Toda atividade humana introduz riscos. Nenhuma forma de geração ativa de energia tem risco nulo. Se a represa da usina de Itaipu romper-se, a cidade de Buenos Aires poderá ser inundada, com conseqüências graves para a capital Argentina e sua população, e com potencial de causar ao Brasil um contencioso internacional. Essa possibilidade da barragem romper-se também existe para todas as outras usinas hidroelétricas no Brasil. No entanto, é aceitável esse risco em troca dos benefícios da energia gerada.

Uma usina nuclear introduz um risco de acidente radiológico, o que significa dizer o de causar um impacto ambiental por contaminação radioativa. Para Angra 3, esse risco é de uma vez a cada 10.000.000 de anos e é considerado pelos engenheiros de segurança e analistas de risco, como extremamente baixo. Em troca, produz uma energia com impacto virtualmente zero na atmosfera, sem geração de CO2 ou qualquer outro gás danoso, e sem poluir os corpos de água dos quais se utiliza para resfriar o vapor descarregado da turbina. Uma usina nuclear, em conseqüência, não contribui para os riscos de mudança de clima, como o aumento do efeito estufa, nem os riscos do banho de mar nas águas costeiras onde se instala. Ela produz rejeitos de baixa, média e alta atividade, mas estes serão tratados para posterior deposição em local seguro.

O setor da indústria não nuclear é denominado “convencional”, para diferenciar as instalações nucleares das outras não-nucleares, onde os critérios de segurança são diferentes. Diversas indústrias convencionais, por exemplo, direcionam seus resíduos gasosos e líquidos para as chaminés e descargas, espalhando-os pela atmosfera, rios e mares, todos os dias. São diferentes tratamentos que as diferentes áreas industriais dão aos seus resíduos. Na área nuclear, os rejeitos são guardados em local seguro.

Os acidentes em usinas nucleares diferem daqueles das usinas convencionais, pela potencialidade de liberação para o ambiente de significativa quantidade de material radioativo, gerado no processo de fissão nuclear, que fica retido no combustível (dióxido de urânio) no reator, nele permanece enquanto adequadamente resfriado. A probabilidade desse perigo potencial vir a causar dano é significativamente baixa, mas não nula.

A engenharia de segurança nuclear tem diversos métodos e técnicas para analisar e garantir a segurança de um projeto. Nesse ponto, é adequado explicar a diferença entre perigo e risco que os especialistas consideram. Em engenharia de segurança, denomina-se perigo toda fonte potencial de danos, independentemente do grau de possibilidade desse dano vir a se concretizar.

O conceito de risco, por outro lado, associa a probabilidade ou freqüência esperada de ocorrência de um evento com as suas previsíveis conseqüências.

O objetivo da engenharia de segurança de uma Usina Nuclear de Potência é, a despeito do perigo representado pelo inventário de radioatividade existente no núcleo do reator, fazer com que o risco de um acidente radiológico (possibilidade de liberação de radioatividade no ambiente) seja tão baixo quanto razoavelmente alcançável. O registro histórico de mais de 40 anos sem um único acidente radiológico, comprova, de modo consistente, o acerto das técnicas usadas na análise de segurança dessas instalações e, conseqüentemente, de seu projeto daí decorrente, para lembrar que, dos dois únicos acidentes relevantes, o reator Chernobyl 4 não era um tipo PWR, e o de TMI 2 (Three-Mile Island) não causou impacto radiológico.

As usinas tipo PWR, como as da Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto, usam princípios de redundância e diversidade dos sistemas de segurança, e de defesa em profundidade, para garantir um nível de segurança muito acima da média da indústria convencional. O reator Chernobyl 4, para citar algumas diferenças com Angra 3, não possuía contenção, utilizava grafite (inflamável) como moderador em vez de água, e era instável à baixa potência. Os seus operadores não possuíam treinamento adequado e as normas de segurança e os procedimentos de operação foram desobedecidos.

