REATOR IEA-R1
Histórico
Reator Nome: IEA-R1
Instituição: Instituto de Energia Atômica (IEA) atualmente Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN)
Local : São Paulo
Primeira Criticalidade: 16 de setembro de 1957
Prédio do Reator

Piscina do Reator IEA-R1
O IEA-R1 é um reator de pesquisa do tipo piscina, moderado, e refrigerado a água leve, utilizando grafite como refletor. Foi projetado e construído pela empresa norte-americana Babcock & Wilcox, em 1956.
Sua primeira criticalidade ocorreu em 16 de setembro de 1957 e, após a fase inicial de testes e comissionamento, passou a operar na potência de 2MW, segundo um ciclo de 8 horas por dia, 5 dias por semana. Decorrente do aumento na demanda de radioisótopos para a medicina, indústria e agricultura, bem como para readequação aos novos requisitos de segurança, a Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) e o Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN), por meio da Diretoria de Reatores, iniciaram, em meados de 1995, o projeto de modernização do reator, incluindo o aumento da sua potência para 5 MW.
Em 16 de setembro de 1997, ocasião em que completou 40 anos, foi alcançada a potência planejada, ampliando-se o ciclo de operação para 64 horas continuas semanais.
A partir de 2001, visando a produção de novos radioisótopos, o ciclo de operação deve ser novamente alterado para 120 horas contínuas semanais.
O prédio do reator possui 4 pavimentos. No subsolo encontra-se a casa de máquinas que acomoda os sistemas de resfriamento, tratamento e re-tratamento de água da piscina.
No primeiro pavimento, encontram-se os "beam holes", ou seja, canais que disponibilizam os feixes de nêutrons para os experimentos de física nuclear, física da matéria condensada e aplicações comerciais (neutrongrafia).
O segundo pavimento acomoda a casa de máquinas do sistema de ventilação e ar condicionado, almoxarifados e sala de apoio da proteção radiológica.
No terceiro pavimento encontram-se a sala de controle, o saguão da piscina e a oficina mecânica. No interior da piscina localiza-se a placa matriz que acomoda os elementos combustíveis, elementos combustíveis de controle, refletores, dispositivos para irradiação de amostras e os canais para medição da potência do reator.
No quarto pavimento localiza-se o sistema de exaustão normal e de emergência do prédio do Reator.
REATOR TRIGA IPR-R1
Histórico
Reator Nome: TRIGA IPR-R1
Instituição: Instituto de Pesquisas Radioativas (IPR) atualmente Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear (CDTN)
Local : Belo Horizonte-MG
Primeira Criticalidade: 1960
O reator TRIGA IPR- R1 (TRIGA - Training, Research, Isotopes, General Atomics) é um reator TRIGA Mark I, fabricado pela Gulf General Atomic (EUA). É um reator inerentemente seguro, utilizado para treinamento, pesquisa e produção de radioisótopos. Suas principais características são: Potência máxima: 250 kW; Combustível: urânio enriquecido a 20%, 63 elementos combustíveis; Moderador principal: hidreto de zircônio, homogeneamente misturado com o urânio; Refrigeração: água leve desmineralizada; Refletor: grafita; Controle: 3 barras de carboneto de boro; Partida: fonte de actínio-berílio; Dispositivos para irradiação: tubo central, mesa giratória e sistema pneumático; Valor médio do fluxo de nêutrons térmicos na mesa giratória 1,6 . 1012 n.cm-2.s-1.
REATOR ARGONAUTA
Histórico
Reator Nome: Argonauta
Instituição: Instituto de Engenharia Nuclear (IEN)
Local : Rio de Janeiro-RJ
Primeira Criticalidade: 20 de fevereiro de 1965
Reator Argonauta
O ARGONAUTA foi o primeiro reator de pesquisa construído no país por empresa brasileira (CBV Ltda) com projeto do Argone National Laboratory, com potencia máxima de 5kW e uma operação contínua de 500W. Desde 1965 o ARGONAUTA vem sendo utilizado em pesquisas envolvendo nêutrons nas áreas da física de reatores e nuclear. Cerca de 70 alunos de instituições e universidades brasileiras obtiveram seus títulos de mestre ou doutor utilizando este reator no desenvolvimento de suas pesquisas. Atualmente, entre as principais linhas de pesquisas estão ensaios não destrutivos com nêutrons térmicos nas áreas de biologia, indústria, meio ambiente e segurança pública nacional. Também são produzidos radioisótopos ( Mn-56, La-140, Se-75 e Br-82) para serem utilizados como traçadores em pesquisas nas áreas do meio ambiente e industrial. Colaborando com universidades e instituições, disciplinas e aulas diversas são ministradas em suas dependências completando a formação de alunos, da graduação ao doutorado.
REATOR IPEN/MB-01
Histórico
Reator Nome: IPEN/MB-01
Instituição: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN)
Local : São Paulo-SP
Primeira Criticalidade: 9 de Novembro de 1988
Prédio do Reator
O IPEN/MB-01 é um reator nuclear genuinamente brasileiro, concebido por pesquisadores e Engenheiros do IPEN-CNEN/SP, financiado e construído pela Marinha do Brasil, atingiu sua primeira criticalidade às 15 horas e 35 minutos do dia 9 de Novembro de 1988, sendo oficialmente entregue para operação ao IPENCNEN/SP em 28 de Novembro deste mesmo ano.
