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Aspectos de Segurança das Usinas da CNAAA em Consideração do Acidente nas Usinas de Fukushima no Japão Paulo Vieira 25-26 Maio 2011

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Page 1: Aspectos de Segurança das Usinas da CNAAA em Consideração ... Christiano de Rodrigues... · Consideração do Acidente nas Usinas de Fukushima no Japão 25-26 Maio 2011 Paulo Vieira

Aspectos de Segurança dasUsinas da CNAAA em Consideração do Acidente nas Usinas de Fukushima no Japão

Paulo Vieira25-26 Maio 2011

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ANGRA 2

Potência: 1.350 MWTecnologia: Siemens/KWU Operação: Janeiro/2001

ANGRA 1

Potência: 657 MWTecnologia: Westinghouse Operação: Janeiro/1985

Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto

Reatores a Água Leve Pressurizada (Tipo PWR)

ANGRA 31.405 MWDez 2015

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Angra 1 + Angra 2 = 35 Anos de Operação

170 milhões MWh gerados

(Angra 2: 100 milhões em

10 anos)

nenhum impacto radiológico ao meio ambiente

todos os

rejeitos

gerados

segregados

e armazenados

em condições

seguras

Angra 1 e Angra 2 respondem por cerca de 3% da geração para o SIN e geram o equivalente a cerca de 50% da energia consumida no Estado do Rio de Janeiro

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4

Geração Nucleoelétrica no Mundo(potência elétrica instalada ~380.000 MW)

Reatores em Construção: 55 PWR, 4 BWR e 6 de outros tipos

442 Reatores em Operação por Tipo AIEA Março 2011

BWR - 92FBR - 1

GCR - 18

LWGR-15

PHWR- 47

PWR - 269

Fukushima

Angra

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ESQUEMA SIMPLIFICADO DE

UMA USINA PWR

Pprim = 158 barTprim = 326 oC

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ESQUEMA SIMPLIFICADO DE

UMA USINA BWR

Pprim = 75 barTprim = 285 oC

Fukushima

Daiichi

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Objetivo primordial de segurança: assegurar a integridade das barreiras que confinam os materiais radioativos produzidos no processo de fissão nuclear.

Proteção ao Público e Meio Ambiente emReatores a Água Leve (exemplo: PWR)

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Manutenção da Integridade das Barreiras

- interromper a reação em cadeia e manter o reator subcrítico;

- manter o inventário de água no núcleo do reator (cobertura dos elementos combustíveis);

- assegurar condições de remoção de calor do núcleo do reator (circuitos de refrigeração e fonte fria);

- assegurar o isolamento da contenção;

- manter condições de pressão na contenção dentro dos limites de projeto.

Sistemas de Segurança com elevado grau de automatização, diversidade de critérios de atuação, múltiplos níveis de atuação independentes, redundância de equipamentos, alimentação elétrica de emergência

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Projeto de Segurança

MANUTENÇÃO DA INTEGRIDADEDAS BARREIRAS

PERDA DEINTEGRIDADEDAS BARREIRAS

ACIDENTESBASE DEPROJETO

ACIDENTES ALÉM DASBASES DE PROJETO

Falha da Contenção

10-5 / reator.ano

TRANSIENTESOPERACIONAISPREVISTOS

OPERAÇÃONORMAL

Eventos postulados, de baixa probabilidade, internos ou externos, para demonstração de capacidade de desligamento seguro (considera falhas de equipamentos)

10-7 / reator.ano

Diversos

10-5 a 10-2 / reator.ano

Fusão do Núcleo do Reator

Acidentes além das magnitudes postuladas, combinações de acidentes e/ou falhas múltiplas de sistemas de segurança; objetivo de mitigação das consequências;

LICENCIAMENTO

NUCLEAR

Acidentes Severos

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Condições postuladas:A - Falha da Alimentação Elétrica ExternaB - Falha de Elemento CombustívelC - Vazamento da Contenção

EXEMPLOS DE 1 Tubulação de Refrigeração do Reator

ACIDENTES 2 Tubulação de Vapor

COM RUPTURA 3 Tubulação de Água de Alimentação

DE: 4 Tubo do Gerador de Vapor

Reatores PWR – Acidentes Base de Projeto

Demonstração da capacidade de desligamento seguro da unidade mesmo em condições de determinadas configurações de falhas de equipamentos de segurança (probabilidade de fusão do núcleo ~ 5 x 10-6 / reator.ano)

