Comentário sobre Proposta do Prof. Rogério Cerqueira Leite para o Programa Nuclear Brasileiro

Em artigo publicado na Folha de Sao Paulo, em 23 de janeiro, e reproduzido no Jornal da Ciência em 03 de fevereiro, o Prof. Rogério Cerqueira Leite propoe que, ao invés de concluir o reator Angra III, o Governo Federal deveria investir os recursos necessários para sua conclusao no desenvolvimento de pequenos reatores a fissao, do tipo HTR ou VHTR.
A argumentaçao é baseada no princípio de que, ao investir na energia nuclear, o Governo deveria priorizar novas tecnologias que possam efetivamente contribuir para o desenvolvimento científico e tecnológico do País. Dentre estas, ele destaca os reatores a fusao nuclear controlada e os compactos a fissao, de baixa potência elétrica, que utilizam resfriamento a gás (hélio). Quanto a Angra III, ele considera "um projeto de meados da década de 70, uma tecnologia obsoleta em um território em acelerada evoluçao". No entanto, embora o princípio seja politicamente correto, a análise do problema é feita de forma superficial, com prognósticos e conclusoes discutíveis e apresentados sem nenhuma argumentaçao científica ou técnica. Considerando o prestígio do Prof. Cerqueira Leite e sua posiçao privilegiada como formador de opiniao, creio ser importante rebater algumas dessas conclusoes, principalmente quanto ao cenário atual das pesquisas em fusao nuclear controlada e em reatores avançados de fissao.
Analisando inicialmente a possibilidade de desenvolvimento de reatores a fusao, o Prof. Cerqueira Leite, embora reconheça os grandes benefícios para a humanidade que decorreriam do domínio dessa tecnologia, mostra-se extremamente pessimista quanto à possibilidade de sua viabilidade num futuro próximo. De fato, ele afirma que "os imensos esforços em pesquisas no campo serviram apenas para demonstrar a imensa dificuldade para resolver os problemas básicos da fusao controlada". Assim, ele menciona que, já na década de 70, afirmou que "antes de 50 anos nao haveria um reator a fusao comercial" e que atualmente "os (especialistas) mais sensatos aceitariam prognósticos para 100 anos como mais prováveis".
Esta afirmaçao demonstra uma certa incompreensao quanto aos "problemas básicos" da fusao nuclear e desconhecimento de resultados mais recentes, que justificam uma perspectiva otimista quanto à construçao do primeiro protótipo de um reator a fusao, o ITER (International Thermonuclear Energy Reactor). A demonstraçao científica da viabilidade da fusao nuclear controlada para produçao de energia está baseada no critério de Lawson [J.D. Lawson; Nature 180, 780 (1957)]. Este critério é intuitivamente bastante simples; para haver ganho de energia num reator de fusao termonuclear, é necessário confinar um plasma suficientemente denso, numa temperatura T acima da de igniçao (cerca de 70x10⁶ K), por um tempo t longo o bastante para que a energia produzida pelas reaçoes de fusao seja suficiente para pelo menos equilibrar as perdas de energia do plasma, por radiaçao e transporte. Fazendo algumas aproximaçoes, que nao invalidam o argumento, e levando em conta a temperatura de igniçao, este critério pode ser expresso como uma condiçao no valor mínimo do produto de fusao, nTt, onde n é a densidade do plasma. Para nTt > 5x10²¹ m^-3keVs, onde a temperatura T está expressa em unidades de energia térmica (keV), o auto-aquecimento do plasma por partículas alfa, produzidas pelas reaçoes de fusao, é suficiente para equilibrar as perdas térmicas e nenhum aquecimento extra é necessário para manter o processo de fusao. Nessas condiçoes, o fator de amplificaçao de energia, Q, definido como Q = P_fus/P_aquec, onde P_fus é a potência produzida pelas reaçoes de fusao e P_aquec a potência gasta no aquecimento do plasma, atinge um valor infinito. Já a chamada viabilidade científica da fusao nuclear controlada ficaria demonstrada quando Q = 1, que requer um valor para o produto de fusao cerca de 1x10²¹ m^-3keVs.