A Análise Histórica de Acidentes – AH – caracteriza-se pela investigação dos eventos acidentais ocorridos na própria instalação em estudo e/ou em instalações similares, por meio da consulta a bancos de dados de registros de acidentes, e consiste no levantamento dos principais acidentes ocorridos no passado, das suas causas e conseqüências.

O acidente de “Three-Mile” Island (TMI 2) liberou para a atmosfera externa gases nobres, mas em quantidades que não resultaram em doses relevantes para a população do entorno. Milhares de amostras ambientais – ar, solo, água, leite, vegetação e alimentos – foram coletadas e analisadas.

Todos os resultados demonstraram que a dose resultante para a população foi significativamente baixa. O principal impacto sobre a saúde da população foi o estresse e o medo gerado pelo acidente. Por esse motivo o acidente de TMI-2 é considerado um acidente Classe 5 na Escala INES.

Por outro lado o acidente de Chernobyl ocorreu durante a realização de um teste elétrico, que previa o desligamento do sistema de resfriamento de emergência do núcleo, cuja função é fornecer água para resfriamento do núcleo em situações de emergência, o que se constitui, por si só, numa degradação da segurança se não devidamente compensada por outras medidas. O reator tinha sido desligado para manutenção de rotina no dia 25 de abril de 1986, e foi decidido se aproveitar a parada para a realização do teste.

Para realização do teste, o reator deveria ter sido estabilizado em cerca de 1.000 MWt antes do desligamento. Entretanto, devido a problemas de funcionamento do sistema, a potência caiu para 30 MWt. Os operadores tentaram elevar a potência, desligando os reguladores automáticos e retirando todas as barras de controle manualmente (mais uma degradação da segurança). Por volta de 1h de 26 de abril, o reator se estabilizou em 200 MWt e, a partir daí, tornou-se muito instável. O súbito aumento na produção de vapor rompeu parte do combustível, e pequenas partículas quentes de combustível reagiram com a água, causando uma explosão de vapor, que destruiu o núcleo do reator. Houve uma segunda explosão, dois ou três segundos depois, aumentando a destruição do prédio do reator. A nuvem de fumaça, produtos de fissão radioativos e fragmentos do núcleo alcançaram a atmosfera. Os materiais mais pesados se depositaram próximo à usina, mas muitos produtos de fissão, especialmente o inventário de gases nobres, alcançaram grandes distâncias, atingindo vários outros países.

Um incêndio na Unidade 4 da central teve início, e principalmente a queima do grafite foi de difícil controle. Por um período de 10 dias, uma grande quantidade de material radioativo foi liberada para o meio ambiente.

Assim, segundo a IAEA (1992), os principais fatores que contribuíram para o acidente foram:

» Características inseguras do projeto do reator (exemplo: ausência de contenção);

» Análise de segurança inadequada;

» Atenção insuficiente na revisão da segurança do reator por órgão independente;

» Procedimentos inadequados, não satisfatoriamente embasados na análise de segurança;

» Inadequada troca de informações de segurança, importantes entre os operadores entre si e entre os operadores e os projetistas;

» Inadequado entendimento por parte dos operadores de aspectos de segurança da usina, denotando falta de treinamento adequado;

» Não conformidade, por parte dos operadores, dos requisitos operacionais formais e dos procedimentos de testes;

» Insuficiente controle regulatório, incapaz de fazer frente à pressão por parte da produção;

» Falta de cultura de segurança, tanto local quanto nacional.
O acidente de Chernobyl foi considerado um acidente Classe 7 na escala INES, isto é, um “acidente grave”.