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Reatores PWR – Acidentes Além das Bases de Projeto

-sequências de eventos e parâmetros de segurança não seguem um padrão determinado;

-ação baseada na preservação de “funções críticas de segurança”;

- redução da probabilidade de fusão do núcleo e preservação da contenção como última barreira

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Às 14:46 do dia 11 de março de 2011, hora local, o nordeste do Japão foi atingido por um terremoto de 8,9 graus na escala Richter, com epicentro próximo da costa.

Maior evento desta natureza que se tem registro em regiões densamente

povoadas, de magnitude muito superior à capacidade de resposta da

infraestutura do Japão, projetada para eventos desta natureza.

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Nenhuma obra de engenharia foi dimensionada para resistir a um evento de tal grandeza.

A maior parte das construções

e das instalações industriais

com riscos de explosões e

liberação de produtos tóxicos

ao meio ambiente, tais como

refinarias de óleo, depósitos de

combustíveis, usinas

termelétricas e indústrias

químicas, localizadas na região

atingida colapsaram

imediatamente, com milhares de

mortes.

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Acidente com danos ao combustível

Acidente sem danos ao combustível

Seguro

Seguro (não afetado)

54 REATORES NUCLEARESEM OPERAÇÃO NO JAPÃO

Onagawa

Fukushima Daini

Tokai

Fukushima Daiichi

15 reatores na área diretamente afetada pelo

terremoto

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- usinas são atingidas pelo terremoto;

- rede externa de suprimento de energia colapsa em função do terremoto;

- reatores são desligados automaticamente;

- potência térmica cai imediatamente para calor de decaimento (~5% potência nominal, ~1% ao final de um dia);

-grupos diesel de emergência partem e alimentam os sistemas de segurança;

- refrigeração do núcleo mantida pelos sistemas de segurança;

- usinas em condição segura e estável.

Resposta das Usinas ao Terremoto

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Cerca de 1 hora após o terremoto, ocorreu uma onda tsunami que alcançou 10 metros de alturavarreu a costa, penetrando vários quilômetros terra adentro.(estimativas mais recentes falam em 14m)

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Mortos:Mortos: 11.43811.438

Desaparecidos: 16.541Desaparecidos: 16.541

Feridos:Feridos: 2.7732.773

Desabrigados: 172.415Desabrigados: 172.415

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Acidente com danos ao combustível

Acidente sem danos ao combustívelSeguro

Seguro (não afetado)

USINAS NUCLEARESNO JAPÃO

Área afetada

As 9 usinas das centrais nucleares de Onagawa, Fukushima Daini e Tokai resistiram a mais esse evento.

4 usinas de Fukushima Daiichi não resistiram

- ondas de 10m invadem a Central de Fukushima;-todos os grupos diesel da Central atingidos;- tanques de óleo diesel destruídos;- sistemas de segurança sem suprimento elétrico;- refrigeração do núcleo dos reatores comprometida.

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Piso de Serviço do Reator(estrutura em aço)

Edifício do Reator em Concreto(contenção secundária)

Núcleo do Reator

Vaso de Pressão do Reator

Contenção Primária (poço seco)

Poço de Supressão(poço úmido)

Água de Alimentação

Linha de Vapor

Piscina de Combustível Irradiado

Fukushima Daiichi – Prédio do Reator

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refrigeração do reator mantida por certo tempo por bomba acionada por turbina a vapor; dependência de baterias

bomba falha na unidade 2 e baterias descarregam nas unidades 1 e 3; pressão aumenta; pressão aliviada para o poço de supressão; nível no reator começa a baixar.

até ¾ combustível descoberto; temperatura nas varetas de combustível excede 1200oC; reação zircônio-água começa a

produzir hidrogênio livre; hidrogênio penetra o poço seco via

o poço de supressão

temperaturas no combustível atingem 2700oC; fusão parcial do combustível; liberação de materiais radioativos para poço de supressão e daípara o poço seco; aumento de pressão na contenção (100% acima do projeto)

alívio da contenção para a atmosfera nas três unidades; liberação de materiais radioativos para o meio ambiente; explosão de hidrogênio no piso de serviço (unidades 1 e 3) e no poço de supressão (unidade 2); dano às piscinas de combustível com comprometimento da refrigeração

