1. Caracterização do Empreendimento
1.1. Qual é a denominação do empreendimento?
A denominação oficial do empreendimento deste relatório é: Unidade 3 da
Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto - Angra 3. Esta unidade será parte
integrante da Central Nuclear de Angra, onde já se encontram instaladas, e em
operação, duas usinas nucleares: a Unidade 1 (Angra 1) e a Unidade 2 (Angra 2).
O nome da Central Nuclear é uma homenagem ao Almirante Álvaro Alberto
da Motta e Silva (1889 - 1976), pioneiro da pesquisa no campo da tecnologia
nuclear no Brasil, principal articulador de uma política nacional para o setor
e um dos incentivadores da criação da Comissão Nacional de Energia Nuclear -
CNEN.
1.2. Onde se localiza a CNAAA?
A CNAAA, com área aproximada de 1.250 ha situa-se no distrito de
Cunhambebe, município de Angra dos Reis, Estado do Rio de Janeiro, a cerca de
133 km da cidade do Rio de Janeiro, 216 km da cidade de São Paulo e 343 km de
Belo Horizonte (Figura 1 e Figura 2).
O principal acesso rodoviário ao local é a rodovia federal BR-101
(trecho Rio-Santos), que faz a ligação com a cidade do Rio de Janeiro. O acesso
à cidade de São Paulo é feito inicialmente pela BR-101, até Caraguatatuba, no
Estado de São Paulo, daí pela rodovia estadual SP-99, até São José dos Campos,
e em seguida pela rodovia federal BR-116, até a capital do estado. Essas ligações
permitem o acesso rodoviário ao restante do país.
Figura 1 – Localização da CNAAA – Distâncias aproximadas (Fonte
Eletronuclear)
Figura 2 – Localização da CNAAA (sem escala) (Fonte Eletronuclear)
1.1. Qual é o
local proposto para a implantação de Angra 3?
Figura 3 – Local proposto para a implantação da Usina Nuclear Angra 3
(Fonte Eletronuclear)
O local definido para a implantação da usina Angra 3, em Ponta Grande,
Praia de Itaorna, está situado dentro do sítio da CNAAA, onde estão localizadas
as usinas Angra 1 e 2 (em operação), e vem sendo estudado e monitorado desde a
década de 70, através de diversos estudos e programas ambientais, em
conformidade com as normas e diretrizes dos órgãos regulamentadores e
fiscalizadores.
Ressalte - se que a Comissão Nacional de Energia Nuclear - CNEN,
através da Resolução CNEN no 11/02, publicada no Diário Oficial da União em 23
de setembro de 2002, referendou o Ato de Aprovação de Local de Angra 3.
Figura 4 – Maquete eletrônica de
Sangra 3 (Fonte
Eletronuclear)
1.1. Quais
são os principais dados da Usina Angra 3?
Tabela 1 – Características da Usina Angra 3 (Fonte Eletronuclear)
1.2. Como funciona uma usina nuclear PWR?
Tipo de Reator:
|
PWR – Pressurized
Water Reactor
|
Fabricante /
fornecedor:
|
GHH gmbh –
Gutehoffnunsghütte (Alemã)/KWU (Framatome - ANP)
|
Característica
Combustível:
|
Urânio enriquecido
|
Procedência:
|
Alemanha
|
Potência Térmica
Reator:
|
3.765 MWt
|
Potência Elétrica
Usina:
|
1.350 MWe
|
Eficiência Térmica
Usina:
|
Aprox. 34%
|
Vida Útil Usina:
|
40 anos
|
Uma usina nuclear gera energia térmica. Ou seja, a turbina, que é acoplada ao gerador elétrico, se movimenta com força do vapor da água.
As usinas térmicas convencionais esse vapor é obtido através do calor produzido pela combustão do carvão, de derivados de petróleo, do gás ou de biomassa. Já no caso das centrais nucleares, o calor é obtido pela fissão dos átomos do urânio no núcleo do reator.
Usinas como as de Angra têm três circuitos de água inteiramente independentes. Pelo circuito primário circula a água que é aquecida no reator. Esse aquecimento ocorre em função da liberação do forte calor decorrente da fissão dos átomos de urânio (Figura 5) contidos nos elementos combustíveis (compostos de varetas feitas com uma liga de zircônio e estanho onde ficam embutidas as pastilhas cerâmicas de dióxido de urânio, UO2).
Figura 5 – Processo de fissão
Nuclear (Fonte
Eletronuclear)
A intensidade dessa reação em cadeia (a fissão de um átomo de urânio
libera de dois a três nêutrons, que por sua vez bombardeiam os núcleos de
outros átomos, liberando outros nêutrons que bombardeiam outros átomos, e assim
sucessivamente) é controlada por barras especiais.
Essas barras, quando inseridas por gravidade nos elementos combustíveis
absorvem nêutrons que, dessa maneira, controlam a reação em cadeia. É por isso
que uma usina nuclear pode ser ajustada para funcionar a baixa potência ou a
plena capacidade (100%), ajustando-se conforme a demanda de energia. Para gerar
energia, as usinas nucleares não dependem de regime de chuvas, pois não é
preciso regular a potência da usina de acordo com o volume de água previamente
existente nos reservatórios, como acontece nas hidrelétricas.
O esquema de funcionamento:
Como pode ser observado na Figura 6 a água que passa pelo reator é
aquecida a uma temperatura de 320 graus Celsius. Para que não entre em ebulição
aos 100 graus Celsius, ela é mantida sob forte pressão (equivalente a 157
atmosferas, isto é, a 157 vezes a pressão atmosférica a que somos submetidos
quando estamos ao nível do mar). Por isso é que o sistema se chama "reator
de água leve pressurizada" (PWR, sigla das iniciais em inglês).
Em outro equipamento, denominado gerador de vapor, há uma troca de
calor entre o circuito primário e o circuito secundário, que são independentes
entre si: a água do circuito primário não entra em contato com a do circuito
secundário, pois circulam por tubulações diferentes. Com a troca de calor, a
água do circuito secundário é vaporizada, movimentando a seguir, por pressão,
as palhetas da turbina (a uma velocidade que pode atingir 1.800 rotações por
minuto), que por sua vez, aciona o gerador elétrico. Depois de passar pela
turbina, o vapor do circuito secundário vai para um condensador, onde é
refrigerado pela água do mar, trazida por um terceiro circuito.
Também não há qualquer contato direto entre a água do circuito
secundário e a água do mar, que vem pelo sistema de água de circulação -
circuito terciário.
A montagem desses três circuitos é feita de maneira a impedir o contato
da água radioativa, que passa pelo reator, com as demais. O risco de
contaminação da água que é devolvida ao mar é minimizado, pois, para ser
contaminada, teria de haver um rompimento do circuito primário; em seguida o do
circuito secundário; e mais adiante o rompimento o circuito terciário para que
então as águas viessem a se misturar.
1.1. Por que
o reator tipo “PWR” foi escolhido?
O reator PWR é utilizado em 27 países, entre os quais os Estados
Unidos, a França e o Japão, os maiores usuários de energia elétrica de origem
nuclear. Aproximadamente 60% dos reatores nucleares em funcionamento no mundo
são desse tipo e sua maior aceitação em relação aos demais é atribuída, entre
outros fatores, aos rigorosos princípios de segurança que são aplicados no
projeto, na operação e na manutenção das usinas.
Projetado dentro do conceito de "Defesa em Profundidade" em
que os produtos de fissão são confinados em relação ao meio ambiente mediante a
uma série de barreiras sucessivas cuja integridade é garantida através de um
conjunto de medidas e sistemas automáticos, e barreiras que impedem o escape do
material radioativo para o meio ambiente.
Atualmente, existem 214 reatores PWR operando. Das 25 usinas nucleares
em construção em agosto de 2004, 56% serão equipadas com reatores do tipo PWR,
pois este tipo de reator é universalmente reconhecido como o mais seguro. Vale
ressaltar que jamais ocorreu um só acidente nuclear fatal com um reator deste
tipo em operação.
O projeto de Angra 3 prevê a construção de vários edifícios e
estruturas de apoio, distribuídos conforme mostrado na Planta - Arranjo Geral
da Unidade 3 da CNAAA - Angra 3, apresentada na Figura 7.