10.1.1. Quais as conclusões importantes acerca do registro histórico de acidentes com usinas nucleares? - topo

O registro histórico sobre os acidentes com usinas nucleares traz algumas conclusões importantes:

>> No início da década de 1970, havia previsões catastróficas sobre os acidentes que poderiam vir a ocorrer, e que as usinas nucleares então em projeto e construção pelo mundo todo, poderiam provocar danos irremediáveis e estrondosos. Filmes como a ‘Síndrome da China” prenunciavam catástrofes impressionantes. Passados mais de 30 anos, pode-se constatar que essas previsões não correspondiam à verdade, e que os níveis de segurança dos reatores projetados pela engenharia de segurança foram efetivamente suficientes para evitar essas previsões;

» O acidente de TMI 2 em 1979, um reator nuclear do mesmo tipo que o de Angra 3 (PWR), demonstrou que:

»»» Os reatores são seguros, mas não infalíveis;

»»» A redundância e diversidade dos sistemas de segurança e o princípio da defesa em profundidade garantem um nível de segurança alto o bastante para evitar até mesmo que seqüências de acidentes severos imprevistas causem danos ao meio ambiente.

» O acidente de Chernobyl mostrou que:

»»» Reatores nucleares são de fato perigosos (assim como uma represa ou uma refinaria, lugares onde se armazenam materiais ou produtos em potenciais energéticos perigosos);

»»» Desprezar a questão da segurança em tais sistemas, como foi feito pela supervisão daquela usina, pode causar danos significativos.

» Nas usinas tipo PWR, como as da Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto, são utilizados princípios de redundância e diversidade dos sistemas de segurança, e de defesa em profundidade, para garantir um nível de segurança muito acima da média da indústria convencional, como demonstram os cálculos de risco e a análise de segurança. O reator Chernobyl 4, para citar algumas diferenças com Angra 3, não possuía contenção, usava grafite (inflamável) como moderador em vez de água e era instável à baixa potência. Os seus operadores não possuíam treinamento adequado e normas de segurança e procedimentos de operação foram desobedecidos.

10.1.2. Você sabe o que é a escala INES? - topo

A Escala Internacional de Eventos Nucleares ou, em inglês, The International Nuclear Event Scale (INES), é um mecanismo para a pronta e clara comunicação ao público da importância que tem, para a segurança, os eventos ocorridos em instalações nucleares. Ao colocar os eventos dentro de uma mesma perspectiva, a escala visa facilitar uma compreensão pronta e mútua entre a comunidade nuclear, os meios de comunicação e o público, embora a maioria do público ainda não conheça a escala INES.

A escala INES foi concebida por um grupo internacional de peritos. O grupo orientou-se, em seu trabalho, pelas diversas reuniões internacionais organizadas até então, para discutir a viabilidade de uma escala desse tipo. A escala reflete, também, a experiência obtida com o emprego de escalas similares na França e no Japão, além de levar em consideração estudos realizados em vários outros países. Os EUA, o único país com programa nuclear importante que se manteve por algum tempo afastado do desenvolvimento da escala INES resolveram adotá-la tentativamente.

O Brasil aderiu oficialmente a escala INES através da CNEN. A escala INES passou a ser adotada formalmente para usinas nucleares desde abril de 1991, após mais de um ano de utilização internacional em nível de teste.

10.1.3. Como classificar os eventos acidentais em níveis? - topo

A escala permite classificar os eventos em níveis de 1 a 7, em uma ordem crescente de importância para a segurança, dependendo do seu impacto sobre o meio ambiente, aspecto mais importante, do impacto sobre o sítio da usina ou do nível de deterioração da defesa em profundidade. Este último aspecto, apesar de não implicar em acidente, reflete o grau de indisponibilidade das barreiras e níveis de segurança da instalação. Os níveis mais baixos, de 1 a 3, são denominados incidentes nucleares, e os superiores de 4 a 7, de acidentes nucleares. Os eventos que não têm importância para a segurança denominam-se desvios, e classificam-se como de nível 0, “ABAIXO DA ESCALA". Os eventos que não são pertinentes para a segurança, são denominados "FORA DA ESCALA". A Figura 35 mostra a classificação numérica geral por tipo de incidente ou acidente.