Resumo simplificado da evolução do acidente

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O Tsunami provocou falhas que causaram severos danos, que têm dificultado levar as usinas a uma condição final segura

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Situação das Usinas de Fukushima em 24/05/11

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Informações sobre Impacto Radiológico

0,01

1

10

100

1000

10000

0,10

mSv

Limite anual de dose para o público(1mSv)

Limite anual de dose para trabalhadores da proteção radiológica (50mSv)

Limite anual de dose para trabalhador envolvido em trabalhos de emergência (250 mSv)

Dose em Tomografia Computarizada do Torax (6,9mSv)

Dose de referência para entorno de usinas nucleares (0,05mSv/ano) (valores atuais bem inferiores)

Dose anual por radiação natural em Guarapari (10mSv)

Dose anual por radiação natural em Tamil Nadu na Índia (52mSv)

Dose anual por radiação natural média no planeta (2,4mSv)

Dose por radiação natural em viagem de Tokio a Nova York (0,2mSv)

Máximo acréscimo de dose medido nas prefeituras no entorno de Fukushima (0,4mSv/ano)

Máxima dose em trabalhadores em Fukushima (170mSv)

Dose localizada até

3.000mSv em 2

trabalhadores (pernas,

sem consequências)

Dose máxima medidade 1,4mSv/ano

em uma prefeitura

Doses de RadiaçãoValores de Referência e Doses em Fukushima

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Diferenças entre usinas BWR e PWR

PWR permite circulação

natural sem necessidade

de bombas elétricas de

resfriamento por algumas

horas (o cenário acidental no Japão

seria menos severo)

BWR antigo não permite

circulação natural. Se a

energia elétrica for

totalmente perdida, o

resfriamento se interrompe

61% das 442 usinas em opera61% das 442 usinas em operaççãoão

21% das 442 usinas em opera21% das 442 usinas em operaççãoão

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PWR possui uma grande contenção

primária que retém todo o vapor

produzido pelo acidente e uma pequena

contenção secundária que protege a

primária de eventos externos

BWR (modelos antigos) possui uma

pequena contenção primária e uma

grande contenção secundária onde

a pressão do vapor produzida pelo

acidente é aliviada(local onde as explosões de hidrogênio

ocorreram em Fukushima)

Diferenças entre usinas BWR e PWR

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Avaliação da Segurança das Usinas da CNAAA em Consideração das Condições do Acidente de Fukushima

- Resolução de Diretoria constituindo Grupo de Trabalho;

- participação nas iniciativas internacionais de avaliação de segurança das unidades em operação;

Stress TestAvaliação das condições existentes

nas plantas para facearacidentes além das bases de projeto

(avaliação de médio prazo)

SOER/WANORecomendações para verificação a curtoprazo do nível de prontidão das usinas parafacear acidentes além das bases de projeto

(avaliação de curto prazo)

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Avaliação da Segurança das Usinas da CNAAA em Consideração das Condições do Acidente de Fukushima

- Subgrupo de Trabalho na Diretoria Técnica com especialistas de todas as disciplinas, com análise concentrada em duas áreas:

Verificação dasBases de Projeto

para Eventos Externos

Definição de Medidaspara Mitigação deAcidentes Severos

- coleta sistemática de informações sobre o acidente;

- acompanhamento das ações em curso nos países centrais(autoridades licenciadoras, fabricantes, institutos independentes);

- estudo de projeto das unidades 1, 2 e 3

assegurar a disponibilidade

dos sistemas de segurança

diante de cenários de eventos

externos extremos postulados

dotar as usinas de recursos

para controlar acidentes que

excedam as condições

postuladas

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Avaliação da Segurança das Usinas da CNAAA em Consideração das Condições do Acidente de Fukushima

- Subgrupo de Trabalho na Diretoria Técnica com especialistas de todas as disciplinas, com análise concentrada em duas áreas:

Verificação dasBases de Projeto

para Eventos Externos

Definição de Medidaspara Mitigação deAcidentes Severos

- coleta sistemática de informações sobre o acidente;

