INSTITUTO DE PESQUISAS ENERGÉTICAS E NUCLEARES SECRETARIA DA INDUSTRIA, COMÉRCIO. CIÊNCIA E TECNOLOGIA

AUTARQUIA ASSOCIADA À UNIVERSIDADE DE SAO PAULO

PREVISÃO ÛA DEMANDA DE TRANSPORTE DE MATERIAIS RADIOATIVOS PARA O PROGRAMA NUCLEAR BRASILEIRO E OS

ASPECTOS DE SEGURANÇA

NELSON LEON MELDONIAN

Dissertação apresentada ao instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares como parte dos requisitos para obtsnção do grau de "Adestre na Area de Reatores Nucleares de Pctònoia e Tecnologia do Oombustívei Nuclear"

Orientador Or Rolierto Yoshiyuti Hukai

Sãa Paulo 1979

I N S T I T U T O DE PESQUISAS ENERGÉTICAS E N U C L E A R E S

Secretoria da Industrio, Comercio, Ciencia e Tecnologio

Autarquía associado a Universidode de Sõo Poulo

PREVISÃO DA DEMANDA DE TRANSPORTE DE MATERIAIS RADIOATIVOS PARA O PROGRAMA NUCLEAR BRASILEIRO E OS ASPECTOS DE SEGURANÇA

Nelson Leon Meldonion

Dissertação apresentado oo Instituto de

Pesquisas Energéticos s Nucleorss cg

mo porte dos requisitos poro obtenpOo

do grau de iMestre" no Área de Reo

tores Nucleares de Potencio e Tecno

logia do Combustível Nuclear

Orientador Dc ROBERTO YOSHIYUTI HUKAI

SAO PAULO

1979

( N S T i T u i o r e P E S O U ^ A C , F N J F R C . E - ^ I C S E N U C L E A R E S

I P E N

/ l o s r/ipus PUTj keqham e Arahalous

A mtnha e'^posa Magda

A iiinha irnn ''>u¿ana

Dedzaamos 09 n o ^ s p " aqvadeazmentos ao Profes

sor Dr Roberto Yo'íhii/utt llukai , pela orientação, p3t-ímulo e

arm zade dt •?pen"ada'^ no tran correr de"} a pesquisa

Ao^ Profe^^orc^ Dr Rui Rtbetro Franco, Dr

Gtan Marta A A Sordt, Dr Chzhtro KtPuahz, Dr Wzllvem J

Oosterkamp pelas "uqestoe'i e en'^i namentos dispensados

Ao'^ Coleqa Alerandre Alberto doa Anjo'JjGra

atete Pedro Stmões, Cyro Tettt Inokthara, hrnesto Osvaldo Ve_

nezta, Fuqêmo da i'otta Stnger de^te Inbtttuto, pela colabo­

ração e pela'? ^uqatoes prestada no decorrer desse trabalho

Ao Pessoal da Btbltoteca, em espeatal ao Sr

Lutz Attlto Vtcenttm, '5rta liclena Yo^-hte Kawagucht, Srta

Marlene imte Atbe e 1 Srta Thieln Aborda pela elaborarão da'3

rpfcrcnci7'^ o colaboração na pc qui a hibltoqrãftca

Ao Departamento Nac tonai de F trada'' de Ro -

dagem - 8^ Dtstrtto ^odovtãrto federal (DNER), pelo auxilto

no levantamento de dados sobre os actdentes rodovtártos

A Ferrovta Paulfta (PI PASA), pelo auxilio no

levantamento de dados sobre os aci dentes ferroviarios

A Srta Creusa '^íoretra Diniz pela coordenação

e elaboração dattlografiaa

Finalmente, ã todo^ qur direta ou indireta -

mente colaboraram ne^'sa pesquisa, o s nossos agradecimentos

c; i' n p I o

No cic]o do coíPbustível nuclear, são produzi_

dos os mais diversos materiais radioativos que devem ser

transportados de nodo a promover a integração das suas uni_

dades que compÕo o ciclo

Foram feitas considerações sobre as caracte­

rísticas de transporte destes materiais radioativos para

cada seguimento do ciclo baseadas na experiência adquirida

por diversos países e nas normas da Agência Internacional

dc Fnergia tônica

Foi feita u m provisão da demanda do transpor

te até o ano 2 010, para o Programa -Juclear Brasileiro no

tocante ã quintidado do materiais radioativos gerados em

cada seguiironto do ciclo c a ruantidode dc veículos ncccssá

n o s para loconorño desses iPitcriTi*"