Figura 35 – Escala Internacional de Eventos Nucleares.
Fonte: Agência Internacional de Energia Atômica

A estrutura básica da INES baseia-se em critérios que envolvem impactos acidentais fora e dentro da área da instalação nuclear e degradação das barreiras de proteção, conforme pode ser visto na Figura 36. A Figura 37 apresenta, com maiores detalhes, os critérios de classificação da INES, classificando alguns incidentes e acidentes que foram notícia. Como se pode verificar na figura, tendo em vista os impactos causados pelos acidentes das usinas de Three Mile Island – Unidade 2 (TMI 2) e Chernobyl 4, estes foram classificados como de nível 5 e 7, respectivamente.

Figura 36 - Estrutura básica da Escala Internacional de Eventos Nucleares.
OBS: Os critérios que figuram na matriz são somente indicadores gerais. As definições detalhadas são fornecidas no Manual dos Usuários do INES.
Fonte: Agência Internacional de Energia Atômica

Figura 37 - Critérios e exemplos da Escala Internacional de Eventos Nucleares.
OBS: As doses são expressas em termos de dose equivalente efetiva (dose de corpo inteiro). Quando for conveniente, esses critérios podem ser expressos em termos dos limites anuais de descarga de efluentes correspondentes, autorizados pelas autoridades nacionais.
Fonte: Agência Internacional de Energia Atômica

10.2. ANÁLISE DE SEGURANÇA - topo

O projeto de um reator nuclear incorpora requisitos e critérios de segurança que visam garantir o confinamento dos produtos de fissão de tal forma que, mesmo em caso de acidente, as conseqüências para o meio ambiente e da população do entorno sejam as mínimas possíveis.

Dentre estes critérios e requisitos de segurança, estão incluídos os relativos à ocorrência de eventos externos (por exemplo, sismos) e internos (por exemplo, rupturas de tubulações e condições termo-hidráulicas transitórias desfavoráveis) à usina.

A investigação e a verificação da conformidade do projeto com os requisitos e critérios de segurança internacionalmente definidos, é o objeto principal do Estudo de Análise de Segurança.

Para tanto, os chamados Acidentes de Base de Projeto - ABPs (Design-Basis Accidents), conjunto de eventos acidentais postulados, são detalhadamente investigados de acordo com critérios de aceitação estabelecidos em normas de órgãos de licenciamento de atividades nucleares, nacionais e internacionais.

A principal tarefa da Análise de Segurança (AS) é especificar e determinar a segurança do projeto da usina. Para este propósito, os ABPs são eventos pré-determinados e investigados com alto grau de sofisticação e detalhe, de tal forma que suas análises incluam seqüências e conseqüências de variada gama de causas. Por conta dos limites especificados para a investigação de acidentes, a AS é também conhecida como Análise Determinista de Segurança (ou determinística, como é conhecida na área nuclear), em contra-posição à Análise Probabilista de Segurança APS (ou probabilística, como é conhecida). A AS parte da premissa de que certas seqüências acidentais ocorrerão de fato, simula estas ocorrências em modelos de computador, e analisa a resposta da instalação para aqueles acidentes, verificando se os sistemas de segurança reagem de acordo e atendem aos requisitos de segurança exigidos pelas normas internacionais e pela legislação nacional. Ou seja, descarta a probabilidade de não ocorrência dos acidentes selecionados, desconsiderando essa possibilidade na avaliação quantitativa da resposta da usina.

No âmbito do licenciamento nuclear de uma usina, a Análise de Segurança é parte integrante do PSAR “Preliminary Safety Analysis Report”, também chamado de RPAS (Relatório Preliminar de Análise de Segurança) e do FSAR “Final Safety Analysis Report”, Relatório Final de Análise de Segurança (RFAS), os quais são submetidos à aprovação do órgão licenciador nacional, a Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN). A autorização para início da construção da usina é concedida somente após a aprovação do PSAR, enquanto a autorização para operação, somente após a aprovação do FSAR.

10.3. O QUE É ANÁLISE DE RISCO NUCLEAR – ARN? - topo

Em paralelo à análise de segurança determinista (AS), técnicas de análise probabilista (análise de riscos), utilizadas inicialmente na otimização de projetos de sistemas de segurança individuais (análise de confiabilidade), começaram, a partir da década de 1970, a ser utilizadas para a avaliação de usinas nucleares como um todo, sendo conhecida na área como APS, iniciais de “Análise Probabilista de Segurança” (ou Análise Probabilística de Segurança).