- acompanhamento das ações em curso nos países centrais(autoridades licenciadoras, fabricantes, institutos independentes);

- estudo de projeto das unidades 1, 2 e 3

assegurar a disponibilidade

dos sistemas de segurança

diante de cenários de eventos

externos extremos postulados

dotar as usinas de recursos

para controlar acidentes que

excedam as condições

postuladas

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Verificação das Bases de Projeto para Eventos Externos

Estudo de Cenários

Verificação deEstruturas, Sistemas eEquipamentos

Definição deModificações

na Planta e no Site(se necessário)

- abalos sísmicos;- movimentos de mar;- precipitação de chuvas;- outros eventos (tornados, por exemplo)

- verificação da condição das encostas;- verificação das condições do molhe de proteção;- verificação das condições de “flooding”- verificação de carregamentos sobre asestruturas;

- reforço na contenção de encostas;- alterações no molhe de proteção;- barreiras de contenção nos prédios;- encapsulamento de equipamentos;

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Consideração de Terremotos no Projeto das Usinas de Angra

Projeto toma por base os registros de ocorrência de sismos recentes e históricos na região em torno da instalação

Principais terremotos no Brasil

•1922 - Pinhal, SP, 5.1 mb

•1939 - Tubarão, SC, 5.5 mb

•1955 - Serra Tombador, MT, 6.6 mb

•1955 - Alto Vitoria Trindade,360 km offshore, 6.3 mb

•1967 - Cunha, SP - 4.1 mb

•2008 – São Vicente – 5.2 mb

Critério de projeto: maior terremoto ocorrido à distância mais próxima do local da instalação (Cunha, SP: ~50 km)

0,067g de aceleração na superfície da rocha

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- usinas projetadas para assegurar desligamento seguro do reator em condições de abalo sísmico que produzam acelerações de até 0,1g na superfície da rocha (requerido por norma para instalações nucleares);

- relação com escala de potência (escala Richter):

- maior aceleração registrada no sítio das usinas foi 0,0017g (< 2% da aceleração de projeto)

Usinas de Angra – Projeto para Terremotos

4 05 12 km6 37 km7 90 km

Distância para Aceleração de

0,10g

Magnitude (escala Richter)

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Condições para Ocorrência de Tsunamis

Tsunamis:

- terremotos de magnitude superior a grau 7;

- ocorrência no mar, profundidades focais inferiores a 100km;

- regiões de borda de placas tectônicas com movimento de sobreposição (sub-ducção)

Excluída a possibilidade de tsunamis no Brasil

� costa brasileira distante de bordas de placas tectônicas com sub-ducção;

� Placa Tectônica Sul-americana em movimento de afastamento da Placa Africana no Atlântico Sul;

� sismo potencial máximo no oceano: 7,0

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Proteção contra Movimentos de Mar

+ 6,38m a + 8,50m + 8,00m a + 8,50m

+ 1,50m

- 1,478m

+1,197m 0 CNG 0 CNG

níveis de maré de projeto (estudos ENCAL e COPPETEC)

elevação do mar na interação onda-molhe

altura máxima de onda para tempo de recorrência de 50 anos

+ 5,00m+ 5,60m

cota de acesso aos prédios de segurança

cota de construção

lado mar lado terra

projeto do Molhe para contenção de ondas de até 4m

Angra 2

4,00m a 4,40m

MOLHE DE PROTEÇÃO

variação das

condições ao

longo do molhe

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Encostas próximas aos Edifícios de Segurança calculadas para o sismo de projeto

• implantação de rede de monitoração de ondas;

• estudos de evolução de ondas considerando simulação da ocorrência de ondas de 7m na entrada da baía da Ilha Grande (ondas só registradas em alto-mar);

• estudos de formação de ondas pela incidência de ciclones, simulando sua ocorrência na entrada da baía da Ilha Grande;

• estudos de estabilidade estática e dinâmica do molhe de proteção;

Ações Relativas à Proteção contra Movimentos de Mar

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Legenda13 ⌂ Inclinômetros44 ۩ Piezômetros31 ∆ Células de Carga30 + Pinos de Deslocamento5 Marcos topográficos

5 ⌂ - 11 ۩

13 ∆

4 ⌂ - 8 ۩ - 5

10 ∆ - 9 +

1 ⌂-8

۩

8 ∆-21+

2 ⌂ - 8 ۩

1 ⌂ - 4 ۩

Usinas de Angra – Proteção Contra Acidentes Geotécnicos (deslizamento de encostas)

Todas as encostas e as obras de contenção executadas, tem monitoramento contínuo e avaliações periódicas.

