção de HALEU para essas aplicações pode atrasar ou até mesmo impedir totalmente esses novos desenvolvimentos. Como a indústria nuclear irá alimentar a próxima geração de reatores e tecnologias nucleares comerciais avançados é um tópico importante de discussão entre especialistas do setor. Nesse contexto, uma capacidade de produção nacional expandida poderá permitir que o Brasil desempenhe um papel de liderança nesses importantes desenvolvimentos da indústria nuclear mundial.

A fim de garantir um suprimento seguro de HALEU, a atual infraestrutura do ciclo de combustível nuclear destinada aos reatores nucleares comerciais que usam urânio de baixo enriquecimento (Low Enriched Uranium – LEU) a até 6%, que consiste em mineração, beneficiamento, conversão, enriquecimento e fabricação de combustível, precisará ser mais desenvolvida e mais robusta. Dependendo da localização das instalações dessa infraestrutura, meios de transporte associados também precisarão ser desenvolvidos.

Uma pastilha de urânio altamente enriquecido com alta porcentagem de U-235

No entanto, ao contrário do material necessário para os reatores de pesquisa e alvos para produção de radioisótopos, o investimento industrial necessário em infraestrutura para produção de HALEU para reatores comerciais é substancial, sendo realisticamente possível apenas se houver perspectivas de demanda suficiente e se os preços forem adequados e aceitável para os futuros clientes.

É muito difícil fazer previsões confiáveis da demanda da HALEU para futuros reatores comerciais com base nas informações atualmente disponíveis. Estão em discussão vários projetos avançados de reatores que envolvem o uso de um nível de enriquecimento de 19,75%. Um fator que afeta se esses projetos serão ou não concretizados será uma nova infraestrutura para garantir o fornecimento da HALEU. Atualmente, não há uma avaliação consolidada das necessidades dele, mas muitos projetos apontam para um futuro que envolve uma demanda crescente de reatores comerciais usando esse tipo de combustível.

O desenvolvimento de pequenas centrais nucleares tem sido de particular interesse nos últimos anos. Esses tipos de reatores SMR tipicamente têm uma saída elétrica de 3 a 100 MWe, mas alguns projetos têm potências mais altas de, até 300 MWe. Os SMRs oferecem benefícios em termos de flexibilidade devido à menor produção de energia elétrica e são atraentes porque os custos de capital por usina são menores. Muitos dos projetos envolvem ciclos de reabastecimento ou núcleos de vida útil muito longos, exigindo maior enriquecimento do material físsil no núcleo.

De acordo com uma avaliação de 2016 da Organização de Cooperação e Desenvolvimento Econômico / Agência de Energia Nuclear (OCDE / NEA), até 21 GWe de SMRs poderiam ser adicionados até 2035 em um cenário otimista[12]. Isso representa 3% da total capacidade nuclear instalada global. Esta avaliação não leva em consideração o potencial de desenvolvimento adicional de tecnologias SMR, como atualmente conhecidas e com potencial de realização realista.

Sistemas de energia nuclear implantáveis até 2030 e oferecendo avanços significativos em sustentabilidade, segurança e confiabilidade, e economia’

Os projetos de SMR podem basear-se na tecnologia “tradicional” de água leve (LWR) ou na tecnologia avançada de reatores (Geração IV), como os reatores de alta temperatura (HTR), ou reatores de sal fundido (MSR), ou reatores rápidos resfriados a chumbo também. Além das SMRs, estão sendo desenvolvidos reatores avançados com alta potência elétrica (> 500 MW), que, em alguns casos, também usam o HALEU.

Analisando a demanda de combustível, podemos distinguir, grosso modo, o seguinte:

• Pequenos reatores modulares baseados em LWR: usam principalmente UO2 com enriquecimento <5%

• Pequenos reatores modulares baseados em HTR: usam principalmente HALEU

• Pequenos reatores modulares baseados em MSR: usam principalmente HALEU

• Pequenos reatores modulares, refrigerados a sódio ou chumbo: usam principalmente HALEU ou óxidos mistos (MOX)

• Reatores avançados > 300 MWe: estes são principalmente reatores rápidos, refrigerados a sódio ou chumbo e usam combustível MOX ou, em alguns casos, HALEU.