M g u n is-no tr do scgunnr - i foram abordados

e, em particulai , a estimativa c'o rúmcro de acidentes para

os anos 2 000 c 2 010 ^"stinou-so a nrobabilidade dc aci -

dentes om rodovias o f orrovi a»- brasileiras em ronoaração

con as americans

r B T p A c T

In the nuclear fuel cycle, a lot of ra -

dioactive materials are produced Those radioactive mate­

rials must be transported in order to promote the integra­

tion of the fuel cycle units

Considerations about the transport charac

teristfcs of radioactive materia] were made for each sec­

tion of the fuel cycle These considerations were based on

the eypcrionco of several countries and m accordance with

the International Atomic Fnerqy T^goncy regulations

\ prediction of transport demands for the

Brazilian Nuclear Program until year 2 010 v/as made The

prediction refers mainly to the quantity of radioactive

material produced m each section of the cycle the quanti­

ty of vehicles needed for the transport of these materials

lèverai safety aspects were considered

specially, the accidents predictions for years 2 000 and

2 010 The accident probability m Pra^ilian railrods and

highways was compared with that of the U ^ /

í D I C b

pag

1 INTPODUÇÃO 1

1 1- Objetivos 3

1 2- Disposição do< Resultado"^ Aprosontados 4

1 3- Revisão Bibliográfica 5

2 IDrNTII ICAPÃO DOS nAILRIAlS IU\DT0ATTV0S PARA

TRANSPORTr 21

2 1 - 0 Ciclo do Combustível Nuclear 21

2 1 1 - Alternativa I Operação sem Reciclagem

do Urânio e do Plutonio 22

2 1 2 - Alternativa II Operação com a Reciclagem

do Urânio 23

2 1 3 - Alternativa III Operação com a Reciclagem

do Urânio e Plutonio 27

2 2- Descrição do Ciclo do Combustívo] do Peator

Tipo LUR 27

2 2 1- Mineração 29

2 2 2- Beneficiamento Ouímico do hmério do Urânio 30

2 2 3- Produção de Hexafluoreto de Urânio 33

2 2 4- Enriquecimento Isotópico do Urânio 37

2 2 5- Fabricação do Llemonto Combu-^tível 39

2 2 6- Irradiação no Reator 40

2 2 7- Reprocessamento do Combustível Irradiado 44

2 3- Tipos de ¡ 'ateríais Radioativos 50

2 3 1- Refeitos radioativos 52

2 3 1 1 - Rejeito Radioativo do Alta Atividade 54

2 3 1 2 - Rejeitos Radioativos Contaminados com

rlomentos Transurânicos 63

2 3 1 3 - Rejeito Radioativo de Paixa Atividade 67

Pag

2 3 1 4 - 0 Plutonio como ^ejeito 58

2 3 2 - 0 Armazenamento do Combustível Irradiado 70

3 TRANSPORTE DP MATERIAIS PADI0A1IV0S 73

3 1 - Tipos de Transporte 76

3 2 - Normas e Requisitos para o /-icondicionamento de

Materiais Radioativos 7 8

3 2 1- Requisitos para os Embalados contendo Mate­

riais Físseis 83

3 2 2 - Métodos de Lmpacotamento 07

3 3 - Aspectos de 'Segurança " 138

3 3 1 - Salvaguardas Contra Atos de Sabotagem 140

4 PREVISÃO DA DEMANDA DE TRANSPORTE 152

4 1 - Hipóteses e Parâmetros Adotados 153

4 2 - Obtenção dos "osultados 170

4 3 - Resultados Obtidos 173

5 AVALIAÇÃO DA SEGURANrA DO SISTEMA DF TRANSPORTE

NO BRASIL 190

5 1- Introdução 191

5 2 - 0 Transporte Ferroviário de Carga 196