Encostas próximas aos Edifícios de Segurança calculadas para o sismo de projeto

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Encostas próximas aos Edifícios de Segurança calculadas para o sismo de projeto

• contratação de uma consultoria externa, para, de forma independente, reavaliar a segurança das encostas no entorno do sítio de Itaorna;

• análise da situação extrema de ruptura de encostas, devendo ser verificado se estruturas ou sistemas das usinas seriam atingidos pela massa de solo;

• os estudos deverão considerar os efeitos de terremotos, chuvas de extrema intensidade (a exemplo das ocorridas na região serrana) e estabilidade dos tanques da EPTA.

Ações Relativas à Proteção contra Deslizamento de Encostas

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Usinas de Angra – Proteção Contra Chuvas Intensas

Encostas próximas aos Edifícios de Segurança calculadas para o sismo de projeto

Usina Chuva de

Tr = 1.000 anos

Chuva de

Tr = 10.000 anos

Angra 1

(Canal 5)

sem transbordamento

transbordamento com nível < 5,60m CNG

Angra 2 e 3(Canal 2)

sem transbordamento

sem transbordamento

Unidade

Nível de Acesso Prédios de Segurança

Angra 1 e 2 +5,60m

Angra 3 +6,60m

nível da planta:+5,00 a +5,15m

base de dados: precipitações de 1974 a 2002

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Encostas próximas aos Edifícios de Segurança calculadas para o sismo de projeto

• estudos para verificação de cotas de alagamento considerando obstrução de canais e redes de drenagem;

• inclusão da consideração de obstrução do túnel de descarga de água de refrigeração com bombas de circulação em operação (200m3/s);

Ações Relativas à Proteção contra Chuvas Intensas

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Avaliação da Segurança das Usinas da CNAAA em Consideração das Condições do Acidente de Fukushima

- Subgrupo de Trabalho na Diretoria Técnica com especialistas de todas as disciplinas, com análise concentrada em duas áreas:

Verificação dasBases de Projeto

para Eventos Externos

Definição de Medidaspara Mitigação deAcidentes Severos

- coleta sistemática de informações sobre o acidente;

- acompanhamento das ações em curso nos países centrais(autoridades licenciadoras, fabricantes, institutos independentes);

- estudo de projeto das unidades 1, 2 e 3

assegurar a disponibilidade

dos sistemas de segurança

diante de cenários de eventos

externos extremos postulados

dotar as usinas de recursos

para controlar acidentes que

excedam as condições

postuladas

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Encostas próximas aos Edifícios de Segurança calculadas para o sismo de projeto

Recursos para Controle de Acidentes Além das Bases de Projeto

- exigência de consideração de acidentes além das bases de projeto incorporada progressivamente pelas autoridades licenciadoras;

- instalação de recursos para controle de acidentes além das bases de projeto pelas usinas em operação (“backfitting”);

- Angra 1 e Angra 2 já tem programas de implementação destes recursos em curso;

- Angra 3 já incorpora estes recursos no seu projeto original;

- acidente com as usinas de Fukushima resultando em aprofundamento da avaliação da disponibilidade e prontidão destes recursos em caso de eventos externos extremos;

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Encostas próximas aos Edifícios de Segurança calculadas para o sismo de projeto

Recursos para Controle de Acidentes Além das Bases de Projeto – Status de Implantação – Usinas CNAAA

Atenção reforçada pelo acidente de Fukushima

ANGRA 1 ANGRA 2 ANGRA 3

ProcedimentosImplantação de Procedimentos para Gerenciamento de Acidentes Severos

(SAMs)

Procedimentos de emergência implantados,

procedimentos para acidentes severos em preparação (2013)