A demanda por HALEU para uso em tecnologias avançadas está nitidamente se tornando um aspecto interessante do ciclo do combustível nuclear global. Também pode ser interessante para os reatores de água leve atuais, especialmente para desenvolver combustíveis mais seguros, os chamados “combustíveis tolerantes a acidentes” (Accident Tolerant Fuel – ATF[13]). Provavelmente, ainda levará algum tempo até que esses desenvolvimentos resultem em uma demanda significativa por HALEU. Protótipos ou lead test assemblies – LTA, no entanto, exigirão volumes menores em um futuro próximo. Se esses programas de LTA forem bem-sucedidos, o volume de HALEU necessário para suportar quantidades de recarga para um LWR grande a longo prazo será significativa, de cerca de 40tU/recarrega com 16% de enriquecimento de U-235.

Logo do Instituto de Energia Nuclear (NEI – Nuclear Energy Institute)

O Instituto de Energia Nuclear – NEI da indústria nuclear dos EUA avaliou a demanda nacional da HALEU em 2018[14]. A NEI pesquisou desenvolvedores de reatores avançados e projetistas de combustível que usam HALEU a fim de identificar suas necessidades anuais até 2030. A demanda anual de menos de 1 tonelada de HALEU em 2018 deverá aumentar para cerca de 185 toneladas até 2030 em várias faixas de enriquecimento, que variam de 13% a 19,75%.

É claro que esses números devem ser tratados com cautela, mas mostram que a indústria nuclear pode precisar da HALEU no curto prazo para novos desenvolvimentos. Os volumes esperados podem exceder rapidamente as atuais necessidades estabelecidas para reatores de pesquisa e outros fins, requerendo investimentos em infraestrutura de produção específicas.

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Notas e Fontes consultadas:

[1] Centrus, High Assay Enriched Uranium, disponível em: https://www.centrusenergy.com/what-we-do/nuclear-fuel/high-assay-low-enriched-uranium/.

[2] Euratom Supply Agency (ESA), Securing the European Supply of 19.75% enriched Uranium Fuel – A REVISED ASSESSMENT, May 2019, disponível em: https://ec.europa.eu/euratom/docs/ESA_HALEU_report_2019.pdf.

[3] IPEN/CNEN-SP, REATOR IEA-R1, disponível em: https://www.ipen.br/portal_por/portal/interna.php?secao_id=729.

[4] ABEN, Brazil Nuclear no. 47, Ipen e CTMSP concluem primeiro combustível para o RMB, disponível em: http://www.aben.com.br/revista-brasil-nuclear/ediCao-n-47/tecnologia_2.

[5] CNEN, RMB e a Produção de Radiofármacos, disponível em: http://www.cnen.gov.br/radiofarmacos.

[6] IPEN/CNEN-SP, REATOR MULTIPROPÓSITO BRASILEIRO: Tecnologia Nuclear a Serviço da Vida, disponível em: http://www.cnen.gov.br/images/cnen/documentos/educativo/RMB_1.pdf

[7] IPEN/CNEN-SP, Reator de Pesquisa IPEN-MB/01, disponível em: https://www.ipen.br/portal_por/portal/interna.php?secao_id=723.

[8] IPEN, em um ano, CCN produz 19 elementos combustíveis para o Reator IPEN/MB-01, um “feito inédito”, 09/05/2019, disponível em: https://www.ipen.br/portal_por/portal/interna.php?secao_id=38&campo=12143.

[9] IAEA, Advances in Small Modular Reactor Technology Developments A Supplement to: IAEA Advanced Reactors Information System (ARIS) 2018 Edition, disponível em: https://aris.iaea.org/Publications/SMR-Book_2018.pdf.