5 3 - 0 Transporte Rodoviário de Carga 202

5 4 - Estatística dos Acidentes de Transporte 207

5 4 1 - Estatística de Acidentes para Veículos Po-

doviãrios 209

6 CONCLUSÕES E SUGFSTÕFS 22 3

6 1 - Conclusões 223

6 2 - Sugestões para Futuros Trabalhos 231

7\PrNDICE A - TABELAS 233

Paq

APÉNDICE B - AÍÍALISE D E CPITfRIOS 1 1 USO OU

PROPOSTOS PARA CLASSIFICArAO D F

REJEITOS RADIOATIVOS 2 41

B 1- Estado Atual da Classificação do Rejeito

Radioativo 2 4 2

B 1 1- Rejeito Sólido 2 4 3

B 1 2 - Rejeito Líquido 2 4 4

B 1 3- Rejeito Gasoso 2 4 6

B 2- Classificações Propostas 2 4 6

B 2 1 1- Rejeitos Líquidos e Gasosos 2 4 8

B 2 1 2- Rejeitos Sólidos 2 4 9

P 2 2 - Classificação Proposta pela "USASI" 2 5 1

P 2 3- Classificação Proposta pela Aqência Inter­

nacional de Fnerqia Atômica 2 5 3

P 2 3 1- Rejeitos Sólidos 2 5 4

P 2 3 2- Rejeitos Líquidos 2 5 6

B 2 3 3- Rejeitos Casosos 2 5 7

B 2 4- Classificação Proposta por Gera com Base

em Termos Correntes 2 5 8

B 2 4 1- Rejeitos de Alta Atividade 2 59

P 2 4 2 - Pejeitos de Baixa Atividade 2 6 0

E 2 4 3- Rejeitos Emissores a 2 6 0

B 2 4 4- Rejeitos Devidos ao "Desencam.isamento"

dos I lementos Combustível^" 2 6 1

B 2 4 5- Rejeitos de Nível Intormodiãrio 2 6 1

P 3- A Classificação Adotada Neste Lrabalho 2 6 2

A P C N D I C E C - ?1o(c]os de Relatórios dc ''Ncidentes

Rodoviários e Forroviários 264

R E F F R C N C I A S piPLiorp / r i C A S 2 7 1

LISTAS DAS riGUR/vS F TAPÓLAS

Pag

riG 2 1- Alternativa I- Cxclo do Combustível Nuclear

sem Reciclagem do Urânio e de Plutonio 24

riG 2 2- Alternativa II- Ciclo do Combustível Nuclear

com 1 cciclagcm do Urânio ?6

riG 2 3- Alternativa III- Ca cio do Combustível Nu -

clear com Reciclagem do brânio e Plutonio 28

riG 2 4- Fstágio de um Processo típico empregado em

Unidade de Beneficiamento químico do Miné-'

n o de Urânio 32

FIG 2-5- Processo I- Processo de Ilidrofluoração em­

pregado para a Conversão do concentrado de

Urânio era Hexafluoreto de Urânio 34

FIG 2 6- Processo II- empregado para a conversão do

concentrado de Urânio em Hexafluoreto de

Urânio 35

FIG 2 7- rtapas de Tratamento do Combustível Irra­

diado 46

FIG 2 8- Alternativas para as Operações Preliminares

na Unidade dc Reprocessamr nto 47

FIO 9 9- Fsquema de um Processo lípico dc Fxtração

utilizado para Purificar o U o o Pu 51

FIG 2 10- Lstãgio de Tratamento do Rejeito de Alta

Atividade S5

FIG 2 11- Processo de ""olidificnrão dc Rejeito LÍqu_i

do de alta atividade 58

FIG 2 12- Sistema de Pemocão de Cilor do Tanque de

Fstocaqcn Provisória dos Pccepiontes con­

tendo PejG3to Radioativo dc Alta Atividade 62

1AB 3 1- Lini to do Conteúdo para o r-nh-alado Tipo A 82

FIG 3 1- í^tcipiontc para o iransporte de Elementos

Combustíveis não Irradiados 93

TAB 3 2- Radioatividade Total do Combustível Irradia­

do (Cl) 9 6

i N f e t l T U l O O E P E S O U í R i Ê - I C S í N U C L E A R E S

I P E N _ _ _ _ _

Paq

TAB 3 3- Quantidade Total dc Calor Gerado no Con

bustível Irradiado (latts)

