Verificação de combustíveis irradiados em Atucha I.
Uma experiência de sucesso.

Em atividade desde 1974, com um projeto da década de 60, o reator nuclear argentino Atucha I, do tipo Pressure Heavy Water Reactor (PHWR), realiza a troca de combustíveis durante sua operação normal, sem a necessidade de haver uma parada para recarga (conhecida pelo termo On Load Reactor).

No período compreendido entre o projeto e sua entrada em operação, os critérios de salvaguardas aplicados a esse tipo de reator não exigiam a verificação total dos elementos combustíveis irradiados que seriam armazenados nas piscinas após a respectiva queima no reator. A evolução dos critérios de salvaguardas visando cobrir os diversos cenários de diversão acarretou em que, a partir de 1991, fosse exigida a total verificação nuclear dos elementos combustíveis irradiados antes de serem acondicionados nas piscinas de armazenamento.

Devido ao seu projeto, Atucha I utiliza um combustível de formato e dimensões peculiares, existindo poucas unidades similares no mundo. As movimentações nas piscinas e entre piscina e reator são atividades complexas e os combustíveis irradiados são armazenados de maneira compacta em duas camadas de difícil acesso. Movimentações para retirada ou translado desses combustíveis de seu local de estocagem requerem um grande esforço por parte do Operador.

Por não ter sido construída para atender às demandas dos novos critérios de salvaguardas, a instalação vinha, há alguns anos, falhando no atendimento desses critérios e, devido ao acúmulo da quantidade de combustíveis irradiados considerados não-verificados, a meta de verificação de todo material nuclear do país passou também a ficar comprometida. Desse modo, tornou-se prioritário desenvolver uma metodologia e instalar equipamentos que permitissem o atendimento aos critérios.

Em passado recente, foram realizadas várias tentativas, por meio de diferentes metodologias, no intuito de atender aos requisitos de salvaguardas. Porém, todas resultaram infrutíferas devido à complexidade do armazenamento e à necessidade de instalação de equipamentos com o reator já construído e em operação. A instalação de instrumentos de medição em canais e locais já construídos se tornava impossível devido à necessidade de grandes perfurações e falta acesso a locais protegidos por grandes construções.

Como forma de se obter uma solução, foram definidas duas metas:

• Estabelecer um sistema para verificação do fluxo de qualquer novo elemento irradiado que viesse a ser colocado na piscina ou de qualquer antigo que por alguma razão voltasse ao reator.
• Desenvolver uma metodologia para verificação dos combustíveis irradiados já armazenados, de maneira a se estabelecer um controle do inventário inicial.

Observação: os cenários de saída de combustíveis irradiados por flasks da piscina são cobertos por vigilância permanente.

Para atender à verificação do fluxo de combustíveis irradiados (introduzidos/retirados) das piscinas, evitando-se grandes obras e necessidade de paradas do reator, foi concebido um sistema de detecção nuclear, a ser instalado na piscina de combustível adjacente à entrada do canal que leva ao reator. O sistema é composto por quatro detectores de estado sólido que são capazes de diferenciar um combustível irradiado de um fresco ou de ferramentas irradiadas. O sistema também permite a determinação do sentido de movimento do combustível irradiado (in or out of the reactor). Os sinais são enviados a um painel central onde um sistema eletrônico (Sistema VIFM – Integrated Fuel Monitor) processa os sinais, determina suas correções e oferece ferramentas computacionais que permitem uma análise completa das movimentações. As ferramentas computacionais facilitam aos inspetores a recuperação e análise dos dados nas inspeções rotineiras na instalação.

Como seria impossível realizar obras na instalação, os detectores foram instalados nas laterais da piscina de manobra de combustíveis, fazendo com que fosse necessária sua constante vigilância, de modo a garantir que não fossem blindados, alterados ou que sofressem qualquer outra forma de interferência. O sistema, após sua instalação e teste, se mostrou confiável e adequado ao uso, permitindo aos inspetores ferramentas adequadas às suas conclusões de salvaguardas.

No caso da verificação dos combustíveis irradiados já armazenados foi necessária uma razoável dose de conhecimento e criatividade.

