Segurança nas usinas nucleares

A opinião publica sobre a energia nuclear tem melhorado lentamente devido às preocupações com o meio ambiente, ao aumento dos padrões de segurança e a economia da opção nuclear. Esta mudança pode reverter bruscamente, inviabilizando o futuro da energia nuclear, caso haja mais algum acidente com reator nuclear. De fato, um novo acidente com impactos ambientais significativos, seria mortal para a indústria nuclear.

Por estas razões, a evolução do conceito de segurança nas instalações nucleares foi a principal força propulsora do desenvolvimento recente da tecnologia nuclear, sobretudo a partir dos incidentes de Three Mile Island e de Chernobyl, sendo que as 4 gerações sucessivas de reatores hoje identificadas diferenciam-se principalmente pelos aspectos da segurança.

Em geral, os três objetivos primários da segurança das usinas nucleares são:

1. Controle de reatividade, ou seja, a possibilidade de apagar a reação nuclear em cadeia de fissão. O controle da reatividade é uma característica intrínseca do projeto dos reatores de potência ocidentais (coeficientes de reatividade negativos). Os reatores a água leve são projetados para funcionar com coeficientes negativos de temperatura. Isto significa que a um aumento na temperatura do combustível ou do refrigerante segue-se uma redução da população de nêutrons e uma conseqüente redução da potência. O reator de Chernobyl não tinha estas características (coeficiente de vazio positivo) e confiava em procedimentos operacionais, que foram violados, para o controle da reatividade;

2. Remoção do calor de decaimento. Uma falha deste sistema contribuiu para a ocorrência do acidente de Three Mile Island em 1979;

3. Barreiras múltiplas para confinamento da radioatividade. Esta estratégia contra os riscos radiológicos é chamada defesa em profundidade e envolve múltiplos níveis de proteção sucessivos. A primeira barreira é o próprio combustível, a segunda é o revestimento das barras, a terceira é constituída pelo vaso de pressão e a quarta é o vaso de contenção de aço. Há ainda externamente uma quinta barreira constituída por um edifício de concreto reforçado que protege também o reator de agentes externos. Estas barreiras físicas constituem um sistema passivo de segurança, isto é, atuam independentemente de qualquer ação. Foram estas que permitiram o confinamento da liberação de radioatividade no acidente de Three Mile Island.

Os dois acidentes de Chernobyl e Three Mile Island focalizaram a atenção do mundo nuclear em um outro aspecto da segurança: o fator humano. Os equipamentos foram melhorados, a instrumentação e o controle dos reatores foram desenvolvidos para limitar a possibilidade de falhas operacionais humanas e sistemas passivos de segurança, que não necessitam da intervenção do operador, foram introduzidos.

Os sistemas de segurança de um reator nuclear são de três tipos:

1. Sistemas ativos; são baseados no controle ativo, elétrico ou mecânico, de

projetados de forma redundante: na falha de algum deles, outro sistema, no mínimo, atuará, comandando se for o caso, a parada do reator. Esta redundância proporciona maior complexidade no projeto do reator e maiores custos de construção e manutenção. Por exemplo, para a remoção do calor residual conseqüente á um LOCA¹ (Lost of Coolant Accident) diversos sistemas redundantes bombeiam água no núcleo do reator.

2. Sistemas passivos: são aqueles que independem de mecanismos complexos ou interferência humana para funcionarem, dependendo exclusivamente de fenômenos físicos como a convecção, a gravidade, a resistência a altas temperaturas. Um investimento. Simplificando o projeto do reator, estes sistemas proporcionam também menores custos capitais. Sendo o conceito de segurança passivo completamente independente do conceito de segurança ativa, uma combinação dos dois parece ótima garantindo a satisfação do requisito de redundância.

3. Características inerentes de segurança (inherent safety characteristics):

segurança obtida através da eliminação de um dado risco através da utilização de materiais específicos ou conceitos de projeto. Uma característica intrínseca de segurança de um reator nuclear é representada pelos coeficientes de reatividade negativos (de temperatura, de vazios..). Num reator que possui esta característica um aumento acidental da reatividade e consequentemente da potência determina uma resposta (feedback) negativa na reatividade, assim compensando a injeção inicial positiva de reatividade.

1 Um LOCA é um acidente de perda de refrigerante. Estes incidentes são classificados em função da dimensão da ruptura que determina a perda de refrigerante. Conseqüentemente existem LOCA devidos à falhas grandes (grandes LOCA), pequenas (pequenos LOCA) e intermediárias (LOCA intermediários). Os reatores são equipados com sistemas de refrigeração de emergência (Emergency Core Cooling System - ECCS) para enfrentar um possível LOCA. Por exemplo, num LOCA pequeno há uma perda lenta de refrigerante que permanece pressurizado até o esvaziamento total do circuito de refrigeração.