[10] Perrota, J.A., Proposta de um Núcleo de Reator PWR Avançado com Características Adequadas para o Conceito De Segurança Passiva, Tese de Doutoramento, IPEN/CNEN-SP, 1999, disponível em: http://pelicano.ipen.br/PosG30/TextoCompleto/Jose%20Augusto%20Perrotta_D.pdf.

[11] John W. Herczeg, High-Assay Low Enriched Uranium (HALEU), Nuclear Energy Advisory Committee Meeting, Office of Nuclear Energy, US Department of Energy, March 28, 2019, disponível em: https://www.energy.gov/sites/prod/files/2019/04/f61/HALEU%20Report%20to%20NEAC%20Committee%203-28-19%20%28FINAL%29.pdf

[12] Small Modular Reactors: Nuclear Energy Market Potential for Near-term Deployment, OECD-NEA, 2016, disponível em: www.oecd-nea.org/ndd/pubs/2016/7213-smrs.pdf.

[13] NEI – Nuclear Energy Institute, Accident Tolerant Fuel: https://www.nei.org/advocacy/make-regulations-smarter/accident-tolerant-fuel.

[14] NEI – Nuclear Energy Institute, Addressing the Challenges with Establishing the Infrastructure for the frontend of the Fuel Cycle for Advanced Reactors, January 2018, disponível em: https://www.nrc.gov/docs/ML1810/ML18103A250.pdf.

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Fontes das Imagens:

Imagem 1 HALEU (High-Assay Low Enriched Uranium)” (Fonte): https://www.energy.gov/sites/prod/files/2019/04/f61/HALEU%20Report%20to%20NEAC%20Committee%203-28-19%20%28FINAL%29.pdf

Imagem 2 Núcleo do reator IEAR1 IPEN/USP, ao fundo da piscina de água desmineralizada e deionizada” (Fonte): https://pt.wikipedia.org/wiki/IEA-R1#/media/Ficheiro:Núcleo_do_reator.jpg

Imagem 3 Uma pastilha de urânio altamente enriquecido com alta porcentagem de U235” (Fonte): https://pt.wikipedia.org/wiki/Urânio-235#/media/Ficheiro:HEUranium.jpg

Imagem 4 Sistemas de energia nuclear implantáveis até 2030 e oferecendo avanços significativos em sustentabilidade, segurança e confiabilidade, e economia’ / ‘Nuclear Energy Systems Deployable no later than 2030 and offering significant advances in sustainability, safety and reliability, and economics” (Fonte): https://en.wikipedia.org/wiki/Generation_IV_reactor#/media/File:GenIVRoadmap-en.svg

Imagem 1 Logo do Instituto de Energia Nuclear (NEI Nuclear Energy Institute)” (Fonte): https://en.wikipedia.org/wiki/Nuclear_Energy_Institute#/media/File:Nuclear_Energy_Institute_logo_2018.svg

About author

É Diretor Presidente e Diretor Técnico da Eletrobrás Termonuclear S.A. - Eletronuclear e membro do Grupo Permanente de Assessoria do Diretor-Geral da Agência Internacional de Energia Atômica – AIEA. Membro do Board of Management da World Nuclear Association. Foi Professor Titular da Faculdade de Administração da FAAP, Professor Visitante da Escola Politécnica da USP, Diretor Técnico-Comercial da Amazônia Azul Tecnologias de Defesa SA – AMAZUL, Assistente da Presidência da Eletronuclear e Coordenador do Programa de Propulsão Nuclear do Centro Tecnológico da Marinha. Especialista em Segurança Nuclear e Proteção Radiológica, é Doutor em Engenharia Naval e Oceânica pela USP, Mestre em Engenharia Nuclear pela Universidade de Paris XI e autor de vários livros e artigos sobre engenharia naval e nuclear, gestão e planejamento, política nuclear e não-proliferação.
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