1/2 UGX - TANQUES SEPARADORES E COLETORES DE ÓLEO
1UQB e 2UQB - CASAS DE BOMBAS PARA ÁGUA DE REFRIGERAÇÃO
BCT - TRANSFORMADORES DE REDE EXTERNA AUXILIAR
UBA - EDIFÍCIO DE CONTROLE
UBP - EDIFÍCIO DOS GERADORES DE EMERGÊNCIA E ÁGUA GELADA
UJA - EDIFÍCIO DO REATOR (ESTRUTURA INTERNA)
UJB - EDIFÍCIO DO REATOR (ESTRUTURA ANELAR)
UJE - COMPARTIMENTO VAL, VAPOR PRINCIPAL DE ÁGUA DE ALIMENTAÇÃO
UJF - ESTRUTURA DA ECLUSA DE EQUIPAMENTO DO PÓRTICO
UKA - EDIFÍCIO AUXILIAR DO REATOR
UKH - CHAMINÉ DE DESCARGA DE GASES
ULB - EDIFÍCIO DE ALIMENTAÇÃO DE EMERGÊNCIA E ÁGUA GELADA
ULD - EDIFÍCIO DE PURIFICAÇÃO DO CONDENSADO
UMA - EDIFÍCIO DA TURBINA (TURBO GERADOR)
UPC - ESTRUTURA PRINCIPAL DE TOMADA DE ÁGUA DE REFRIGERAÇÃO
UQJ - POÇO DE SELAGEM - ÁGUA DE REFRIGERAÇÃO
UQM - POÇO COLETOR DE ÁGUA DE SERVIÇO
UQN - DUTOS PARA DESCARGA DE ÁGUA DE REFRIGERAÇÃO
UST – OFICINA
UYA - EDIFÍCIO DE ADMINISTRAÇÃO
UYF - PORTARIA PRINCIPAL
Figura 7 – Arranjo Geral de Angra 3
Fonte PSAR Angra 3 (Eletronuclear
2002)
1.1. Quais
serão os edifícios e as estruturas de apoio de Angra 3 e para que servem?
O Edifício do Reator, formado pela estrutura interna e pela estrutura
externa (Reator-Annulus), é de concreto armado com 60,40 m de diâmetro externo
e 0,60 m de espessura, que circunda a esfera de contenção e envolve o sistema
de resfriamento de emergência do núcleo. A edificação está projetada para
constituir uma barreira à radiação ionizante durante a operação normal da usina
e em casos de acidente. A esfera de contenção, por sua vez, está encerrada
dentro de um edifício de proteção de concreto armado - denominado Edifício do
Reator - projetado para resistir a terremotos e ondas de pressão. A esfera de contenção
envolve completamente o reator, o sistema de geração de vapor, a piscina dos
elementos combustíveis usados e o depósito dos elementos combustíveis novos,
bem como a blindagem de concreto, de 1,2 a 2 m de espessura, que circunda o
vaso de pressão do reator.
A estrutura da Eclusa de Equipamentos - por onde entra o material
combustível e que serve também de acesso para os grandes equipamentos do
Edifício do Reator.
O compartimento de Válvulas de Vapor Principal e Água de Alimentação
compondo também o Edifício do Reator.
Edifício Auxiliar do Reator - onde se encontram as instalações de
tratamento dos rejeitos gasosos, líquidos e sólidos resultantes dos sistemas
instalados no Prédio do Reator e do próprio Prédio Auxiliar do Reator, possui
um controle de acesso ao vizinho Prédio do Reator;
Edifício de Controle - onde se encontra o controle das operações da
usina.
Edifício da Turbina - onde se localiza o grupo turbogerador de energia;
está conectado às galerias de água de resfriamento dos condensadores e aos
transformadores principais (três), auxiliares (dois) e de reserva;
O Edifício de Alimentação de Emergência Elétrica e Água Gelada;
Edifício dos Geradores de Emergência e Água Gelada;
Edifício de Purificação do Condensado;
Edifício da Administração;
Edifício Auxiliar da Administração;
Edifício da Portaria Principal - permite acesso controlado à entrada da
usina.
Complementam as instalações da usina os tanques de água desmineralizada
(dois), a tomada d'água de resfriamento dos condensadores, a estrutura de
tratamento de efluentes líquidos convencionais, a estação de tratamento de
esgotos, o tanque separador e coletor de óleo, a chaminé de descarga de gases,
as casas de bombas (duas), o poço de selagem principal, o poço de coleta da
água de refrigeração e serviço, a oficina e depósito, o almoxarifado de
lubrificantes em uso e a área de estocagem de cilindros dos gases empregados no
processo geral de geração de energia.
Adicionalmente, pode ser dito que o sistema de refrigeração do reator
requer, para seu funcionamento, diversos sistemas auxiliares e complementares.
Os sistemas auxiliares estão destinados a injetar, escoar, purificar,
desgaseificar, ajustar a concentração de ácido bórico e adicionar produtos
químicos à água de refrigeração, enquanto os complementares, tratam os
rejeitos.
Os principais sistemas auxiliares são os de: controle de volume,
purificação da água de refrigeração, tratamento e armazenamento da água de
refrigeração e controle de produtos químicos. Os principais sistemas
complementares são os de: de ventilação, tratamento de rejeitos gasosos
radioativos e processamento de rejeitos sólidos contaminados com radiação.
1.1. Quais
são os principais empreendimentos associados?
Os principais empreendimentos associados à Angra 3 são:
Angra 1 - Usina nuclear de 657 MWe que, junto com Angra2 e a futura
Angra3, compõem a CNAAA;
Angra 2 - Usina nuclear de 1350 MWe, que junto com Angra e a futura
Angra , compõem a CNAAA;
Centro de Gerenciamento de Rejeitos - CGR Depósitos Iniciais de
Rejeitos Radioativos - recebem os rejeitos de baixa e média radioatividade,
provenientes de Angra1. Angra2 utilizará o Depósito 3 do CGR, que está em
fase de licenciamento junto ao Ibama. Quanto a Angra3, esta não utilizará o
CGR Depósitos 1, 2 e 3, estando planejado que a deposição de seus rejeitos de
média e baixa radioatividade se dará no Depósito Definitivo de Rejeitos
Radioativos, cuja entrada em operação está prevista para ocorrer juntamente com
a operação de Angra3.
Subestação Principal - onde será alimentada a rede de alta tensão, por
intermédio de três transformadores de tensão monofásicos de 25/525 kV, que
receberão a energia gerada em Angra 3. A subestação pode ser vista na Figura 9.
Fonte: MRS Estudos Ambientais, setembro de 2002.
Rede de Alta Tensão de 500 kV - que receberá a energia gerada em 60 Hz
e 25kV nos geradores;
Linha de Transmissão - de 1.400 metros, que transportará a energia (em
tensão de 500 kV) gerada na CNAAA;
Subestação de Furnas (500 kV) - que recebe a energia gerada na CNAAA e
interliga a rede com três subestações (duas no Estado do Rio de Janeiro e uma
no Estado de São Paulo). Com o início das operações de Angra3, será instalada
uma quarta linha conectando a rede à outra subestação no Estado do Rio de
Janeiro;
Subestação de 138 kV - que realizará outra interligação com o Sistema
Furnas, para o caso de perdas no sistema de 500 KV;
Linha de transmissão de 138 KV - que interligará a subestação de 138 kV
à subestação de 500 kV, por meio de um transformador trifásico de 138/500 KV;
Estrutura de Descarga da Água de Refrigeração - um canal / galeria será
construído para interligar o sistema de descarga de água de refrigeração de
Angra 3 à galeria / túnel que recebe também as águas dos sistemas de água de
refrigeração de Angra 1 e 2 e conduzindo os referidos efluentes para lançamento
no saco Piraquara de Fora;
Laboratório de Monitoração Ambiental (LMA) - criado em 1978, o LMA fica
em Mambucaba, a aproximadamente 10 km da CNAAA, desenvolvendo um trabalho de
monitoração e controle ambiental permanente na região. Tem como objetivo
principal elaborar, implementar e executar os programas e estudos necessários
para permitir a avaliação dos possíveis impactos causados pela operação da
Central Nuclear no meio ambiente e na população da região.
1.1. Resíduos não radioativos
1.1.1. Quais
são os resíduos não radioativos produzidos por Angra 3?
Assim como os rejeitos radioativos gerados nas usinas da CNAAA, os
resíduos não radioativos podem ser gasosos (emissões atmosféricas), líquidos
(efluentes líquidos) e sólidos ou pastosos (resíduos sólidos).