A pesquisa em fusao nuclear tem evoluído em dois esquemas distintos. No processo de confinamento inercial, feixes intensos de íons ou laser sao utilizados para comprimir pastilhas de deutério a altíssimas densidades, várias ordens de grandeza acima da densidade dos sólidos usuais, priorizando a maximizaçao da densidade no produto de fusao. Já no processo de confinamento magnético, campos magnéticos sao utilizados para confinar plasmas de baixa densidade a altíssimas temperaturas. Embora em ambos esquemas o progresso tenha sido notável, as atividades no primeiro têm sido motivadas principalmente por suas aplicaçoes militares, ou seja, como um esquema importantíssimo na simulaçao de artefatos bélicos nucleares. Isto faz com que os resultados obtidos sejam em grande parte classificados e, portanto, nao serao discutidos neste comentário. Ao contrário, as pesquisas em confinamento magnético de plasmas a altas temperaturas têm sido motivadas somente pelo desenvolvimento de reatores a fusao nuclear e aplicaçoes tecnológicas, constituindo um paradigma na colaboraçao entre naçoes para o uso pacífico da energia nuclear.
Quando o Prof. Cerqueira Leite afirma que, contrariando muitos otimistas, ele previu em meados da década de setenta que um reator comercial nao estaria disponível em menos de cinqüenta anos, induz o leitor a supor que isto é o que prometiam levianamente os cientistas, subestimando as dificuldades da fusao nuclear controlada. De fato, isto nunca foi colocado dessa forma pelos lideres da pesquisa em fusao nuclear, pois tinham consciência de que o desenvolvimento de um reator comercial dependia nao somente do progresso científico, mas também de decisoes políticas.
O otimismo do início da década de setenta foi devido aos resultados espetaculares alcançados num dispositivo de confinamento magnético inventado por cientistas soviéticos, o tokamak. No tokamak T3, do Instituto Kurchatov, de Moscou, foi demonstrado, em 1969, o confinamento magnético estável de plasmas com densidades acima de 10¹⁹ elétrons/m3 e temperaturas acima de 10⁷ K (1keV), pelo menos uma ordem de grandeza acima dos valores obtidos para estes parâmetros em outros tipos de dispositivos investigados em laboratórios do ocidente. Vários tokamaks foram entao construídos em laboratórios americanos e europeus e os resultados neles obtidos, além de confirmar os de cientistas soviéticos, permitiram prever que seria possível averiguar a viabilidade científica da fusao nuclear controlada em tokamaks com volume de plasma da ordem de 50m³, campo magnético acima de 3T e corrente de plasma acima de 2MA.
Assim foram projetados o TFTR, do Laboratório de Física de Plasmas da Universidade de Princeton, Estados Unidos, e o JET, da Comunidade Européia, em Abingdon, Inglaterra, que entraram em operaçao no início da década de oitenta. Cerca de dez anos mais tarde, em ambos tokamaks foi produzida energia por fusao termonuclear controlada, um grande feito científico para a humanidade. Além disso, as descargas no JET alcançaram as condiçoes correspondentes à viabilidade científica da fusao, acima mencionada. Considerando que no tokamak T3 o produto de fusao tinha um valor modesto, cerca de 2x10¹⁷ m^-3keVs e no JET foi alcançado o valor aproximado 1x10²¹ m^-3keVs, o progresso foi espetacular, comprovando a expectativa dos cientistas de fusao na década de setenta.
Portanto, do ponto de vista científico, "os problemas básicos da fusao nuclear", aos quais se referiu o Prof. Cerqueira Leite, foram praticamente todos solucionados. Certamente restam ainda problemas tecnológicos, como danos de radiaçao na primeira parede do reator, previsao e controle de instabilidades que possam romper a coluna de plasma, produçao e manejo de trítio, etc. A investigaçao dessas questoes depende da construçao de tokamaks maiores e mais próximos de dispositivos para produçao de energia do que para investigaçao científica. No entanto, por razoes políticas, incluindo o desmantelamento da Uniao Soviética, nenhum tokamak maior que o JET foi construído nos últimos vinte anos, ou seja, o atraso no desenvolvimento de reatores à fusao controlada nao se deve à dificuldade em solucionar questoes básicas, como sugere o Prof. Cerqueira Leite, mas à falta de investimento adequado, por razoes políticas. Seria como criticar os físicos de alta energia por nao descobrirem o bóson de Higgs, sem financiar a construçao de um acelerador do porte do LHC, ou maior.