FIG 3 2- Casco para o Transporte dc rlomentos

Combustíveis Irradiados

FIG 3 3- Vaqão Plataforma acoplado para o Trans­

porte de Cascos contendo Flomontos Com­

bustíveis Irradiados

TAB 3 4- Cascos para Combustíveis Irradiados

FIG 3 4- Recipiente Cilíndrico Típico para o

Acondicionamento de Pejcito Padioativo

de Alta Atividade

FIG 3 5 - Corte Longitudinal e Transversal de um

Projeto Conceptual de um Casco contendo

Recipientes para os Rejeitos de Alta Ati_

vidade

TAB 3 5- Principais Fmbalagens Tipo P que podem

ser usadas no Transporte do Material de

Desencamisamento

TAB 3 6-

FTG 3 6-

Propriedade dos Isótopos do Pu e 241 Am

Enbalaqem "fin" para o Transporto de Urâ

nio ou Plutónio ^'otálico

FIG 3 7- Vaso de Pressão com Pccipientes conten­

do FUO2 en Põ

FIG 3 8- Recipiente Protetor contendo um Vaso

de Pressão utilizado no Transporte de

Plutonio

FIG 3 9- Recipiente Típico para o Transporte do

Kr

FIG 3 10- Sistema Generalizado de Comunicação

FIG 3 11- Sistema de Comunicação utili7ando Rádio

con Freqüência Altas

FIG 4 1- Previsão da Capacidade Nuclear a ser In£

talada no Brasil até o ano 2 000 (Fonte

NUCLLBPJ^S)