Resíduos sólidos: a fase de construção da Angra 3 produzirá restos de
materiais orgânicos, lamas, produtos de limpeza química, esgoto orgânico,
entulhos de obra, sobras de madeira, restos de alvenaria, pontas de vergalhão
de aço de construção, latas de tinta e solventes vazias. Em sua fase de
operação, a usina produzirá sucatas, papéis, resíduos orgânicos, produtos
químicos diversos, resíduos oleosos, entre outros.
Emissões atmosféricas: restringir-se-ão praticamente àquelas
provenientes da combustão do óleo Diesel utilizado na Caldeira Auxiliar, bem
como dos motores dos dois grupos geradores Diesel do Sistema de Emergência, que
não serão operados continuamente.
Efluentes líquidos: os principais efluentes líquidos (não radioativos)
provirão dos sistemas de resfriamento dos condensadores do vapor de exaustão
das turbinas de baixa pressão (basicamente água do mar), assim como do tanque
de neutralização de efluentes, das bacias de tratamento de efluentes, dos poços
de drenos dos respectivos edifícios da turbina, dos tanques de separação de
água/óleo dos transformadores principais, auxiliares e de reserva, assim como
dos sistemas de tratamento de efluentes sanitários.
Estes resíduos, antes de serem liberados para o meio-ambiente, serão
processados e tratados de modo que seus poluentes eventualmente presentes (e/ou
que excedam os limites permitidos para liberação no meio ambiente), sejam
trazidos a valores abaixo dos limites máximos de concentração, para liberação,
tais como definidos e estabelecidos pela legislação ambiental vigente no país.
1.1.2. Como
serão tratados os resíduos sólidos não radioativos da Angra 3?
Angra3, em suas fases de construção, montagem e operação, seguirá as
diretrizes já estabelecidas e praticadas na CNAAA:
Serão enviados para aterro licenciado; ou
Comercializados, através de leilão, se ainda possuírem valor comercial
residual, como nos casos de sucatas (ferrosa, não-ferrosa, metálica de modo
geral, vendidas para reprocessamento), dos óleos e lubrificantes (vendidos para
posterior refino); ou
Encaminhados para tratamentos/destinações específicas, de acordo com
cada tipo de resíduo (reciclagem, reprocessamento, incineração, etc.), através
de contratação de serviços específicos.
1.1.1. Como serão tratadas as emissões atmosféricas
não radioativas de Angra 3?
As emissões atmosféricas, no caso de Angra 3, mesmo se analisados em
conjunto com Angra 1 e 2, não necessitam de tratamento, pois serão geradas de
forma descontínua apenas quando são usados geradores diesel de emergência e em
concentrações abaixo dos valores máximos fixados pela Resolução nº 8/90 do
Conama.
1.1.2. Como
serão tratados os efluentes líquidos não radioativos de Angra 3?
Angra 3, assim como a similar Angra 2, possui vários sistemas e
processos de tratamento de efluentes líquidos. Podem-se destacar os seguintes:
Os efluentes líquidos convencionais provenientes de drenagens de
prédios e tanques, bem como dos transformadores elétricos, que possam conter
óleos com impurezas, tanto em operação normal quanto em paradas da usina, serão
encaminhados para o dispositivo de separação de água e óleo.
Os esgotos sanitários gerados nas fases de construção e montagem de
Angra 3, serão coletados em caixas coletoras de esgoto, dentro dos padrões
normativos, localizadas no Canteiro de Obras, sendo encaminhados até uma
Estação de Tratamento de Esgoto - ETE, a ser construída na fase de implantação
do Canteiro de Obras. Na fase de operação, será projetada uma nova ETE, similar
à existente em Angra 2.
O sistema de tratamento de efluentes líquidos convencionais, utiliza a
estação UGN que trata de efluentes líquidos de várias origens dessa mesma
usina, inclusive os efluentes aquosos, já livres de óleos, provenientes da
estrutura de separação água ?óleo. Os efluentes são tratados em duas bacias de
tratamento (de 608 m3 de capacidade, cada uma), operadas
alternadamente em ciclos diários de "recepção/acumulação de
efluentes" e de "tratamento de efluentes" propriamente dito.
Trata-se de um sistema basicamente destinado a remover amônia (NH3) e hidrazina
(N2H4) contidos nesses efluentes. Esse mesmo sistema será também utilizado
para fins de correção de pH de efluentes.
BBT - Transformadores Auxiliares
BCT - Transformador de Rede Externa
GHC - Tanques de Água Desmineralizada
PAB - Dutos de Admissão de Água de Refrigeração
PCB - Dutos e Canais de Água de Refrigeração e de Serviços para o
Sistema Convencional
UBA - Edifício de Controle
UBP - Edifício dos Geradores de Emergência e Água Gelada
UGD - Edifício do Sistema de Desmineralização D’Agua
UGH - Sistema de Águas Pluviais
UGM - Poço de Coleta de Drenagens
UGN - Sistema de Tratamento de Efluentes Líquidos Convencionais
UGV - Estação de Tratamento de Esgotos
UJA - Edifício do Reator - Estrutura Interna
UJB - Edifício do Reator - Estrutura Anelar
UJE - Compartimento das Válvulas de Vapor Principal e Água de
Alimentação
UJF - Estrutura da Eclusa de Equipamentos e Semi-Pórtico
UKA - Edifício Auxiliar do Reator
UKH - Chaminé de Descarga de Gasesl
UKY - Ponte entre UKA e UKH (ventilação)
ULB - Edifício de Alimentação de Emergência e Água Gelada
ULD - Edifício de Purificacão do Condensado
UMA - Edifício do Turbo Gerador
UPC - Estrutura da Tomada D'Agua (1/2 UQB)
UQB - Casa de Bombas de Agua de Serviço
UQJ - Poço de Selagem de Agua de Refrigeração
UQM - Poço Coletor de Água de Serviço
UQN - Dutos para Descarga de Água de Refrigeração
UST - Oficina Fria e Depósito, Convencional
USU - Almoxarifado Eletromecânico
UTG - Área de Estocagem de Cilindros de Gás
UYA - Edifício de Administração
UYF - Portaria Principal
Figura 13 – Esquema de interligações das várias correntes de efluentes
líquidos convencionais (rejeitos líquidos) (Fonte Eletronuclear)
1.1. Rejeitos radioativos
1.1.1. O que é radiação?
Toda matéria é composta de átomos e, na
natureza, a maioria deles é estável; as exceções, os que têm núcleos instáveis,
são chamados de "radioativos", pois, para estabilizar o núcleo,
emitem radiação.
A radiação pode ser de dois tipos:
A ionizante, que, sob forma de partículas ou radiação eletromagnética,
é capaz de adicionar ou remover elétrons de átomos ou moléculas, tendo como
exemplo as partículas alfa e beta, raios gama, raios-X e nêutrons.
A não ionizante, sem a mesma capacidade de adicionar ou remover
elétrons de átomos ou moléculas, tem como exemplo as ondas de radar, ondas de
rádio, micro-ondas e a luz visível.
A luz do sol é a forma mais conhecida de radiação e transporta energia
em ondas eletromagnéticas nas três faixas de frequência: curta, média e longa.
A classificação das ondas de energia em faixas de frequência é feita em
função de sua velocidade, comprimento de onda e frequência. A frequência é
proporcional ao comprimento de onda e quanto mais curta for a onda, maior é sua
frequência e, quanto mais frequente, maior é a quantidade de energia por ela
conduzida. Neste extremo, situa-se a faixa de ondas curtas e, no outro, a faixa
de ondas longas, e, portanto, menos frequentes e com menor conteúdo de energia.
Na radiação proveniente do sol, usada como exemplo anteriormente, os raios
ultravioleta pertencem à faixa de ondas curtas e os raios infravermelhos, à
faixa de ondas longas.
A radiação natural ou "de fundo", é aquela com a qual o
planeta convive. É também chamada pelos especialistas de radiação background.
Por sua vez o fallout é a incorporação à biosfera dos radionucleídeos
resultantes das experiências com bombas atômicas.
A radiação natural é, apesar das emissões de radionucleídeos
artificiais pelas atividades humanas e do fallout, a maior fonte de exposição
do ser humano - aproximadamente 88% do total.