InstrumentaçãoImplementação de Instrumentação Pós-

Acidente

Aguardando proposta da projetista para

complementação dos recursos existentes

Habitabilidade da Sala de ControleInstalação de Sistemas de Filtragem de

Ar

Em execução (2012) (dispõe de sala de controle

de emergência)

Manutenção da Fonte Fria Bleed and Feed do Secundário OK (*)

Manutenção das Condições de Injeção de Água no Reator

Bleed and Feed do Primário Em execução complementação dos recursos existentes (2012)

Possibilidade de Alívio de PressãoInstalação de Sistema de "Venting" da

Contenção

Redução da Possibilidade de ExplosãoInstalação de Recombinadores de

Hidrogênio

Suprimento de Energia Elétrica de Emergência

Instalação de Fontes de Suprimento Elétrico Adicionais

Em fase de concepção

Em fase de concepção

Suprimento de ÁguaDefinição de Fontes Alternativas de

Suprimento de Água

Meios de Movimentação de Equipamentos, Materiais e Pessoal

Definição de Meios e Acessos Alternativos ao Site

Serão incorporados ainda na fase de construção

(*) recursos existentes deverão ser reavaliados para condições de eventos externos extremos

Remoção de Calor do Núcleo do Reator

Capacidade dos Operadores para Facear

os Acidentes

Manutenção da Integridade da Contenção

Condições de Infraestrutura para

Controle dos AcidentesEm estudo solução para as 3 unidades

Em estudo solução para as 3 unidades

Procedimentos de emergência e de acidentes severos implantados

(acidentes severos em 2009) , considerando

recursos existentes na planta

(metodologia USNRC) (*)

Aguardando proposta da projetista para

complementação dos recursos existentes

STATUS DE IMPLEMENTAÇÃOAÇÃORECURSOSOBJETIVO

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Usinas de AngraSuprimento de Energia Elétrica de Emergência

ANGRA

SE 500kVGrajaú

Interligação da CNAAA com Rede Externa

ELETRONUCLEAR

FURNAS

SE 138VSanta Cruz

SE 138kVÁlvaro Alberto

UTN Angra 2 UTN Angra 1

SE 500kVCachoeria Paulista

SE 500kVSão José

SE 500kVÁlvaro Alberto

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Usinas de AngraSuprimento de Energia Elétrica para Auxiliares

FONTE DE SUPRIMENTO CONDIÇÃO DE SUPRIMENTO ANGRA 1 ANGRA 2

Filosofia de Redundância 2 X 100% 4 X 50%

Número de Trens de Alimentação

2 4

Fontes de Alimentação Externas

(Off-Site Power)

Condição Normal de Operação e Transientes da

Rede Elétrica

Gerador da Unidade, Rede Externa de 500kV e Rede

Auxiliar de 138kV

Gerador da Unidade, Rede Externa de 500kV e Rede Auxiliar de 138kV

Fontes de Alimentação Internas

(On-Site Power)

2 Grupos Diesel(um por trem de

alimentação)

8 Grupos Diesel(dois por trem de

alimentação, alimentando barramentos distintos)

Acidentes Além da Base de Projeto (Station Black Out)

4a Fonte(Back-Up para Central)

Alternativa de Alimentação para Melhoria de Condições em Situações de Perda de

Alimentação Externa

Turbina a Gás ou PCH(em estudo)

3a Fonte

Acidentes Base de Projeto(Emergency Power Case)

2 Grupos Diesel(um por trem de

alimentação)

1 Grupo Diesel(em estudo, já

incorporada ao projeto de Angra 3)(1 GD suficiente)

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760MVA19kV

6,6MVA 2,9MVA 6,6MVA 2,9MVA

4,16kV 1A1 4,16kV 1A3 4,16kV 1A4 4,16kV 1A2

comutação rápida, lenta ou manual em caso de falha da alimentação normal alimentação em condição normal de operação

40MVATransformadorAuxiliar T1A1

40MVA

Barramentos de Segurança 1 Barramentos de Segurança 2

SE 500kVÁlvaro Alberto

SE 138kVÁlvaro Alberto

TransformadorPrincipal - T1

759MVA

Transformador deServiço T1A2

G

DG3 DG1 DG4 DG2back-up back-up

Alimentação Elétrica dos Sistemas AuxiliaresAngra 1

3ª Fonte

(GDs de Back-up)

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Unifilares – Angra 2 (uma red.)