A probabilidade de ocorrência de falhas sucessivas e de eventos desfavoráveis necessários para a fusão do núcleo é remota, mas não é nula, o que significa que tais acidentes são de ocorrência possível. Vale ressaltar que para Angra 3, mesmo no caso de ocorrência de um acidente severo, não necessariamente ocorrerá liberação de material radioativo para a atmosfera, em quantidades que possam colocar em risco a saúde ou a vida da população circunvizinha à usina.

A liberação de grande quantidade de material radioativo para o meio ambiente só ocorrerá se, além da ocorrência da fusão do núcleo, também houver o comprometimento significativo da integridade da contenção. Sendo assim, a questão crucial passa a ser, adicionalmente às probabilidades da fusão do núcleo, conhecer a probabilidade da perda de integridade do envoltório de contenção, que, no caso de Angra 3, é uma chapa de aço com 3 cm de espessura e uma pesada estrutura de concreto armado, com cerca de 60 cm de espessura, que caracteriza o Edifício ou Prédio do Reator.

A ARN deve investigar a probabilidade e as condições nas quais acidentes possam levar a uma fusão do núcleo, a despeito das características de segurança existentes; isto implica em analisar acidentes de probabilidade remota de ocorrência, já que postula falhas múltiplas, concomitantes, de vários sistemas de segurança projetados para o controle desses acidentes. Uma ARN tem como etapas principais:

» Identificação e agrupamento de eventos potencialmente iniciadores de acidentes e quantificação de suas freqüências;

» Determinação das correspondentes seqüências de eventos que levam a danos no núcleo do reator;

» Identificação das funções de segurança e, através da AS do acidente, determinação dos seus requisitos mínimos necessários ao controle do acidente;

» Quantificação das probabilidades de falha/sucesso das funções de segurança;

» Determinação das freqüências de ocorrência das seqüências de acidente que levam a danos no núcleo do reator;

» Análise das conseqüências, determinando a extensão dos danos causados aos trabalhadores, comunidade e ambiente expostos aos cenários acidentais.

10.4. PLANO DE EMERGÊNCIA - topo

10.4.1. O que é Plano de Emergência? - topo

O Plano de Emergência Externo (PEE) da Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto (CNAAA) é uma medida adicional de segurança, pois, as usinas foram construídas seguindo o conceito de “defesa em profundidade”, isto é, possuem diversas barreiras protetoras sucessivas e dispõem de vários sistemas redundantes de segurança, que impedem a liberação de material radioativo para o meio ambiente, e tem por finalidade, em caso de emergência, proteger a saúde e garantir a segurança dos trabalhadores das usinas e do público em geral.

Os estudos de revisão para o planejamento de emergência evoluíram a partir dos conhecimentos científico-tecnológicos adquiridos após os acidentes de Three Mile Island (Estados Unidos – 1979) e de Chernobyl (União Soviética – 1986). A aplicação de novos critérios baseados nesses estudos resultou nas modificações conceituais e estruturais dos Planos de Emergência de Centrais Nucleares.

O PEE incorpora as recomendações da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN), com base em estudos e normas internacionais. É importante observar que este é um plano de caráter preventivo, isto é, as medidas previstas serão implementadas antes que ocorra qualquer liberação de material radioativo para o meio ambiente.

10.4.2. Quem é responsável pelo Plano de Emergência? - topo

O Plano de Emergência Externo é coordenado pelo Órgão Central do Sistema de Proteção ao Programa Nuclear Brasileiro - Sipron, com a participação da Defesa Civil Federal. Sua execução é de responsabilidade da Secretaria Estadual de Defesa Civil, através do Departamento Geral de Apoio Comunitário e do Corpo de Bombeiros do Estado do Rio de Janeiro, que contam com o apoio técnico da CNEN e da Eletronuclear e com o apoio operacional da Defesa Civil de Angra de Reis - COMDEC/AR, da Prefeitura Municipal de Angra dos Reis e de diversos órgãos Estaduais e Federais, inclusive as Forças Armadas.