O projeto do Reator IPEN/MB-01 foi iniciado em 1983 e suas obras foram concluídas em Julho de 1988. No mesmo mês iniciaram-se os testes dos seus vários sistemas. Cumpridas as exigências legais exigidas para o seu licenciamento, foi concedida em 19 de Outubro de 1988, pelas resoluções CNEN 23 e 25 a autorização para a sua operação inicial.
O Reator IPEN/MB-01 é uma instalação nuclear que permite a simulação de todas as características nucleares de um reator de grande porte em escala reduzida, sem que haja a necessidade de construir-se um complexo sistema de remoção de calor. Esse tipo de reator é conhecido mundialmente como reator de potência zero ou Unidade Crítica, sendo no nosso caso, projetado para operar a uma potência máxima de 100 watts. Esses reatores representam uma ferramenta básica, que permitem aos pesquisadores estudar não apenas por cálculos teóricos, mas também com medidas experimentais, o desempenho e as características do núcleo de um reator de potência ou de propulsão naval, antes da sua efetiva instalação, simulando as condições de projeto na própria instalação.
A filosofia que norteou o projeto do reator IPEN/MB-01, foi no sentido de se projetar e testar um núcleo típico para uso em propulsão naval, ou seja, que o controle de reatividade se desse a partir da inserção ou retirada de barras de controle, contrariando o modelo de muitas unidades críticas em que o controle se dá pelo nível d’água no tanque moderador. Esse controle de reatividade por barras de controle é típico de reatores navais, em que se necessitam de rápidas variações de potência , afim de se empreenderem manobras de fuga ou de perseguição.
O primeiro núcleo do Reator IPEN/MB-01 possui a forma de paralelepípedo com dimensões ativas de 39x42x54,6 cm, sendo constituído de um arranjo de 28x26 varetas combustíveis e 48 tubos guias, destinados a inserção das varetas de controle/segurança, responsáveis pelo controle da reação em cadeia e desligamento do reator. Nesta configuração, dita retangular, temos um total de 680 varetas e um excesso de reatividade de aproximadamente 2415 pcm.
No entanto o núcleo do Reator Nuclear IPEN/MB-01 possibilita a montagem de diferentes arranjos críticos, ou seja configurações de núcleos, uma vez que foi projetado para que apresentasse a versatilidade e a flexibilidade necessárias para tais finalidades. Para tal, a placa matriz que sustenta o núcleo do reator possui 900 furos espaçados entre sí por 15 mm, em um arranjo de 30x30. Nesta placa matriz foram montados os arranjos críticos retangulares, quadrado e cilindrizado.
As varetas combustíveis do reator são constituídas de tubos de aço inox AISI-304, contendo em seu interior um total de 52 pastihas combustíveis de UO2 enriquecidas a 4,3 %. A altura ativa da coluna de pastilhas é de 54,6 cm, sendo que cada pastilha possui uma altura de 1,05 cm e diâmetro de 0,849 cm . As extremidades não ativas das varetas são preenchidas com pastilhas de Al2O3. Os 48 tubos guias para as varetas absorvedoras de nêutrons (Barras de controle e segurança) estão dispostos em 4 grupos, contendo cada um deles 12 varetas absorvedoras, sendo dois grupos de barras de segurança e 2 grupos de controle, dispostos cada um deles em um quadrante do núcleo do reator. Cada conjunto de 12 varetas absorvedoras são unidas através de um corpo central, denominado aranha, o qual é ligado a uma haste de acionamento, que por sua vez é conectada a mecanismos acionados por magnetos energizados.
A reatividade integral de cada barra de controle/segurança é suficiente para desligar o reator, ou seja é de aproximadamente 3200 pcm. As barras de segurança apresentam as mesmas características geométricas das barras de controle, diferenciando das mesmas pelo material absorvedor de nêutrons utilizado, no caso B4C e pelo fato de que durante a operação normal do reator, serem mantidas totalmente retiradas do núcleo ativo do mesmo, com o objetivo de desligá-lo com grande margem de segurança. As barras de controle, são as responsáveis, por manterem constantes a população de nêutrons , quando o mesmo atinge um certo nível fixo de potência.
Quando inseridas no núcleo, as barras de controle, mantém o nível de população neutrônica, através da absorção dos mesmos em seu material estrutural composto de uma liga de Ag-In-Cd, encapsulada num revestimento de aço inox austenítico
Fonte: Comissão Nacional de Energia Nuclear - CNEN
Comentário: A construção e operação desses quatro reatores no Brasil foi muito importante (e ainda é) para o estagio de desenvolvimento de tecnologias nucleares atingido pelo Brasil atualmente. Graças ao esforço dos técnicos e cientistas brasileiros, hoje somos exemplo no mundo em varias áreas da tecnologia nuclear.