98

101

102

103

111

113

122

126

128

130

131

137

149

151

156

Pag

TAB 4 1- Relação entre o Número do Reatores e a

Capacidade Nuclear a ser Instalada 157

riG 4 2- Previsão da Capacidade Nuclear a ser

Instalada no Brasil até o ano 2010 ,

segundo as Hipóteses e Parâmetros ado­

tados 159

TAB 4 2- Características da Usina Nuclear 160

TAB 4 3- Requisitos do Ciclo do Combustível 160

TAB 4 4- Constantes para o Pojeito Gerado nas

Unidades do Ciclo do Combustível 162

FIG 4 3- íúmoro de Veículos Ilocossários para o

Transporto do Concentrado dc Urânio 176

FIG 4 4- Número de Veículos Necessários para o

Transporte do UF^ Natural 177

FIG 4 5- Número de Veículos Necessários para o

iransporte do UF^ Tnriquecido 178

FIG 4 6- Número de Veículos Necessários para o

Transporte dos Conjuntos dos I lemontos

Combustíveis Fabricados 179

FIG 4 7- Múnoro ""o 'cíenlo N co ñrios para o

Transporte do Rejeito Gerado na Unida­

de de Conversão em UF ^ pelo Processo a

« oco 180

FIG 4 8- Número do Veículos docessarios para o

Transporte do Rejeito gerado na Unidade

de Conversão era UF^ f:>elo Processo Cmido 181

FIG 4 9- Número de Veículos rccc-sários para o

Transporte do Pejeit-^ Gerado na Unidade

do ]nnquocimento loOtópjco 182

FIG 4 10- Número de Veículos Necessários para o

Transporte do Rejeito Gorado na Unidade

de Fabricação dos riom.ontos Combustíveis 183

Pag

FIG 4 11- iNiúmoro cie Cascos Necessários para o

Transporte dos Conjuntos de Flemen-

tos Combustíveis Irradiados 184

FIG 4 12- Número de Veículos Rodoviários ou

Ferroviários Necessários para o Tran£

porte do Rejeito Gerado na Central Nu

clear 185

FIG 4 13- '"íúmero dc Veículos Necessários para o

Transporte do Pojeito de Paixa Ativi­

dade Gerado na Unidade de Reprocessa­

mento 186

FIG 4 14- Número de Cascos Necessários para o

Transporte do Rejeito de Alta Ativi­

dade Gerado na Unidade de Reprocessa

mento 187

FIG 4 15- Número de Cascos Necessários para o

Transporte do Pejeito Contaminado com

Elementos Transurânicos, gerado na Uni

dade de Reprocessamento 188

FIG 4 16- Número de Recipientes Necessários pa­

ra o Transporte do Plutonio Gerado 189

TAP 5 1 - Evolução do Trâfeno de Plercadorias no

Brasil (em bilhões de toneladas-quilô

netro) 193

1AB 5 2 - Composição da Malha Forrova Úria Prasi_

leira Distribuído soijundo Princi -

piis Ferrovias 196

TAB 5 3- Situação Financeira das Ferrovias Bra

silciris 198

TAB 5 4- Distribuição Internoda] dos Transpor­

tes para os Principai'=' Países 2 0 0

lAB 5 5- Evolução da Fede Rodoviária nacional

(en 1 n) 2 0 2

TAB 5 6- Compararão entre Países di ""jp Qs

vimentadas 20 3

Pag

TAB 5 7- Volumo '^édio Diário (1978) de Cate­

gorias de Veículos Trafegando na

Rodovia Presidente Dutra 212

TAB 5 8- Acidentes na Rodovia Presidente Du

tra (trecho paulista) 1978 213

TAB 5 9- Acidentes Envolvendo Veículos de

Carga na Dutra e suas Conseqüências 214

TAB 5 10- Wúmero de Acidentes com Veículos de

Carga por Dia da Semana no Irecho

Paulista da Via Presidente Dutra 215

TAB 5 11- Probabilidade de Acidente por Veí­

culo km \ 216

TAB 5 12- Classificação das Vias da rPPASA 217

lAB 5 13- lalha Ferroviaria da riPASA, Dis -

tribuida Segundo Cateciorias 218

TAB 5 14- Acidentes com Trens dc Caraa nas

7 Regiões 219

TAB 6 1 - Estimativa do Número de Acidentes Podoviârios e Ferroviários nos anos

2000 e 2 010 228

TAB 6 2- Llúmero de Acidentes anuais de extre­

ma Severidade nos anos 2 000 e 2 010 229

A 1 - Número de Veículos Necessários para o

Transporte do U^O^^ 2 3 4

A 2- Número de Veículos Necessários para o

Transporte do UF^ de Urânio natural 234

A 3- Número de Veículos Necessários para o

Trans¿)orte do UF-. de Urânio Enriquecido 235

A 4- Número de Veículos Ncccssárjos para o

Transporte dos Conjuntos de Elementos

Combustíveis Fabricado"^ 23 5

pag

A 5 - Múraero de Veículos Necessários para o

Transporte do Rejeito Produzido na Uni

dade de Conversão a UF^ por Via Seca

(Processo "Dry")

A 6- Número de Veículos Necessários para o

Transporte do Rejeito Gerado na Unida­

de de Conversão a UFg por Via Omida

(Processo "VJet")