A dose efetiva causada pela radiação natural varia bastante
geograficamente, existindo regiões onde seu valor chega a ser vinte vezes
superior à média do planeta, que é igual a 2,4 mSv por ano (EIA Angra 2). No
Brasil, os moradores de Guarapari (sede) e do povoado de Meaípe, no Espírito
Santo, recebem doses significativas de radiação natural, porque o solo nestas
regiões é rico em areia monazítica, a qual contém elementos radioativos. Em
Guarapari, a dose média anual recebida pela população residente é da ordem de
12mSv/ano, enquanto que a de Meaípe está por volta de 38 mSv/ano. Estas doses
médias são muito superiores àquela referente aos limites estabelecidos pela
CNEN para os controles radiológicos relativos à liberação de efluentes para uma
central nuclear (1 mSv/ano).
1.1.2. O que são rejeitos radioativos?
A norma CNEN-NE-6.05 (Gerência de Rejeitos Radioativos em Instalações
Radioativas), de dezembro de 1985, define como rejeito radioativo todo e
qualquer material resultante de atividades humanas, que contenha radionuclídeos
em quantidades superiores aos limites estabelecidos pela Norma CNEN-NE-6.02
(Licenciamento de Instalações Radioativas) e pelo "Basic Safety Standards
- Safety Series 115", cuja reutilização seja imprópria ou não prevista.
1.1.3. Como são classificados os rejeitos
radioativos?
Por normas da CNEN, os rejeitos são classificados em categorias segundo
o estado físico (líquidos, sólidos ou gasosos), a natureza da radiação (beta,
gama ou alfa), concentração (em Bq/m³ ou Ci/m³) e taxa de exposição na
superfície do rejeito (em C/kg.h ou R/h), determinam ainda se são de baixo,
médio ou alto nível de radioatividade.
1.1.4. Quais são os rejeitos sólidos radioativos
produzidos por Angra 3 e na CNAAA?
Os rejeitos radioativos sólidos de médio e baixo nível de radioatividade,
produzidos durante a operação da CNAAA, recebem a seguinte classificação, com
relação a tipo/origem:
Concentrado do Evaporador (CE) - oriundo dos sistemas de tratamento de
efluentes líquidos radioativos das usinas. Este rejeito é solidificado em
matriz de cimento (Angra1) e betume (Angra2 e futuramente em Angra3);
Resina do Primário (RP) - utilizada na purificação do sistema de
refrigeração do reator. As embalagens com a RP são geradas quando do
encapsulamento do conteúdo do Tanque de Armazenamento de Resina Exaurida do
Primário. Este tipo de rejeito é misturado em cimento (Angra1) e com betume
(Angra2 e Angra3) para solidificação do conteúdo;
Resina do Secundário (RS) - utilizada na purificação da água de purga
dos geradores de vapor. As embalagens com as RS são geradas quando do
acondicionamento do conteúdo do Tanque de Armazenamento de Resina Exaurida do
Secundário. Este tipo de rejeito em Angra1 é acondicionado diretamente em
tambores. Em Angra2 e futuramente em Angra3 não é prevista a geração deste
rejeito, pois as resinas são regeneradas para reutilização;
Filtro (F) - tais equipamentos são usados nos sistemas de purificação e
tratamento do refrigerante do reator. São acondicionados em tambores de 200
litros e imobilizados em cimento (Angra1) e betume (Angra2 e futuramente em
Angra3);
Rejeito compactado (RC) - são materiais compactáveis triturados e
compactados por prensa hidráulica para redução do volume, em tambores de 200
litros. Os rejeitos compactáveis são constituídos de materiais plásticos,
papéis, luvas, sapatilhas, roupas etc.
Rejeito Não Compactado (RNC) - ao contrário do RC, este tipo de rejeito
não é compressível. São peças, tubos, materiais metálicos, que além do processo
de segregação normal, sofrem processo de corte e re-segregação para otimização
do volume de armazenamento. Para garantir a estabilidade do conteúdo, estes
materiais são imobilizados em cimento (Angra 1) e com betume em tambores de 200
litros (Angra2 e futuramente em Angra3).
1.1.4.1. Como será feito o gerenciamento dos rejeitos
sólidos em Angra3?
Os procedimentos a serem tomados em relação aos rejeitos sólidos
radioativos produzidos em Angra 3 são os já implementados e atualmente em
utilização nas outras unidades da CNAAA.
Encontram-se documentados e estabelecem a sistemática de controle dos
rejeitos sólidos radioativos gerados durante a operação das usinas, onde se
destacam as seguintes definições/procedimentos:
Áreas Livres: são isentas de regras especiais de proteção radiológica,
onde as doses equivalentes efetivas anuais não ultrapassem o limite primário
para o indivíduo do público.
Áreas Restritas: são as que obedecem a regras especiais de proteção
radiológica, onde as condições de exposição podem ocasionar doses equivalentes
superiores a um décimo dos limites ocupacionais para trabalhadores. Para
minimização de geração de rejeitos na CNAAA, somente é permitida a entrada na
Área Restrita dos materiais, equipamentos ou ferramentas necessários à execução
dos serviços.
Procedimentos com Rejeitos Sólidos Contaminados: todo rejeito sólido
contaminado gerado na Área Restrita é colocado em sacos plásticos amarelos ou
em tambores. O rejeito sólido não contaminado é colocado em sacos plásticos
incolores. A coleta e transferência são realizadas por empregados responsáveis
pelo rejeito sólido da Área Restrita.
Procedimentos de Segregação (separação) de Rejeitos Sólidos
Compactáveis: o rejeito sólido contaminado produzido na Área Restrita é
colocado dentro de sacos plásticos amarelos devidamente sinalizados. Daí, então
são enviados para a Área de Segregação ou para a Estação de Encapsulamento (os
que apresentam maior nível de contaminação). Na Área de Segregação, os
materiais são separados e submetidos a um novo monitoramento e, os que
apresentarem contaminação, são encaminhados para a Estação de Encapsulamento.
Procedimentos com Rejeitos Sólidos Radioativos Não Compactáveis: Em
Angra 1, este tipo de rejeito é colocado em caixas metálicas e imobilizado com
cimento. Em Angra 2 e futuramente em Angra 3, os rejeitos não compactados são
solidificados com betume em tambores de 200 litros.
Antes do encapsulamento, os sólidos contaminados e não compressíveis
passam por rigorosos processos de descontaminação, que visam a redução do
volume de rejeito radioativo gerado.
Procedimentos de Encapsulamento: têm por função encerrar completamente
os conteúdos radioativos em embalagens apropriadas, para garantir, assim, seu
isolamento do meio ambiente, bem como evitar choques mecânicos.
Sinalização e Controle dos Embalados: o técnico responsável da Proteção
Radiológica classifica os embalados, mede as taxas de dose, pesa, sinaliza e
identifica o embalado, avaliando posteriormente o nível de contaminação externa
transferível de sua superfície.
Transporte e Acondicionamento dos Embalados: o transporte de tambores
para o armazenamento no depósito inicial é executado por um vagonete elétrico
operado por controle remoto no caso dos tambores com rejeitos imobilizados em
matriz de betume, e por um carrinho manual, para os tambores com rejeitos
compactáveis, até os pontos de transferência definidos para a ponte rolante que
efetuará a deposição dos tambores.
1.1.4.2. Qual a quantidade de rejeitos sólidos
radioativos a ser produzida por Angra3?
A Tabela 2 apresenta uma estimativa de produção anual para Angra 3 (em
tambores de 200 litros), dos diferentes tipos de rejeitos sólidos de baixo e
médio níveis de radioatividade.
Tabela 2 – Tipo de rejeito e quantidade dos rejeitos sólidos
radioativos
(Fonte Eletronuclear)
Tipo de rejeito
|
Número de
tambores/ano (Estimativa)
|
Compactáveis
|
30
|
Não compactáveis
|
10
|
Concentrados do
evaporador
|
36
|
Resinas
|
48
|
Filtro
|
5
|
Total
|
129
|
1.11.4.3. Onde serão acondicionados os rejeitos sólidos radioativos de
Angra3?
O depósito inicial de Angra 3, onde serão acondicionados os embalados
com os rejeitos sólidos radioativos, será localizado no Edifício Auxiliar do
Reator, da mesma forma como é feito atualmente na similar Angra 2; enquanto que
os rejeitos sólidos radioativos de Angra 1 são armazenados no Centro de
Gerenciamento de Rejeitos - CGR, localizado em área interna à CNAAA.