Neste caso há necessidade de um sistemas de emergência ECCS de alta pressão para fornecer água pressurizada para resfriar o combustível ao longo do transitório de de-pressurização. Um grande LOCA é o pior acidente considerado em fase de projeto de um reator nuclear. Em poucos segundos o minutos o circuito de refrigeração depressuriza-se e o sistema de injeção de emergência de baixa pressão deve suprir uma grande quantidade de fluido refrigerante em pouco tempo. Os reatores atuais são equipados com sistemas

Os reatores de primeira e segunda geração confiavam exclusivamente em sistemas de segurança ativos e em características inerentes de segurança.

Com os reatores de terceira geração foram introduzidos os conceitos de segurança passiva e de diversificação e redundância dos sistemas de segurança.

Os reatores de quarta geração, chamados de revolucionários para distingui-los dos reatores de terceira geração ou evolucionários, obedecem aos requisitos de segurança mais modernos com uma combinação de sistemas de segurança ativos, passivos e inerentes.

Normalmente, as instalações nucleares têm que ter um plano de emergência para atuação das medidas de proteção em caso de acidente radiológico. Estes planos variam em função das legislações de cada pais sendo que as regras gerais prevêem que a planta seja equipada, em fase de construção, com as necessárias infra-estruturas de emergência e, durante o exercício, seja garantido um plano de evacuação para uma área mais o menos ampla. Além disso, no redor da planta é normalmente proibida qualquer atividade humana, contribuindo ao envio de uma mensagem incorreta ao publico em relação à segurança da instalação.

Os modernos requisitos de segurança das instalações nucleares prevêem que qualquer acidente de fusão do núcleo (severo) num reator tem que ser confinado na planta, assim reduzindo ou eliminando os requisitos de evacuação e emergência. Por exemplo, no projeto do reator EPR, as medidas de emergência a serem atuadas no espaço e no tempo, em caso de acidente de fusão do núcleo, são muito limitadas. Isto é, não há necessidades de evacuação permanente da população nas redondezas da planta e não há contaminação em longo prazo do meio ambiente. Estas necessidades são requisitos fundamentais para os reatores do projeto INPRO e do GIF.

3.3.1 Escala Internacional de Acidentes Nucleares

A Agência Internacional da Energia Atômica (AIEA), que foi fundada em 1957, tem, entre outras, a importante função de supervisionar a segurança da indústria nuclear. As comissões para a segurança nuclear de todos os pais trabalham em estreita colaboração com a AIEA.

Em 1990, AIEA e a NEA do OECD definiram a Escala Internacional para Eventos Nucleares (International Nuclear Event Scale - INES) como padrão internacional para definição dos incidentes e acidentes nucleares no mundo todo. Esta escala reflete

eventos se classificam na escala segundo 7 níveis, sendo os níveis mais baixos (1 a 3) denominados incidentes e os níveis superiores (4 a 7) acidentes. A estrutura da escala é apresentada na Tabela 3.3-1. A segunda coluna da matriz esta relacionada com os eventos que resultam em liberação de radioatividade para fora da área da instalação. O ponto inferior desta coluna corresponde a uma liberação que resulta, para a pessoa,mais exposta fora da área da instalação, em uma dose estimada de radiação numericamente equivalente a um décimo do limite de dose anual estabelecido para o publico; estes incidentes são classificados no nível 3. Esta dose equivale também a aproximadamente um décimo da dose anual media recebida devido a radiação de fundo natural. O maior acidente possível, classificado no nível 7, consiste na liberação de uma grande fração do material radioativo contido na instalação, incluindo produtos de fissão de meia vida curta e longa (segundo as estimativas no incidente de Chernobyl cerca de 5% do material radioativo contido no núcleo do reator foi liberado no meio ambiente). Esta liberação seria a causa de efeitos severos para a saúde, efeitos atrasados para a saúde espalhados sobre áreas geográficas muito grandes (paises) e conseqüências ao meio ambiente de longo prazo. A terceira coluna considera o impacto do evento na área da instalação. Esta categoria engloba o intervalo que vai desde o nível 2 (contaminação e/ou superexposição de um trabalhador) ao nível 5 (danos graves a central, tais como a fusão do núcleo). A quarta coluna da matriz esta relacionada com os incidentes em instalações nucleares ou durante o transporte de materiais radiativos nos quais a defesa em profundidade se degrada (nível 1 a 3). Na ultima coluna são contidos alguns exemplos de incidentes e acidentes nucleares.

Em 1996 entrou em vigor a Convenção de Segurança Nuclear (Nuclear Safety Convention – NSC assinada em Viena em setembro de 1994) como primeiro órgão internacional com poderes legais responsável pela segurança das plantas nucleares de potência no mundo todo. Os objetivos desta Convenção são:

− Alcançar e manter um alto nível de segurança nuclear mundial através do fortalecimento de medidas nacionais e da cooperação internacional, incluindo, onde for apropriado, cooperação técnica relacionada com segurança;

− Estabelecer e manter defesas efetivas em instalações nucleares contra danos radiológicos potenciais, de forma a proteger indivíduos, sociedade e meio ambiente dos efeitos nocivos da radiação ionizante originária dessas instalações;

− Prevenir acidentes com conseqüências radiológicas e mitigar tais conseqüências caso ocorram.