A 7- Número de Veículos Necessários para o

Transporte do Rejeito Gerado na Unidade

de Enriquecimento Isotópico

A 8- Número de Veículos Necessários para o

Transporte do Rejeito Gerado na Unidade

dc Fabricação dos Elementos Combustíveis

A 9- Número de Cascos Necessários para o Tran£

porte dos Conjuntos de Elementos Combus -

tíveis Irradiados

236

236

237

237

238

A 10- Número de Veículos Rodoviários ou Ferro­

viários necessários para o 'Iransporte de

Rejeitos Gerado na Usina Nuclear 238

A 11- LNjúmcro dc Veículo"-- Mcccssário'" pára o

transporto do Pejeito de Paixa Ativida­

de Gerado no Peprocessamento 239

A 12- Número de Casco"^ Necessários pari o Trans^

porte do Rojcito de 1 La Ztividade Gerado

no Peprocessamento 239

A 13- LNÍÚmoro tic Cascc^- Necessário pira o Irans

porte do Iejeito Contarinioo com Elementos

Tiansurânicos Gerado na Umcade dr Rcpro -

cessamento 240

A 14- Núnero de Recipientes necessário-^ para o

Transporte do Plutonio Gerado 240

I B i l T U O LL PtSOU I P E N

R E IC o E N U C L E A R E S

Pag

B 1- Classificação do Rejeito Padioativo Solido 243

FIG B 1- Classificação do Rejeito Radioativo

líquido em Diversos Países ?44

B 2- Gamas dc Atividades para o Rejeito Radioativo

Líquido 246

B 3- Categorias dos l^ejeitos Líc[uidos e Gasosos 247

B 4- Categorias dos Rejeitos '"olidos com Paso na

Atividade e Pleia-Vida 249

B 5- Categorias do Trejeito Solido de Acordo com

os índices de Radiação 250

E 6- Valor do Coeficiente K de Acordo com a Sec-

ção do Pejeito ou Embalagem 250

P 7- Classificação dos Rejeitos , segundo a

"USASI" 251

B 8- Categorias para o Pejeito Sõlido 256

' 9- Categorias para o Rejeito I íquK^o 257

B 10- Categorias para o Rejeito Ga'-osn 258

1 INTRODUÇÃO

Com a persoectiva de exaustão dos recursos hídricos na

Região Sudeste, a mais industrializada do País, e a inexis

tência nesta Região de outras fontes de energia disponl

veis para geração de eletricidade a médio prazo, o Governo

formulou um Programa Nuclear Prasilciro, como mcio de sus­

tentação do programa de desenvolvimento econômico do País

A energia nuclear viria, deste modo, a complementar termi­

camente, as nossas necessidades eneraêticas como usinas de

base

A operação d o ciclo do corljustível nuclear , associado

às usma-^ í t o n o - c létricas , produ? resíduos radioativos ,que

cevem ror ilvo^ d c uma admmi - trarão especial, onde m -

cluon-SG o seu tratamento, transporte e armazenamento,

além dos -ispocto"^ ambientais

O transporte de rateríais radioitivos forma, deste mo­

do, um importante olo na indú<^tria nuclear, cxarrindo uma

solução para os sous problemas para viabilizar a indústria

nuclear em geral

O transporte d e materiais radioativos, embora represen

sente, aproximadamente , a p o n T - 1* a 3% do custo do ciclo

do combu tívol nuclear, a m d n a ' ^ i m , o> i go a existencia de

uma mfraostrutura e mvestimontc dr capital considera

veis Por exemplo , dado o Programa Nuclear Prasileiro ,

no ano 2010, espera-se uma demanda de 15 000 veículos es

pecialnente devotados para o transporte de materiais ra -

dioativos e uma infraestrutura associada cujos investi -

mentes totais devem superar U$100 milhões de dólares

Neste trabalho, procuramos determinar vários pontos -

que devem ser abordados com a implementação de uma infra

estrutura para o transporte de materiais radioativos Uma

analogia foi feita com o transporte de carga no Erasil, en

volvendo principalmente os materiais perigosos

A previsão da demanda de transporte apoiou-se no cál­

culo preliminar dos volumes de resíduos gerados em todo o

ciclo do com}:>ustível e do material combustível necessário

para manter em operação as usinas nucleares A previsão -

foi foita até o ano 2004 baseado no Programa Nuclenr 'bra­

sileiro conforme traçado pela Nuclcbrás e, deste ponto até

o ano 2010, considerando-se uma taxa de crescimento igual

a 8% ao ano sobre a capacidade nuclear instalada

Para obter-se a probabilidade de ocorrência de um ac_i

