3.
CARACTERIZAÇÃO DO EMPREENDIMENTO
3.1.
QUAL É A DENOMINAÇÃO DO EMPREENDIMENTO?
- topo
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.
3.2.
ONDE SE LOCALIZA A CNAAA?
- topo
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
3.3.
QUAL É O LOCAL PROPOSTO PARA A IMPLANTAÇÃO
DE ANGRA 3?
- topo
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 Angra 3.
Fonte: Eletronuclear
3.4.
QUAIS SÃO OS PRINCIPAIS DADOS DA USINA ANGRA 3?
- topo
Tabela 1 - Características da Usina Angra 3
Tipo
de Reator: |
PWR
– Pressurized Water Reactor |
Fabricante
/ fornecedor: |
GHH
gmbh – Gutehoffnunsghütte (Firma alemã)
/ KWU (atual Framatome - ANP) |
Características
do Combustível: |
Urânio
enriquecido |
Procedência: |
Alemanha |
Potência
Térmica do Reator: |
3.765
MWt |
Potência
Elétrica da Usina: |
1.350
MWe |
Eficiência
Térmica da Usina: |
Aprox.
34% |
Vida
Útil da Usina: |
40
anos |
Fonte:
Eletronuclear
3.5.
COMO FUNCIONA UMA USINA NUCLEAR PWR?
- topo
Uma usina nuclear gera energia térmica. Ou seja,
a turbina, que é acoplada ao gerador elétrico,
se movimenta com força do vapor da água.
Nas 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.
Figura
6 - Esquema de funcionamento dos circuitos do reator PWR.
Fonte: Eletronuclear
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.
3.6.
POR QUE O REATOR TIPO "PWR" FOI O ESCOLHIDO?
- topo
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.
3.7.
COMO SERÁ O ARRANJO GERAL DE ANGRA 3?
- topo
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.

EDIFÍCIOS /
ESTRUTURAS / EQUIPAMENTOS PRINCIPAIS
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)
3.8.
QUAIS SERÃO OS EDIFÍCIOS E AS ESTRUTURAS DE
APOIO DE ANGRA 3 E PARA QUE SERVEM?
- topo
» 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;
» Edifico
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.
Figura
8 - Vista Geral dos empreendimentos associados a Angra 3.
Fonte: Eletronuclear
3.9.
QUAIS SÃO OS PRINCIPAIS EMPREENDIMENTOS ASSOCIADOS?
- topo
Os principais empreendimentos associados à Angra
3 são:
» Angra
1 - Usina nuclear de 657 MWe que, junto com Angra 2 e a
futura Angra 3, compõem a CNAAA;
» Angra
2 - Usina nuclear de 1350 MWe, que junto com Angra 1 e a
futura Angra 3, compõem a CNAAA;
» Centro
de Gerenciamento de Rejeitos - CGR Depósitos Iniciais
de Rejeitos Radioativos - recebem os rejeitos de baixa e
média radioatividade, provenientes de Angra 1. Angra
2 utilizará o Depósito 3 do CGR, que está
em fase de licenciamento junto ao Ibama. Quanto a Angra
3, 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 Angra 3.
» 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.
Figura
9 - Vista da subestação principal da CNAAA.
Ao fundo as usinas de Angra 1 e 2.
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 Angra 3, 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;
Figura
10 - Vista da estrutura de descarga da água de resfriamento
das usinas da CNAAA, no saco Piraquara de Fora.
Fonte: Eletronuclear
» 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.

Figura
11 - Laboratório de Monitoração Ambiental
- LMA
Fonte: Eletronuclear
3.10.
RESÍDUOS NÃO RADIOATIVOS
- topo
3.10.1.
Quais são os resíduos não radioativos
produzidos por Angra 3?
- topo
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.
3.10.2.
Como serão tratados os resíduos sólidos
não radioativos da Angra 3?
- topo
Angra 3, 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.
Figura
12 - Diagrama da Sistemática Operacional para o Descarte
de Rejeitos Industriais Gerados pela CNAAA.
Fonte: Eletronuclear
3.10.3.
Como serão tratadas as emissões atmosféricas
não radioativas de Angra 3?
- topo
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.
3.10.4.
Como serão tratados os efluentes líquidos
não radioativos de Angra 3?
- topo
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 ?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.