A disposição intermediária e final desses rejeitos são de
responsabilidade da CNEN, cujos estudos para o projeto definitivo desses
rejeitos se encontram em andamento com levantamentos preliminares já realizados
por empresas com experiência internacional.
A destinação final de resíduos nucleares é uma questão tecnicamente
equacionada, dispondo-se de processos seguros para seu controle, armazenagem e
deposição até que deixem de oferecer riscos ao ser humano e ao meio ambiente.
1.11.4.4. Qual é a quantidade de elementos combustíveis irradiados
produzidos nas usinas de Angra e onde são armazenados?
Angra1 – os elementos combustíveis irradiados de Angra 1 estão
armazenados na piscina de combustível usado, localizada junto ao reator, que tem
a capacidade de estocar 1252 elementos combustíveis, quantidade suficiente para
toda a sua vida útil. Até dezembro de 1997, havia 285 elementos combustíveis
irradiados armazenados nesta piscina, com 1.500 kg de urânio 235 e 900 kg de
plutônio total. Considerando-se que a mesma quantidade desses radioisótopos
será produzida por elemento combustível em um mesmo período de tempo, pode-se
estimar que a piscina completa de elementos combustíveis irradiados conterá
cerca de 6.589 kg de urânio 235 e 3.957 kg de plutônio total.
Angra2 e 3 – Os reatores das usinas de Angra 2 e futura Angra 3 têm uma
vida operacional prevista para 40 anos. Para se calcular, aproximadamente, a
quantidade de urânio e plutônio acumulados durante este período, utiliza-se os
parâmetros típicos de um reator do tipo PWR.
A Tabela 3 apresenta a estimativa das quantidades de urânio e plutônio
acumuladas nos elementos combustíveis durante 40 anos de operação das usinas,
usadas como referência para os cálculos, e que indicam as ordens de grandeza
das quantidades desses materiais nos elementos combustíveis irradiados de Angra
2 e Angra 3, no fim dos seus ciclos de vida operacional.
Tabela 3 – Estimativa das quantidades de urânio e plutônio a ser
acumulada durante a operação de um reator do tipo de Angra2 e futura Angra3.
Material
|
Quantidades acumuladas
em 40 anos (kg)
|
Urânio 235
|
10.880
|
Plutônio total
|
12.640
|
Fonte EIA (Estudo de Impacto
Ambiental) Angra2
1.1.1. Quais serão os rejeitos gasosos
radioativos produzidos por Angra3?
Os rejeitos gasosos radioativos que serão gerados em Angra 3 terão três
origens:
Gases provenientes diretamente do circuito primário, incluindo os gases
de fissão, o oxigênio e o hidrogênio resultantes da decomposição da água pelo
fluxo neutrônico (radiólise) e o nitrogênio (gás carreador de purga);
Gases e aerossóis potencialmente radioativos, gases de ativação
eventualmente arrastados pelo sistema de ventilação da área de acesso
controlado da usina, e gases e aerossóis potencialmente radioativos succionados
pelo sistema de ventilação do Edifício Auxiliar do Reator e do Annulus;
Gases não condensáveis provenientes diretamente do circuito secundário
(das bombas de vácuo dos condensadores).
1.1.1.1. Como
serão processados/tratados os rejeitos gasosos radioativos de Angra3?
O sistema de processamento de rejeitos gasosos destina-se à redução das
doses de radiação liberadas para o meio ambiente, bem como tem a função de
evitar a formação de misturas quimicamente explosivas, através das seguintes
operações:
Remoção dos gases liberados das colunas de evaporação dos sistemas
auxiliares do reator;
Purga, com gás inerte, de todos os tanques que contêm refrigerante
despressurizado do reator para remover os gases de fissão liberados;
Manutenção da pressão subatmosférica nos tanques com refrigerante despressurizado
para evitar a fuga de gás radioativo para a atmosfera;
Recombinação do hidrogênio e do oxigênio presentes no fluxo de gás de
purga, produzindo água, de modo a manter a fração de hidrogênio abaixo de 4% e
a de oxigênio abaixo de 0,1%;
Retardamento dos gases nobres radioativos até que tenham decaído na
maior parte, para reduzir a taxa de dose liberada para o meio ambiente;
Liberação dos efluentes gasosos para o meio ambiente de maneira
controlada, quando necessário, através da chaminé de descarga de gases; e
Redução da concentração de H2 dentro do Envoltório de
Contenção, após eventual acidente com perda de refrigerante.
As emissões atmosféricas, após tratamento e com concentrações dentro
dos limites estabelecidos para lançamento no meio ambiente, são devidamente
monitoradas. O monitoramento da chaminé de descarga dos efluentes gasosos
radioativos destina-se a medir a concentração de radioatividade presente nos
gases descarregados, acionar o alarme na eventualidade de concentrações
excessivas e promover a contabilização das quantidades descarregadas de gases
nobres, aerossóis, iodo e trício radioativos em suspensão no ar, para avaliação
dos efeitos radiológicos.
Figura 14 – Fluxograma do Sistema de Rejeitos
Gasosos Radioativos
Fonte: PSAR – Angra3 (Eletronuclear, 2002)
1.1.1. Quais serão
os rejeitos líquidos produzidos por Angra3
Os rejeitos líquidos radioativos podem ter as seguintes origens:
drenos do circuito primário e sistema auxiliar;
águas dos laboratórios, da lavanderia e dos chuveiros da área controlada.
Os sistemas mecânicos da usina podem, durante sua vida útil, apresentar
pequenos vazamentos. Por esta razão, os prédios da usina que abrigam sistemas
que contêm ou possam conter material radioativo, são dotados de sistemas
especiais de drenagem que coletam e armazenam os líquidos vazados, em tanques
situados no nível mais baixo de cada prédio. De lá, o referido rejeito é
bombeado para tanques de armazenagem para posterior tratamento.
As águas provenientes dos chuveiros e da lavanderia, por apresentarem
baixa concentração de material radioativo, são transferidas diretamente para os
tanques de monitoração, de onde são liberados para o meio ambiente da usina em
conformidade com os requisitos radiológicos de liberação.
1.1.1.1. Como serão processados/tratados os rejeitos
líquidos radioativos de Angra3?
O sistema de processamento de efluentes líquidos tem a função de
coletar os efluentes líquidos radioativos e não-radioativos produzidos na área
controlada e tratá-los de tal modo que eles possam ser descartados sem impacto
significativo, atendendo-se às normas de segurança no meio ambiente.
Os rejeitos serão coletados em tanques de armazenamento, que são
direcionados para as unidades de evaporação, e, quando cheios, são alinhados ao
sistema de tratamento pertinente, de acordo com a radioatividade e as
características químicas dos rejeitos, ou, diretamente nos tanques de
monitoração. A lama que eventualmente se acumule no fundo dos tanques pode ser
bombeada para os tanques de concentrado. A estação de produtos químicos fornece
as soluções de produtos químicos necessárias para o tratamento. O sistema pode
ser visualizado, de forma simplificada, na Figura 15.
Figura 15 – Esquema Simplificado
do Sistema de Armazenamento e Tratamento de Rejeitos Líquidos Radioativos
Fonte: NATRONTEC, 1998
Os efluentes resultantes do tratamento dos rejeitos líquidos
radioativos são liberados controladamente para a água do mar proveniente dos
condensadores principais, somente se a sua concentração de atividade estiver
abaixo dos limites legais.
O cronograma executivo de Angra 3 prevê 66 meses para a sua
implantação, englobando as atividades de construção civil, a montagem
eletromecânica, o comissionamento de equipamentos e sistemas, bem como a fase
de testes operacionais. Este prazo inicia-se com os trabalhos de concretagem da
laje de fundo do Edifício do Reator e encerra-se com o fim dos Testes de Demonstração
de Potência da Planta.
Neste cronograma executivo de 66 meses estão programados os seguintes
marcos principais:
Março 0: Início da Concretagem do Edifício do Reator.
Mês 9: Início da Montagem da Esfera da Contenção.
Mês 10: Início da Montagem dos Tanques "Civil Dependents".
Mês 13: Início da Concretagem do Prédio do Reator e início da Montagem
de Sistemas de Ventilação.