10.4.3. Qual é a área de abrangência do Plano de Emergência? - topo

O PEE abrange uma área circular com raio de 15 km em torno das usinas, denominada ZPE – Zona de Planejamento de Emergência. Esta área foi subdividida em setores, com raios de 3, 5, 10 e 15 km, denominadas respectivamente ZPE-3, ZPE-5, ZPE-10 e ZPE-15 (Figura 38).

Figura 38 – Zonas de Planejamento de Emergência – ZPEs.
Fonte: Eletronuclear

10.4.4. Como está estruturado o Sistema Nacional para Atendimento a uma Emergência Nuclear? - topo

O atendimento às situações de emergência na CNAAA está baseado na ativação de quatro grandes Centros de Emergência, cada um com missão e localização diferentes:

CNAGEN – Centro Nacional para Gerenciamento de uma Situação de Emergência Nuclear:

Missão: prestar assessoria para decisão do Governo Federal, na ocorrência de uma situação de emergência nuclear; e supervisionar e coordenar o apoio dos órgãos federais, entidades públicas e privadas, nacionais ou internacionais, e governos estrangeiros, para complementar as ações empreendidas a nível estadual, municipal, e, quando necessário, das Unidades Operadoras, os meios utilizados na resposta no Estado da Federação onde ocorrer uma situação de emergência nuclear.

Localização: MCT / Brasília / DF

CESTGEN – Centro Estadual para o Gerenciamento de Emergência Nucleares

Missão: implementar o PEE do Estado da Federação onde ocorrer uma situação de emergência nuclear; prestar assessoria de alto nível para decisão do Governo Estadual, na ocorrência de uma situação de emergência nuclear; e coordenar o apoio do governo federal, órgãos federais, entidades públicas e/ou privadas sediadas em seu Estado para complementar as ações empreendidas e os meios utilizados na resposta a uma situação de emergência nuclear.

Localização: Departamento Geral de Defesa Civil da Secretaria da Defesa Civil do Estado do Rio de Janeiro / Rio de Janeiro / RJ

CCCEN – Centro de Coordenação e Controle de uma Situação de Emergência Nuclear

Missão: coordenar a execução das ações que lhe são atribuídas no Plano de Emergência Externo (PEE); coordenar o apoio dos diversos órgãos, sediados no Município, com responsabilidade na resposta a uma situação de emergência nuclear; solicitar apoio aos órgãos municipais, estaduais e federais, sediados em sua área de influência, para implementar as ações necessárias e complementar os meios utilizados, na resposta a uma situação de emergência nuclear; e manter o CIEN informado sobre a evolução da situação de emergência nuclear.

Localização: 10º Grupamento de Bombeiros Militar / Angra dos Reis / RJ

CIEN – Centro de Informações de Emergência Nuclear

Missão: planejar, coordenar e promover, mediante a orientação do CCCEN, a difusão de informações ao público e à imprensa sobre a situação de emergência nuclear.

Localização: 10º Grupamento de Bombeiros Militar / Angra dos Reis / RJ

10.4.5. Quais são as medidas de proteção previstas no Plano? - topo

As principais medidas de proteção da população são: - a abrigagem, que significa ficar dentro de uma casa, apartamento ou outro local apropriado, com as portas e as janelas fechadas e vedadas e os sistemas de ventilação desligados; e, - a evacuação, que é a retirada planejada de pessoas de determinada área, a fim de evitar ou reduzir a sua exposição à radiação no curto prazo.

No caso de um temporal ou de interdição das estradas devido à queda de barreiras, a medida de proteção mais recomendada é a abrigagem. Além de fornecer proteção inicial, é uma boa alternativa quando a retirada não puder ser feita. A abrigagem reduz a exposição à radiação, evitando que a população se contamine.