BAT - Transformadores Elevadores
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 das interligações das
várias correntes de efluentes líquidos convencionais
(rejeitos líquidos)
Fonte: Eletronuclear
3.11.
REJEITOS RADIOATIVOS
- topo
3.11.1.
O que é radiação?
- topo
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
freqüência: curta, média e longa.
A classificação das ondas de energia em faixas
de freqüência é feita em função
de sua velocidade, comprimento de onda e freqüência.
A freqüência é proporcional ao comprimento
de onda e quanto mais curta for a onda, maior é sua
freqüência e, quanto mais freqüente, 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 freqüentes
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 radionuclídeos resultantes
das experiências com bombas atômicas.
A radiação natural é, apesar das emissões
de radionuclídeos 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).
3.11.2.
O que são rejeitos radioativos?
- topo
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.
3.11.3.
Como são classificados os rejeitos radioativos?
- topo
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.
3.11.4.
Quais são os rejeitos sólidos radioativos
produzidos por Angra 3 e na CNAAA?
- topo
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 (Angra
1) e betume (Angra 2 e futuramente em Angra 3);
» 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 (Angra 1) e com betume (Angra 2 e Angra 3) 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 Angra
1 é acondicionado diretamente em tambores. Em Angra
2 e futuramente em Angra 3 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 (Angra
1) e betume (Angra 2 e futuramente em Angra 3);
» 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 (Angra 2 e futuramente em Angra
3).
3.11.4.1.
Como será feito o gerenciamento dos rejeitos sólidos
em Angra 3?
- topo
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 os 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.
3.11.4.2.
Qual a quantidade de rejeitos sólidos radioativos
a ser produzida por Angra 3?
- topo
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.
Tipo
de rejeito |
Número
de tambores/ano (Estimativa) |
Compactáveis |
30 |
Não
compactáveis |
10 |
Concentrados
do evaporador |
36 |
Resinas |
48 |
Filtro |
5 |
Total |
129 |
Fonte: Eletronuclear
3.11.4.3.
Onde serão acondicionados os rejeitos sólidos
radioativos de Angra 3?
- topo
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.
3.11.4.4.
Qual é a quantidade de elementos combustíveis
irradiados produzidos nas usinas de Angra e onde são
armazenados?
- topo
Angra 1 -
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.
Angra 2 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
Angra 2 e futura Angra 3
Material |
Quantidades
acumumuladas em 40 anos (kg) |
Urânio
235 |
10.880 |
Plutônio
total |
12.640 |
Fonte: EIA (Estudo de Impacto Ambiental)
Angra 2
3.11.5.
Quais serão os rejeitos gasosos radioativos produzidos
por Angra 3?
- topo
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).
3.11.5.1.
Como serão processados/tratados os rejeitos gasosos
radioativos de Angra 3?
- topo
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 - Angra 3 (Eletronuclear, 2002).
3.11.6.
Quais serão os rejeitos líquidos radioativos
produzidos por Angra 3?
- topo
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.
3.11.6.1.
Como serão processados/tratados os rejeitos líquidos
radioativos
de Angra 3?
- topo
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.
3.12.
CRONOGRAMA DE IMPLANTAÇÃO
- topo
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:
Marco 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
exeqüível, 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 Angra 3
Marcos |
Atividades |
1 |
Obras
civis e estruturais |
2 |
Montagens |
3 |
Comissionamento
dos sistemas |
4 |
Testes |
Fonte: Eletronuclear
3.13.
SISTEMAS DE SEGURANÇA DE ANGRA 3
- topo
3.13.1.
Como será o sistema de segurança de ANGRA
3?
- topo
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.
3.13.2.
O que são os Dispositivos de Segurança Passivos?
- topo
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 nãocontrolada
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.
1
- Absorção dos produtos de fissão pelo
próprio combustível
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.
3.13.3.
O que são os Dispositivos de Segurança Ativos?
- topo
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 conseqüências 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.
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 eletroimãs.
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.
3.13.4.
Quais os fatores humanos que interferem na segurança?
- topo
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 seqüência 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 mantêlos
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 préoperacional, ocorrerá em Angra 2.
Além disso, toda a equipe técnica participará
dos testes pré-operacionais e operacionais, durante
o comissionamento de Angra.
3.13.4.1.
Cultura de Segurança
- topo
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 autoregulamentação
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 conseqüências
radiológicas, caso existam, sejam minimizados; e
assegurar que os acidentes severos, com sérias conseqüências
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.
3.13.4.2.
Cultura de Segurança na ELETRONUCLEAR
- topo
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.
3.13.5.
Quais as experiências em usinas semelhantes?
- topo
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, conseqüentemente,
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.