Mês 17: Início da Montagem Elétrica.
Mês 22: Início da Montagem das Tubulações.
Mês 32:Início da Montagem dos Barramentos do Gerador Elétrico.
Mês 35:Ligação da Rede Externa de 138 kV.
Mês 46: Início do Comissionamento de Sistemas.
Mês 51: Início dos Testes de Pressão do Circuito Primário e Ligação da
Rede Principal de 500 kV.
Mês 52: Início dos Testes de Pressão da Esfera de Contenção.
Mês 56: Início da Primeira Operação a Quente.
Mês 60: Início do Carregamento do Núcleo do Reator.
Mês 63: Primeira Criticalidade do Núcleo do Reator, Início dos Testes
de Potência e Sincronização com a Rede Principal de 500 kV.
Mês 66: Fim dos Testes de Potência e Início da Operação Comercial.
Na elaboração do cronograma, tomou-se como base a experiência do planejamento
de diversas usinas nucleares do tipo PWR de projeto alemão no mundo, já
construídas e/ou projetadas, e similares a Angra 3. Foi levada também em
consideração a experiência adquirida pelo corpo técnico da Eletronuclear na
construção, montagem eletromecânica e comissionamento de Angra 2.
O prazo de 66 meses para Angra 3 é perfeitamente exequível, uma vez que
basicamente já se dispõe de todo o projeto. O projeto de Angra 3 é praticamente
idêntico ao de Angra 2 "conforme construído", com atualizações na
área de Instrumentação & Controle, e de outras pequenas alterações ou
melhorias para se manter a planta no "estado da arte" da tecnologia.
Antes do início da concretagem da laje de fundo do Edifício do Reator,
está programado um período de 9 a 12 meses, a ser utilizado em atividades
preliminares, tais como a execução dos serviços preparatórios de engenharia, a
instalação da infraestrutura do canteiro de obras e os procedimentos relativos
ao processo licenciatório.
A Tabela 4, indica os principais marcos necessários para a implantação
de Angra 3.
Tabela 4 – Marcos necessários para a implantação de Angra3
Marcos
|
Atividades
|
1
|
Obras civis e
estruturais
|
2
|
Montagens
|
3
|
Comissionamento dos
sistemas
|
4
|
Testes
|
Fonte: Eletronuclear
1.2. Sistemas de Segurança de Angra3
1.2.1. Como será o sistema de segurança de Angra3?
No projeto de usinas nucleares, assim como em Angra 3, está incorporado
um conjunto de sistemas de segurança redundantes, independentes e fisicamente
separados, que abrange, entre outros, os sistemas de resfriamento de emergência
do núcleo e de água de alimentação de emergência e o sistema de isolamento da
contenção, que visa o confinamento das substâncias radioativas no interior do
envoltório de contenção, na possível ocorrência de condições anormais e acidentais.
Condições de acidente são evitadas mediante a observância rigorosa dos
requisitos de projeto, fabricação, operação e manutenção especificados para
aumentar a segurança nuclear, tais como:
Margens de segurança adequadas no projeto de sistemas e componentes da
usina;
Seleção cuidadosa dos materiais, juntamente com ensaios abrangentes dos
mesmos;
Garantia da qualidade abrangendo as etapas de fabricação, construção,
montagem, comissionamento, operação, manutenção e descomissionamento da usina;
Controle repetido e independente do nível de qualidade alcançado;
Supervisão da qualidade ao longo da vida útil da usina, com inspeções
periódicas de rotina;
Facilidade de manutenção de sistemas e componentes da usina;
Monitoração confiável das condições operacionais;
Registro, avaliação e utilização das experiências adquiridas durante a
operação, com vistas ao aprimoramento da segurança operacional;
Treinamento sistemático e rigoroso do pessoal de operação; e
Desenvolvimento de cultura de segurança da parte do responsável pelo
empreendimento e todos os setores envolvidos com a fabricação de componentes,
projeto, construção e operação da usina.
A necessidade de proteger a vida humana e o meio ambiente dos efeitos
adversos da radioatividade implica na utilização, nas usinas nucleares, de
sofisticados sistemas de proteção e segurança - dispositivos ativos - e de
sucessivas barreiras radiológicas - dispositivos passivos.
1.2.2. O que são os Dispositivos de Segurança
Passivos?
A maior parte, aproximadamente 95%, das substâncias radioativas
presentes em uma usina nuclear é gerada pela fissão nuclear do combustível no
núcleo, durante o funcionamento do reator. Esses produtos de fissão são
confinados em relação ao meio ambiente mediante uma série de barreiras
sucessivas definidas abaixo, que utilizam o conceito de defesa em profundidade
e cuja integridade é garantida através de um conjunto de medidas e sistemas
automáticos próprios para esse fim:
Primeira Barreira – Absorção dos Produtos de Fissão pelo Próprio
Combustível: a barreira mais interna dos produtos de fissão é o combustível
nuclear, o próprio dióxido de urânio.
Apenas uma pequena fração dos fragmentos de fissão voláteis e gasosos é
capaz de escapar da estrutura do combustível;
Segunda Barreira – Revestimento da Vareta de Combustível: para impedir
que esta parcela atinja o refrigerante, o dióxido de urânio em forma de
pastilhas é colocado no interior de tubos de revestimento do combustível,
fabricados com uma liga especial de zircônio e estanho, denominada zircaloy 4,
e selados com solda estanque a gás;
Terceira Barreira – Circuito Primário de Refrigeração Selado: apesar do
extremo cuidado com que os tubos de revestimento (segunda barreira) são
fabricados, e dos exames e testes não-destrutivos rigorosos a que são
submetidos, não pode ser totalmente descartada a possibilidade de difusões
através de microfissuras em algumas varetas de combustível individuais durante
a operação da usina. Por essa razão, os sistemas de purificação e
desgaseificação do refrigerante são dimensionados para possibilitar que o
reator continue operando com segurança mesmo com algumas poucas varetas de
combustível defeituosas. Nesses casos, o sistema de refrigeração do reator se
apresenta como uma barreira estanque, evitando a liberação de produtos radioativos
para dentro da esfera de contenção;
Quarta Barreira – Esfera de Contenção de Aço: a fim de impedir a
liberação não controlada de produtos radioativos para o meio ambiente, na
hipótese de vazamentos no sistema de refrigeração do reator, este é envolvido por
uma esfera de contenção de aço estanque. Como esta é a barreira final, deve
permanecer plenamente funcional, caso todas as outras barreiras falhem. Ou
seja, é dimensionada para resistir ao mais sério acidente de perda de
refrigerante;
Quinta Barreira – Prédio do Reator: A esfera de contenção, por sua vez,
está encerrada dentro de um edifício de proteção de concreto armado, denominado
Edifício do Reator, projetado para resistir a terremotos e a ondas de pressão.
2 - Revestimento da vareta de combustível
3 - Circuito primário selado
4 - Esfera de contenção de aço
5 - Prédio do reator
Figura 16 – Barreiras contra liberação de produtos radioativos (Fonte
Eletronuclear)
Em operação normal, a pressão no interior do envoltório de contenção é
mantida inferior à pressão atmosférica externa, visando impedir que produtos
radioativos escapem dos seus compartimentos para o meio ambiente.
A integridade das barreiras de retenção dos produtos radioativos é monitorada
mediante medição contínua dos níveis de radioatividade nos vários sistemas e
compartimentos.
Além das barreiras acima descritas, existem blindagens de aço e
concreto com a finalidade de atenuar a radiação direta proveniente do núcleo do
reator e de componentes e locais contaminados.
1.1.1. O que são os Dispositivos de Segurança Ativos?
A eficácia das barreiras precisa ser mantida não só durante a operação
normal e sob condições operacionais anormais, mas também na hipótese de
acidentes mais sérios, de modo que a proteção do pessoal da usina, do público e
do meio ambiente esteja assegurada sob todas as circunstâncias. Por esta razão,
são tomadas precauções para controlar também aqueles acidentes cuja ocorrência
seja tão improvável que, na realidade, não seria necessário prevê-los, tendo em
vista o espectro de providências já tomadas para evitá-los.
Para controlar esses acidentes, Angra 3 estará equipada com um sistema
especial de segurança, composto por um sistema de proteção do reator e pelos
dispositivos de segurança atuados por ele, da mesma forma que já ocorre em
Angra 2. O funcionamento do sistema de proteção do reator não depende da
identificação da causa da falha, pois elimina as condições anômalas por ele
detectadas e evita, assim, a necessidade de uma identificação prévia de todas
as causas de falha possíveis na fase de projeto do sistema.