Conexão com Sistema de Alimentação de Emergência 1 (4,16kV)

Conexão com Sistema de Alimentação de Emergência 2 (480V)

Sistemas de Segurança para Eventos Externos

Sistemas de Segurança para Eventos Internos

4 x

4 x

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Outras Melhorias em Estudo e/ou Implantação

- em Angra 1:

• possibilidade de interligação das barras de emergência para Angra 1 (reserva de potência dos grupos diesel 3 e 4)

- em Angra 2:

• alimentação dos consumidores do Sistema de Alimentação de Emergência 2 pelo Sistema de Alimentação de Emergência 1 (em fase de projeto);

- em Angra 1 e Angra 2:

• possibilidade de interligação dos Sistemas de Alimentação de Emergência das duas usinas;

• instalação de meios fixos (cabos e conexões) para possibilitar maiores alternativas de utilização dos 16 Grupos Diesel da Central (com Angra 3);

• proteções adicionais para fenômenos climáticos além das bases de projeto.

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Dimensionamento da 4ª Fonte (CNAAA)

- reduzir vulnerabilidades das usinas a perda total de alimentação externa e falha de grupos diesel de emergência em testes em serviço;

-sem requisitos de operação após terremoto;

- possibilidade de alimentação de pelo menos uma Bomba de Refrigeração do Reator de cada unidade (20MW totais), bombas do Ciclo Água Vapor (7MW totais) e outros consumidores essenciais nas três usinas (1MW);

- considerada inicialmente a potência mínima de 30MW (em revisão, com cálculos elétricos preliminares que consideram apenas Angra 1 e 2, já apontando para potência superior a 30MW);

- alternativas em estudo: PCH e Turbina a Gás

- instalação da PCH nas bacias dos rios Mambucaba ou Bracuhy(estudos da ENERCONSULT em andamento);

- turbina a gás instalada fixa no site.

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Alternativas de Suprimento de Água

- reforma do sistema de adução e tratamento existente (tubulações em polietileno de alta densidade enterradas);

- estudo da viabilidade de utilização de outros mananciais;

- estudo de equipamentos móveis para bombeamento.

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Acessos Alternativos à Usina (em estudo)

PROJETOS DE CAIS DE EMBARQUE E DESEMBARQUE

PRAIA VERMELHA

PRAIA BRAVA

PRAIA VERMELHAPRAIA VERMELHA

PRAIA BRAVAPRAIA BRAVA

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FRADE

MAMBUCABA

MAMBUCABAMAMBUCABA

PROJETOS DE

CAIS DE EMBARQUE E

DESEMBARQUE

Acessos Alternativos à Usina (em estudo)

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Resumo Comparativo Fukushima x Angra

Condição Acidente de Fukushima Condição das Usinas da CNAAA

Terremoto8,9 na Escala Richter a 140km da Central (projeto provavelmente para 0,3g de aceleração horizontal

7,0 na Escala Richter a 90km da Central(projeto para 0,1g de aceleração horizontal)

Movimentos de Mar tsunami 10m (ou 14m?) de alturaondas de até 4m (condições tectônicas excluem

tsunami)

Tecnologia dos Reatores BWRPWR

(melhores condições de resfriamento no curto prazo, maior capacidade de contenção)

Suprimento de Energia Elétrica Externo

rede externa destruida pelo evento rede externa não projetada para sismos

Suprimento Elétrico de Emergência

não disponível, em função do impacto do tsunami sobre estruturas, sistemas e equipamentos

Grupos Diesel com níveis maiores de redundância, segregados fisicamente, instalados em estruturas

sísmicas e protegidas de marés e flooding

Suprimento de Águanão disponível, em função do impacto do tsunami

sobre estruturas, sistemas e equipamentos

um único sistema de adução, com reservatório em encosta (relevante apenas no caso de perda do circuito de refrigeração pela água do mar)

Meios de Acesso ao Siteextremamente dificultado, em função dos efeitos

do eventoestradas e encostas fora da Central não

projetadas para sismo

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Resumo Comparativo Fukushima x Angra

Angra 2

Angra 1

Angra 3

Obrigado pela atenção

www.eletronuclear.gov.br

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