A Convenção é um instrumento de incentivo. Esta não tem poder de obrigar, sancionar e controlar os paises, sendo em vez baseada no interesse comum destes de atingir e manter os mais altos níveis de segurança das suas instalações. Em março de 2006, 65 paises assinaram a Convenção [85].

Tabela 3.3-1: Estrutura da Escala Internacional de Eventos Nucleares – INÊS [88].

Nível

escala Nenhuma pertinência com relação a segurança

3.3.2 Analise de Segurança

O relatório de segurança de uma instalação nuclear é um documento extremamente importante e uma exigência normativa para o licenciamento e o exercício de uma planta nuclear. O relatório deve conter informações detalhadas sobre:

− Localização da instalação e características físicas, meteorológicas, geológicas, demográficas e ecológicas do sitio;

− Instalações e edifícios de contenção;

− Descrição técnica da planta, dos equipamentos, da instrumentação, dos sistemas de controle, dos sistemas para estocagem dos rejeitos;

− Estudo analítico sobre os possíveis incidentes e acidentes devidos a falhas técnicas e/ou humanas;

− Estudo analítico das possíveis conseqüências dos incidentes e acidentes;

− Medidas de prevenção e proteção.

No relatório de segurança a avaliação e a analise dos incidentes ocupa um papel fundamental e o objetivo de demonstrar que a planta é construída de maneira tal que:

− A probabilidade de acontecimento de qualquer incidente seja pequena:

− O acontecimento de um incidente de pequeno porte não cause danos a instalação;

− As conseqüências de um incidente de grande porte sejam contidas sem arrecadar danos a população das redondezas.

O tema da analise de segurança pode ser enfrentado da um ponto de vista determinístico ou probabilístico.

Os americanos utilizam prevalentemente uma analise determinísticas da segurança baseada na definição do maximo acidente possível (Maximum Credible Accident - MCA) que, nos reatores LWR americanos é identificado como a ruptura franca da maior tubulação do circuito primário de refrigeração. Depois de ter identificado o pior acidente possível é necessário demonstrar como a planta consegue agüentar estas condições anômalas e conter os danos entre os limites previstos pela lei.

A analise probabilística da segurança foi inicialmente utilizada pelos canadenses e pelos ingleses, devido a diferente tipologia de reatores desenvolvida nestes paises. Os reatores de tipo CANDU, por exemplo, possuem um coeficiente positivo de reatividade em caso de perda do refrigerante. Entretanto, para reduzir as possíveis conseqüências do incidente, e necessário confiar na imediata intervenção do sistema de

baixas que nos reatores LWR americanos e, sendo separado fisicamente do fluído do primário, não pode ser afetado da uma possível ruptura duma tubulação do primário. A analise probabilística de risco (Probabilistic Safety Assessment - PSA) foi introduzida como importante ferramenta de analise de segurança das usinas nucleares desde os anos 70 e consiste da estimativa da freqüência de dano no núcleo de um reator como conseqüência de eventos iniciadores criteriosamente identificados e das possíveis conseqüências. Esta estimativa é feita a partir da construção de arvores de eventos identificando os possíveis eventos iniciadores e as possíveis seqüências de eventos que os iniciadores originam, dependendo do sucesso o da falha de sistemas de segurança específicos. A arvore de falha é a representação gráfica da combinação dos eventos que conduzem, com certas probabilidades, a realização do evento indesejável (e.g. fusão do núcleo) que determina certas conseqüências. Desta maneira é determinada uma curva probabilidades-conseqüências que permite a identificação no plano de uma área de aceitação do risco.

Finalmente, a analise de segurança da instalação, tem que demonstrar que as conseqüências de todos os possíveis eventos levam a um risco aceitável.

Estes dois métodos não são alternativos, mas complementares. O método probabilístico introduz o conceito de risco aceitável, e, construindo a arvore de falhas de uma instalação, permite a identificação das possíveis seqüências de eventos indesejáveis e os possíveis pontos fracos de uma planta. O método determinístico atribui um limite concreto de gravidade de um incidente, sendo de grande utilidade para as autoridade supervisoras e para a opinião publica.

A AIEA estabeleceu em 1985 o Grupo Internacional pela Segurança Nuclear (International Nuclear Safety Group - INSAG) para definição das políticas e dos princípios em tema de segurança para o estabelecimento de um regime global de segurança nuclear.

Do INSAG participam 16 especialistas, nomeados diretamente pelo diretor general da AIEA, de 15 países. Estão representados: Estados Unidos, Canadá, Brasil, e outros países da Europa, África e Ásia. A cada seis meses o grupo se reúne para debater as discussões e elaborar documentos (o ultimo foi o INSAG-19 de 2003) que são distribuídos internacionalmente, como orientação para todo o setor nuclear. Um dos estudos de ponta do INSAG é debater o projeto dos reatores nucleares de última geração, que irão consumir menos combustível e gerar menos rejeitos.