Para assegurar a alta confiabilidade dos sistemas de segurança ativos,
são observados os seguintes princípios de projeto:
Redundância
As consequências de falhas simples aleatórias são evitadas mediante a
aplicação do princípio da redundância.
A redundância implica em multiplicidade de componentes e sistemas, que são instalados em número maior do que o necessário para cumprir suas funções. Assim, o sistema de remoção de calor residual do núcleo do reator, por exemplo, é do tipo de redundância "2 entre 4", ou seja, se funcionarem pelo menos 2 dos seus 4 trens disponíveis, esse sistema que faz o resfriamento de emergência do núcleo, será ainda capaz de desempenhar a sua função de segurança.
A redundância implica em multiplicidade de componentes e sistemas, que são instalados em número maior do que o necessário para cumprir suas funções. Assim, o sistema de remoção de calor residual do núcleo do reator, por exemplo, é do tipo de redundância "2 entre 4", ou seja, se funcionarem pelo menos 2 dos seus 4 trens disponíveis, esse sistema que faz o resfriamento de emergência do núcleo, será ainda capaz de desempenhar a sua função de segurança.
Nas considerações a respeito da redundância, supõe-se que:
Um trem falhe por causa de uma única falha - falha simples;
Outro trem esteja isolado para manutenção; e
Os dois trens remanescentes sejam 100% capazes de atender às condições
anormais.
Diversidade
Com a aplicação desse princípio evitam-se falhas comuns, tais como
erros de projeto ou de fabricação em áreas específicas do sistema de proteção
do reator.
A diversidade implica na utilização de modalidades diferentes de
grandezas físicas de medida, fabricantes de equipamentos etc. Assim, critérios
diversos são avaliados para a iniciação de um desligamento rápido do reator na
hipótese de condições anormais. Por exemplo, um aumento da potência do reator é
indicado inicialmente por um aumento do fluxo neutrônico, que provoca a
elevação da temperatura do refrigerante e, devido à expansão térmica deste,
eleva o nível de água no pressurizador do sistema de refrigeração do reator. Só
isso proporciona três critérios diversos para o desligamento rápido do reator.
Separação Física
Para proteção contra falhas que possam afetar os trens redundantes e
adjacentes de um sistema, os mesmos são separados fisicamente entre si.
Proporciona-se uma proteção estrutural adequada onde componentes não-repetidos
devam ser protegidos, ou onde não seja possível ou apropriada à instalação
fisicamente separada dos trens redundantes.
Princípio de Falha no Sentido Seguro
Sempre que possível, os sistemas de segurança são projetados de tal
maneira que falhas nos próprios sistemas ou no suprimento de energia elétrica
iniciem ações direcionadas para o lado seguro. Por exemplo, as barras de
controle do reator são mantidas fora do reator por eletroímãs.
Se faltar suprimento de energia elétrica, as bobinas de acionamento
serão desenergizadas, o que ocasionará a queda e inserção das barras de
controle no núcleo, sob ação da gravidade, provocando o desligamento rápido do
reator.
Automação
Ações para o controle de ocorrências anormais são iniciadas
automaticamente, independentemente da atenção e da capacidade de tomada de
decisões por parte da equipe de operação da usina. Com vistas a minimizar a
probabilidade de decisões incorretas tomadas sob pressão nos primeiros minutos
após o início da ocorrência, todas as funções essenciais de segurança são
operadas automaticamente desde o começo do incidente até no mínimo 30 minutos
após. A experiência internacional tem mostrado que o automatismo em usinas
nucleares tem contribuído de forma marcante para evitar acidentes passíveis de
ocorrer por falhas humanas.
1.1.2. Quais os fatores humanos que interferem na
segurança?
As interações humanas provocam mais ou menos erros, conforme o tipo de
sistema operado, que podem conduzir a variados tipos de acidentes. Estatísticas
diversas indicam que na aviação, em 60 a 87% dos casos as quedas de aparelhos
são causadas por erro humano; na indústria química 80 a 90% dos incidentes
envolvem o elemento humano e na indústria nuclear a contribuição do erro humano
para a falha de sistemas durante a sequência do acidente é de 50 a 85%.
Os princípios de segurança aplicados a usinas nucleares e descritos
anteriormente, as mesmas são projetadas e construídas levando-se em conta a
otimização dos aspectos da interface homem-máquina, particularmente no projeto
de salas e painéis de controle, de maneira a facilitar a atuação dos operadores
e, assim, minimizar a ocorrência de incidentes ou acidentes provocados por erros
humanos.
Na usina Angra 3, assim como já ocorre em Angra 1 e 2, a operação será
conduzida por uma equipe de operadores em turnos de 8 horas tendo cada turno um
supervisor e um encarregado, licenciados como Operadores Sênior de Reator
(OSR); Operadores de Painel licenciados como Operadores de Reator (OR) e
Operadores de Campo. Adicionalmente, fazem parte da equipe da usina
Supervisores de Proteção Radiológica licenciados; técnicos de proteção
radiológica; químicos e radioquímicos; encarregados da manutenção mecânica,
elétrica, e de instrumentação e controle; mecânicos, eletricistas,
instrumentistas e engenheiros de sistemas, além da equipe de engenharia de
apoio e administrativa.
Como condição fundamental para garantir a segurança operacional e um
elevado fator de disponibilidade da usina, todos esses técnicos são submetidos
a prolongados cursos gerais e específicos, administrados e conduzidos por
especialistas nas instalações do Centro de Treinamento Avançado com Simulador
(CTAS), situado na vila residencial de Mambucaba, com duração média de dois a
três anos.
Adicionalmente, o pessoal a ser licenciado como Operador Sênior de
Reator e Operador de Reator, incluindo equipe de operação, chefias da usina e
alguns engenheiros das áreas de suporte técnico, deve passar, conforme norma da
CNEN, por treinamento no simulador integral específico desta usina, instalado
no CTAS desde maio de 1985. Esse simulador, que é uma réplica da sala de
controle, contém praticamente toda a instrumentação da usina e pode reproduzir
o mesmo comportamento dinâmico observado na operação normal, anormal e
emergencial da mesma. Esse treinamento é altamente especializado e ministrado
no idioma nacional por instrutores brasileiros.
O treinamento do pessoal técnico licenciável - Operadores Sênior de
Reator, Operadores de Reator e Supervisores de Proteção Radiológica - inclui
também o denominado treinamento em-serviço em usinas semelhantes de outros
países, que é o caso dos gerentes e operadores e, em Angra 1, que é o caso dos
Supervisores de Proteção Radiológica. Além disso, toda a equipe técnica irá
participar dos testes pré-operacionais e operacionais de Angra 3, na sua fase
de comissionamento.
O treinamento é ministrado para grupos de quatro pessoas em regime de
turno, de forma a reproduzir no simulador a atuação da equipe da sala de
controle da usina - um supervisor e um encarregado de turno e dois operadores
de painel - e visa à sua familiarização com o comportamento da usina nas
diversas situações operacionais. As condições que simulam os mais variados
tipos de eventos são introduzidas durante o treinamento, sem que os operadores
tomem conhecimento prévio das mesmas.
Além do treinamento do pessoal de operação de Angra 2, o simulador em
questão foi muito usado para treinamento de pessoal de operação e gerência de
usinas da Alemanha, Suíça, Espanha e Argentina, sob a orientação e controle dos
próprios instrutores da Eletronuclear, vários dos quais iniciaram suas
carreiras de instrutores durante as fases de projeto e fabricação da usina.
Esses instrutores brasileiros que ministram cursos de treinamento para pessoal
licenciável e de suporte técnico de outros países, desenvolveram alto nível de
competência e alto grau de especialização. Essa considerável experiência
adquirida será extremamente benéfica para o treinamento dos gerentes-chave,
operadores e especialistas de Angra 3.
O simulador do CTAS é um simulador específico para usinas similares a
Angra 3, todos os procedimentos operacionais poderão ser testados e validados,
antes mesmo de sua utilização na usina, o que contribuirá para reduzir
possíveis erros humanos operacionais por eventuais deficiências dos próprios
procedimentos.