Apesar dessas dificuldades, os resultados obtidos na pesquisa da fusao nuclear controlada sao tao sólidos e promissores que o projeto de engenharia do primeiro protótipo de um reator à fusao, ITER, foi concluído por um consórcio de naçoes (www.iter.org). O consórcio era originalmente formado por todos os países da Comunidade Européia, Estados Unidos, Japao e Rússia; recentemente a China e a Coréia se juntaram ao projeto. Atualmente há grande interesse da Comunidade Européia em incluir também o Brasil e a India. Dois sítios foram propostos para construçao do ITER, um na França e outro no Japao. O forte interesse desses países em sediar o projeto, embora realce sua importância, acabou por atrasar o início da construçao, já que a decisao final depende de acordos políticos e diplomáticos. Mesmo assim, os recursos necessários (cerca de seis bilhoes de dólares) já estao alocados e, uma vez tomada a decisao sobre o sítio, a construçao do ITER deverá se estender por aproximadamente oito anos e sua operaçao por cerca de dez anos. Portanto, se as questoes técnicas que agora se apresentam puderem ser todas resolvidas, é possível prever, sem falso otimismo, que os primeiros reatores a fusao possam entrar em operaçao até meados deste século, se houver vontade política para a empreitada.
Consideremos agora a tecnologia dos chamados reatores "inerentemente seguros", de pequena potência (entre 100 e 300 MW), que o Prof. Cerqueira Leite apregoa como a opçao ideal para o Programa Nuclear Brasileiro, ao invés da construçao de Angra III. Conceitualmente, um reator inerentemente seguro deveria ser baseado num esquema tal que qualquer perturbaçao acidental no seu estado estacionário de operaçao o levasse a um estado subcrítico, ou seja, a uma reduçao do fluxo de nêutrons, e reduçao automática da temperatura de seu núcleo, independentemente da açao de um sistema ativo de controle. De fato, nenhum dos conceitos de reatores avançados, os chamados "Reatores de Quarta Geraçao", satisfaz estritamente esta condiçao e, por isso, os americanos e europeus preferem denominá-los "reatores com segurança passiva", um conceito que será mais bem explicado a seguir.
Por exemplo, o conceito do reator HTR (High-Temperature Reactor), mencionado pelo Prof. Cerqueira Leite, está baseado no princípio de que, no caso de um acidente extremo, com falha de todos os sistemas ativos de controle e perda completa de refrigeraçao, sistemas de atuaçao passiva garantiriam que o valor da temperatura dos elementos combustíveis ficaria abaixo do limiar acima do qual haveria escape de produtos radiativos para o meio ambiente, cerca de 1600^oC (IAEA-TECDOC-1198). Nesta situaçao, o resfriamento do núcleo deveria ser possível sem atuaçao de sistemas ativos e o "apagamento" do reator seria efetuado por elementos absorvedores que cairiam livremente em orifícios de seu reflector, diminuindo o diâmetro efetivo do núcleo. Naturalmente, embora este esquema seja conceitualmente mais atraente que o utilizado em reatores convencionais, nao é inerentemente seguro. Pode haver falhas estruturais ou tipos imprevistos de acidente que impeçam a atuaçao adequada dos elementos passivos de controle, levando ao escape incontrolável de radiaçao para o meio ambiente.
Atualmente, seis tipos de esquemas para reatores de quarta geraçao estao sendo considerados, reator rápido refrigerado a gás (GFR - Gas-Cooled Fast Reactor), reator a sal derretido (MSR - Molten Salt Reactor), reator rápido refrigerado a chumbo (LFR - Lead-Cooled Fast Reactor), reator rápido refrigerado a sódio (SFR - Sodium-Cooled Fast reactor), reator refrigerado a água super crítico (SCWR - Super Critical Water Reactor) e o reator a gás em alta temperatura (VHTR - Very High Temperature Reactor). Todos estes conceitos sao baseados em projetos que procuram maximizar a segurança, sustentaçao e economia dos reatores nucleares. No entanto, apesar de que quase todos sejam, numa certa medida, baseados em conhecimento e experiência existentes, todos extrapolam em muito a tecnologia atual. Os aspectos mais críticos estao relacionados a combustíveis e materiais. De fato, se estima que, mesmo que um programa intenso e contínuo de investigaçao de reatores de quarta geraçao seja lançado, serao necessários pelo menos vinte anos para seleçao, teste e implementaçao comercial de novos materiais para o combustível nuclear e elementos estruturais do circuito primário desses reatores ("A technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy Systems", Generation IV International Fórum - GIF-002-00). Portanto, a idéia passada pelo Prof. Cerqueira Leite de que reatores de quarta geraçao sao uma alternativa viável para Angra III, que pode ser imediatamente implementada, é completamente irrealista!