O método tradicional de verificação de combustíveis irradiados é realizado por meio de contagem total das emissões por um detector de Telureto de Cádmio (Zinco), com a confirmação do pico de Césio de maneira a caracterizar o Plutônio contido no combustível. A aplicação dessa metodologia se mostrou extremamente complicada sob o aspecto físico-nuclear, tendo em vista o alto nível de radiações (contagem) nas proximidades de cada combustível irradiado, devido ao aglutinamento dos combustíveis. Foram feitas tentativas de realizar essa medição pela parte superior dos combustíveis que foram invalidadas devido ao fato de o combustível conter em sua parte superior uma extensão não ativa causando a não diferenciação entre o sinal de medida e os de valores de fundo - background (são colocadas extensões para manuseio, o que faz com que a parte ativa do combustível fique cerca de 70cm mais baixa). Também foram feitas tentativas pela parte inferior, com as dificuldades inerentes ao deslocamento remoto de um detector em espaços de altura inferiores a 40 cm. Foram feitas várias tentativas de se obter a medida entre os elementos combustíveis, porém a quantidade de blindagem necessária para que o detector tivesse discriminação entre o sinal de fundo e medida, tornava impossível o acesso ao detector (o espaço disponível é de cerca de 15cm).

Assim sendo, chegou-se à conclusão de que a contagem total das emissões não seria adequada para as condições locais e então foram efetivadas algumas tentativas de medições por emissão de nêutrons. Primeiramente com avaliação de nêutrons rápidos – que não foi promissora, pois a diferença de sinais para discriminação era pequena – e, em seguida, utilizando-se a avaliação de nêutrons térmicos. Para tal, foi concebido o conceito de conjunto de quatro elementos combustíveis armazenados em forma de quadrado, um em cada vértice, devendo o detector ser introduzido em seu interior (cruzamento das diagonais) a fim de medir o total de emissão de nêutrons para os quatro combustíveis. Com isso, foram obtidas contagens que permitiram discriminar com boa precisão a diferença entre conjuntos de 4 combustíveis, 3 (um vértice vazio, não irradiado ou dummy), 2 ou somente 1 combustível no local. Foram realizados vários testes com estabelecimento da nova metodologia e determinados os seus limites de aceitação e erros. A nova metodologia e seu equipamento ficaram conhecidos pela sigla SFNC (Spent Fuel Neutron Counter).

Restava ainda o correto posicionamento do detector e sua manipulação dentro dos conjuntos de combustíveis armazenados. Uma nova fase de testes prosseguiu, na qual o objetivo era desenvolver dispositivos que permitissem deslocar o detector, colocando-o no local correto, sem danos ou interferência com os elementos combustíveis irradiados. O alto nível de compactação na armazenagem dos combustíveis e as condições locais de trabalho (utilizando-se uma ponte rolante sobre a piscina) tornavam essa tarefa complexa, fazendo com que a AIEA e ABACC tivessem que desenvolver vários sistemas e mecanismos mecânicos e óticos para sua realização.

Todas essas atividades, incluindo testes de medição, obtenção de equipamentos e dispositivos, instalação do sistema e testes finais em campo, foram realizadas em um período de um ano e meio.

Foi considerável o esforço do Operador da Central Nuclear Atucha I, da Autoridad Regulatoria Nuclear (ARN), da AIEA e da ABACC para se colocar em operação esse sistema num tempo considerado como um recorde. Finalmente, em janeiro de 2004, foi realizada a inspeção de Verificação de Inventário Físico (PIV), na qual o inventário de elementos combustíveis irradiados armazenados na piscina foi verificado e o sistema de controle de fluxo de combustíveis colocado em operação. Em breve, serão processadas as inspeções de verificação periódica da instalação, onde se espera ganhar maior experiência e dados de performance do contador de combustíveis e na parte de vigilância subaquática.

Além do sucesso na implantação, o novo sistema propiciará que a instalação venha a atender aos novos critérios de salvaguardas, evitando o impacto na avaliação de todo material nuclear do país.

Protocolo Adicional: Lógica e Impacto
por ››› Marco A. Marzo