Os operadores sênior de reator e os operadores de reator serão
retreinados obrigatoriamente a cada período de dois anos, porém o retreinamento
no simulador será anual, ocasião em que serão simuladas as condições de
operação anormais, incidentais e acidentais, de modo a mantê-los ativos no
conhecimento e na resposta a essas circunstâncias e capazes de gerenciar bem as
situações de emergência da usina.
O pessoal técnico licenciável (Operadores Sênior de Reator, Operadores
de Reator e Supervisores de Proteção Radiológica) será submetido a treinamento
que inclui o denominado "treinamento em serviço" em usinas
semelhantes. No caso de Angra 3, o "treinamento em serviço", na fase
pré-operacional, ocorrerá em Angra 2. Além disso, toda a equipe técnica
participará dos testes pré-operacionais e operacionais, durante o
comissionamento de Angra.
1.13.4.1. Cultura de Segurança
A relevância da segurança em instalações nucleares existe desde o
início do uso pacífico da energia nuclear. Mas foi no fim dos anos 70, devido à
ocorrência do acidente na Usina Three Miles Island (TMI 2), nos Estados Unidos,
que cresceu a relevância com relação ao assunto.
O termo "Cultura de Segurança" foi primeiramente introduzido
pelo Grupo Internacional sobre Segurança - INSAG/AIEA, no relatório INSAG's
Summary Report on the Post-Review Meeting on the Chernobyl Accident, sobre o
acidente de Chernobyl 4, publicado em 1986 pela Agência Internacional de
Energia Atômica - AIEA como Safety Series No. 75 - INSAG 1 e posteriormente
complementado no Safety Series No. 75 - INSAG 3, publicado em 1988.
O Grupo Internacional sobre Segurança - INSAG/AIEA define o termo
"Cultura de Segurança" como o conjunto de características e atitudes
vigentes nas organizações que estabelece, como prioridade absoluta, que os
assuntos relacionados com a segurança de instalações nucleares recebam atenção
compatível com a importância dos mesmos.
Considera ainda que qualquer problema em uma instalação nuclear envolve
falhas humanas e que qualquer organização com responsabilidades sobre a
segurança nuclear, deve implementar e manter uma Cultura de Segurança, com
intenção de evitar ou diminuir a ocorrência de erros humanos, bem como para
beneficiar-se com o aspecto positivo da ação humana na detecção e eliminação de
problemas potenciais que possam causar impacto na segurança.
O aspecto mais positivo do uso da "Cultura de Segurança",
como um princípio gerencial fundamental, é que as organizações e os indivíduos
adquiram uma atenção ampla para a segurança.
Aspectos relevantes da "Cultura de Segurança", que incluem a
dedicação e a responsabilidade de todas as pessoas envolvidas, com uma
mentalidade impregnada desta Cultura, resultam em:
Atitude de permanente questionamento;
Prevenção da complacência;
Comprometimento com a excelência; e
Promoção da responsabilidade pessoal e da auto-regulamentação institucional
dos assuntos de segurança.
As boas práticas da "Cultura de Segurança" em si, embora
componentes essenciais, não são suficientes, se aplicadas mecanicamente.
Deve-se ir além da implementação pura e simples dessas boas práticas, de tal
modo que todas as obrigações importantes relacionadas com a segurança sejam
desempenhadas de modo satisfatório e com:
A devida atenção;
O pensamento correto;
O perfeito entendimento;
O julgamento adequado; e
A justa percepção da responsabilidade.
A atenção para a segurança envolve ainda outros elementos, tais como:
A consciência individual da importância da segurança;
O conhecimento e a competência;
A motivação;
A supervisão;
A responsabilidade, etc.
Ainda no contexto dos dispositivos universais da Cultura de Segurança,
é importante salientar que ela depende dos seguintes aspectos:
Requisitos de nível político, em relação aos quais são estabelecidas as
bases da Cultura de Segurança;
Requisitos de gerenciamento, para o estabelecimento das práticas de uma
efetiva Cultura de Segurança de acordo com a política de segurança e objetivos
da organização;
Resposta dos indivíduos que se esforçam pela excelência em assuntos que
afetam a segurança nuclear, caracterizada por uma atitude de questionamento, e
um rigoroso e prudente processo de reconhecimento;
A comunicação, cujo resultado final traduz-se numa contribuição maior
para a segurança.
São três os objetivos principais de segurança aplicáveis a uma usina
nuclear, a saber:
Objetivo Geral de Segurança Nuclear: proteger as pessoas envolvidas com
a operação da usina, a sociedade circunvizinha e o meio ambiente, pela
implantação e manutenção de mecanismos de defesa contra riscos de acidentes radiológicos.
Objetivo da Proteção Radiológica: assegurar que, em operação normal na
usina nuclear, a exposição à radiação ou as liberações de materiais radioativos
sejam mantidas em níveis tão baixos quanto possíveis, abaixo dos limites
pré-estabelecidos e assegurando a minimização da exposição à radiação nos casos
de acidentes.
Objetivos Técnicos da Segurança, que são:
Prevenir, com alto grau de confiabilidade, a ocorrência de acidentes na
usina nuclear; assegurar que todos os acidentes considerados no projeto da
usina, esmo aqueles com baixa probabilidade de ocorrência mas com consequências
radiológicas, caso existam, sejam minimizados; e assegurar que os acidentes
severos, com sérias consequências radiológicas, tenham possibilidades extremamente
baixas de ocorrência; e
Prevenir acidentes deve ser a preocupação maior de projetistas e
operadores das usinas nucleares, que é conseguida pela utilização de
estruturas, componentes, sistemas e procedimentos confiáveis na usina, operada
por pessoal que tenha desenvolvido uma forte Cultura de Segurança.
1.13.4.2. Cultura de Segurança na ELETRONUCLEAR
Desde 1997, a Eletronuclear formalizou sua Política de Segurança, onde
estabeleceu seus princípios, compromissos, objetivos e tudo o mais relacionado
com a segurança, inclusive as diretrizes que norteiam a base conceitual da sua
"Cultura de Segurança".
No final de 1999 e início de 2000, implementou-se uma auto avaliação de
"Cultura de Segurança", com suporte operacional da Agência
Internacional de Energia Atômica (AIEA), a partir do qual foi desenvolvido um
programa de melhorias.
Desde então, várias ações para a melhoria contínua de sua "Cultura
de Segurança", foram realizadas:
Implementou-se um programa tri-anual de Avaliações Externas e de Auto
Avaliação para as duas usinas em operação, Angra 1 e Angra 2;
Mantém-se um ciclo intenso de palestras de "Cultura de Segurança";
Participa-se de missões externas, em conjunto com a Wano e a AIEA;
Participa-se de encontros internacionais de "Cultura de
Segurança";
Organizou-se, em conjunto com a AIEA, uma Conferência Internacional de
Cultura de Segurança, em dezembro de 2002, no Rio de Janeiro;
Organizou-se um workshop em novembro de 2003, para os seus diretores e
gerentes em geral; e
Incluíram-se seminários de "Cultura de Segurança" na formação
e retreinamento de todos os seus empregados em geral.
1.1.3. Quais as experiências em usinas semelhantes?
Em Angra 3 será utilizado o método de Gerenciamento do Processo de
Experiência Operacional Externa (EOE), atualmente utilizado pela Eletronuclear
em Angra 1 e Angra 2, que busca o uso eficiente e efetivo das experiências
externas obtidas em plantas similares e, consequentemente, tem por objetivo o
aumento da segurança e da confiabilidade nas operações das usinas.
O processo de EOE consiste basicamente em analisar a aplicabilidade das
informações e, se houver relevância operacional, avaliar e divulgar para as
diferentes áreas de apoio técnico e a todos os funcionários envolvidos. A
partir daí são implementadas medidas preventivas para evitar a ocorrência de
eventos similares.
São considerados no processo de EOE os diferentes organismos
internacionais geradores de informações (por exemplo: Wano, Inpo, VGB) e os
fabricantes Westinghouse (Angra 1) e Framatome (Angra 2 e 3), bem como a troca
de experiências entre as diferentes Unidades da CNAAA.
Acrescente-se a isso que, a Eletronuclear é associada ao EPRI (Electric
Power Research Institute), instituto que desenvolve pesquisas em várias áreas,
muitas das quais destinadas à solução de problemas identificados através da
experiência operacional em usinas nucleares. (eletronuclear)
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