É importante, ao investigar diferentes cenários para o Programa Nuclear Brasileiro, considerar em detalhe o que está sendo feito em outros países, separando questoes técnicas de idiossincrasias políticas. Por exemplo, na Europa, a geraçao nuclear tem tido muito pouco suporte nas duas últimas décadas, excetuando-se a França e Finlândia. A decisao dos governantes europeus foi um tanto precipitada e inconseqüente, pois nao se preocuparam em desenvolver soluçoes alternativas para substituir um grande número de centrais nucleares que estao atingindo o fim de sua vida útil. Além disso, segundo resultados de estudos recentes, será praticamente impossível a Europa cumprir as metas estabelecidas no Protocolo de Kyoto sem uma participaçao substancial da energia nuclear em sua matriz energética.
Diante deste cenário, o programa europeu para a energia nuclear prevê, numa primeira etapa, a extensao da vida útil de algumas usinas nucleares e a implantaçao de reatores baseados num conceito modernizado de reatores de água leve pressurizada, EPR (European Pressurized Water Reactor). No entanto, certamente há consenso na Europa, e mesmo no cenário internacional, de que os reatores de quarta geraçao serao necessários para implantaçao de um programa sustentável de geraçao nuclear de energia, em longo prazo. Mas também é consenso que um programa de desenvolvimento desses reatores é tao caro que dificilmente poderia ser implementado por um único país; como no caso da fusao nuclear, a colaboraçao entre vários países seria o caminho mais indicado para esta empreitada.
Finalmente, vamos considerar a conveniência ou nao de terminar o reator Angra III, que, segundo o Prof. Cerqueira Leite, é baseado num "projeto de meados da década de 70, uma tecnologia obsoleta". Angra III é reator resfriado a água pressurizada, PWR (Pressurized-Water Reactor). Atualmente, existem cerca de quatrocentos e quarenta centrais nucleares em operaçao no mundo, todas baseadas em reatores refrigerados a água, PWR, BWR (Boiling-Water Reactor) ou HWR (Heavy-Water Reactor). Portanto, há enorme experiência acumulada na operaçao e segurança desses tipos de reatores e, de fato, as cerca de trinta centrais atualmente em construçao sao de reatores desses tipos. Os reatores EPR, por exemplo, sao PWRs, de um modelo mais avançado que Angra II, mas sem uma diferença significante nos componentes mecânicos e com o conceito alemao de quatro redundâncias, como Angra II e Angra III. Naturalmente a instrumentaçao e os sistemas de controle serao muito mais modernos, dado o avanço da eletrônica nas ultimas duas décadas. Mas esta modernizaçao pode ser também implementada em Angra III, tendo em vista que a instrumentaçao e o sistema de controle ainda nao foram adquiridos.
Considerando que o parque de tecnologia nuclear já instalado pelo Brasil, incluindo enriquecimento de urânio e fabricaçao de combustível nuclear, só atingirá uma situaçao sustentável de oferta e demanda com a instalaçao de pelo menos mais uma central nuclear, que a oferta atual de energia elétrica nao suporta um crescimento mais acelerado de nossa economia e que já foi feito um grande investimento em Angra III, acredito que a opçao de terminar esta central seja absolutamente correta.
No entanto, em concordância com o princípio da proposta do Prof. Cerqueira Leite, o Programa Nuclear Brasileiro nao deve se resumir a esta iniciativa. Para garantir o acesso de nosso País a tecnologias avançadas, que muito provavelmente serao relevantes no futuro, seria desejável que participássemos efetivamente nas colaboraçoes internacionais voltadas ao desenvolvimento de reatores de quarta geraçao e de fusao.


Ricardo M.O. Galvao
CBPF