10.4.6. Como a população será comunicada em caso de emergência? - topo

A população residente nas localidades de Guariba, Piraquara de Fora e Piraquara de Dentro, Frade, Sertãozinho do Frade, Condomínio do Frade, Condomínio Barlavento e Praia Vermelha será avisada através de sirenes, megafones, alto-falantes e de porta-em-porta. Ao ouvir as sirenes, as pessoas deverão escutar nas rádios e TVs locais as instruções da Defesa Civil.

A população residente na Vila de Praia Brava será avisada por um carro de som da Eletronuclear, de acordo com o previsto no Plano de Emergência Local (PEL). Nas outras localidades, que ficam mais afastadas da Central Nuclear, as pessoas serão avisadas pelas rádios e TVs locais.

10.4.7. O que fazer em caso de emergência? - topo

Quando da ocorrência de uma situação de emergência nuclear na CNAAA, a Eletronuclear informará imediatamente à CNEN, à Defesa Civil Estadual (10º GBM) e à COMDEC/AR. A CNEN notificará o Coordenador Geral do CNAGEN e ao Grupamento de Defesa Civil (GDC), que, por sua vez, de acordo com os procedimentos, informará ao Coordenador do CESTGEN.

Os moradores residentes nas localidades onde há sirenes instaladas, ao ouvi-las, devem procurar informações nas rádios locais e na televisão para ouvir as instruções da Defesa Civil que avaliará a situação de emergência e instruirá os moradores a voltar às suas atividades normais, abrigar-se em suas casas ou dirigir-se ao Ponto de Reunião e Embarque mais próximo para serem levados para fora da área de risco.

No caso de ser necessária a remoção da população, os moradores de Piraquara de Fora, Pingo D’Água, Guariba e Piraquara de Dentro irão inicialmente para o abrigo localizado no Frade. Mais tarde, se necessário, serão levados, juntamente com os moradores do Frade, Condomínio do Frade e Sertãozinho do Frade para as escolas municipais e estaduais, localizadas na região da Grande Japuíba, no município de Angra dos Reis, designadas como abrigo no Plano de Emergência.

Os moradores das ilhas serão levados para o Colégio Naval e os moradores dos Condomínio Barlavento e Praia Vermelha serão levados, se necessário, para abrigo localizado na região do Perequê, no município de Angra dos Reis. A retirada da população de Itaorna e Praia Brava será realizada pela Eletronuclear, de acordo com o PEL.

Os moradores que moram entre o Frade e a cidade de Angra dos Reis e entre Praia Vermelha e Tarituba serão avisados através das rádios e das emissoras de televisão locais. Todas as informações e instruções necessárias serão divulgadas nesses meios. As sirenes não são ouvidas nessas localidades.

Os habitantes dessas áreas poderão ser instruídos a voltar às suas atividades normais e se a situação de emergência se agravar receberão instruções para que fiquem temporariamente abrigados em suas casas ou em locais apropriados. Nessa região só serão removidas as pessoas das áreas onde houver possibilidade de contaminação. Essa remoção será feita de acordo com as avaliações técnicas da CNEN.

Os abrigos para onde a população será levada terão assistência médica, sistema de segurança, instalações sanitárias, cozinha e assistência social. As pessoas serão cadastradas e catalogadas por idade, procedência e urgência de cuidados médicos. As crianças, os idosos e os enfermos terão cuidados especiais. As famílias serão alojadas juntas. O retorno da população às áreas atingidas somente poderá ser feito após a vistoria e liberação pelos técnicos da CNEN. A orientação e o apoio ao retorno serão dados pela Defesa Civil que estará cuidando de tudo para dar segurança a população.

10.4.8. Análise Conclusiva - topo

Com base na avaliação do sistema de resposta a emergências internas e externas à CNAAA, conclui-se que os recursos humanos e materiais especificados pelos vários agentes relacionados anteriormente, bem como a lógica de sua mobilização e integração, encontram-se adequadamente definidos, tendo em vista a natureza dos riscos internos e externos analisados anteriormente. Cabe ressaltar que esse planejamento é constantemente atualizado e aperfeiçoado.