dente rodoviário ou ferroviário, e segundo sua gravidade ,

recorremos aos arquivos do Departamento Nacional de Psl ra­

das do Rodagem (DNLR) e da Pcrrovia Paulista S/A (PEPA'A),

respectivamente Nestas instituiçõe'^ , consultando os re­

latórios finais, processos e boletins de ocorrência dos

acidentes envolvendo veículos de carga no ano do 1978, no-

veis Por exemplo , dado o Programa Nuclear Prasileiro ,

no ano 2010, espera-se uma demanda de 15 000 veículos es

pecialnente devotados para o transporte de materiais ra -

dioativos e uma infraestrutura associada cujos investi -

mentes totais devem superar U$100 milhões de dólares

Neste trabalho, procuramos determinar vários pontos -

que devem ser abordados com a implementação de uma infra

estrutura para o transporte de materiais radioativos Uma

analogia foi feita com o transporte de carga no Erasil, en

volvendo principalmente os materiais perigosos

A previsão da demanda de transporte apoiou-se no cál­

culo preliminar dos volumes de resíduos gerados em todo o

ciclo do com}:>ustível e do material combustível necessário

para manter em operação as usinas nucleares A previsão -

foi foita até o ano 2004 baseado no Programa Nuclenr 'bra­

sileiro conforme traçado pela Nuclcbrás e, deste ponto até

o ano 2010, considerando-se uma taxa de crescimento igual

a 8% ao ano sobre a capacidade nuclear instalada

Para obter-se a probabilidade de ocorrência de um ac_i

dente rodoviário ou ferroviário, e segundo sua gravidade ,

recorremos aos arquivos do Departamento Nacional de Psl ra­

das do Rodagem (DNLR) e da Ferrovia Paulista S/A (FEPA'A),

respectivamente Nestas instituiçõe'^ , consultando os re­

latórios finais, processos e boletins de ocorrência dos

acidentes envolvendo veículos de carga no ano do 1978, no-

tamos um quadro que nos dá uma nocao do que ocorre nas ro

dovias e ferrovias brasileiras

A previsão da demanda de transporte associada a estes

aspectos do transporte de carqa abordados devem servir ,

acreditamos nós, como ponto de partida para estudo mais

amplos no campo da administração dos materiais radioativos,

principalmente no que tange a sua movimentação

1 1- Objetivos

Na elaboração deste trabalho, tivemos como meta dois

objetivos principais a previsão da demanda de transporte

e a avaliação da segurança do sistema de transporte no Bra

sil

A previsão da demanda de transporte nos dá condição -

de dimensionar o sistema em suas reais necessidades, além

de fornecer subsídios para a elaborarão de um programa de£

tinado a prever a capacidade ""os repositórios finais dos

materiais radioativos

A nvili-ição da segurança do sjstema de transporte no

Brasil, que entre outros aspectos envolve a probabilidade

da ocorrência de um acidente, possibilita a organização -

de uma m^ra-cstrutura dcstjmda a apoiar o transporte de

materiais radioativos no que concerne ã prevenção desses

acidentes

1 2 - Disposição dos Resultados Apresentados

A previsão da demanda de transporte está apresentada -

no Capitulo 4 , na forma de 1 4 gráficos, com as respectivas

Tabelas apresentadas no Apêndice A

A avaliação da segurança do sistema de transporte no

Brasil está no Capítulo 5, contendo diversas tabelas, grá­

ficos e relações ilustrativas

O Capítulo 2 aborda temas fundamentais como as opções

de operação do ciclo do combustível, a identificação das

fontes produtoras de rejeito com a determinação de algumas

características, e processos de tratamento

No Capítulo 3 encontramos tópicos sobre a regulamenta

ção do transporto, limites de atividade para os embala -

dos, a caracterização de sistemas e tipos de embalagens

desenvolvidas em outros países que poderão ser utilizados

no Brasil

A revisão bibliográfica acha-se na secção seguinte,

proporcionando uma noção do que foi feito atê os nossos -

dias e o que se espera obter nos próximos anos.

O Apêndice B apresenta uma análise de critéiios em

uso ou propostos cara a classilicação de refeitos radioa­

tivos, alem daquela por nós adotada neste trabalho

O Apêndice C nos mostra alguns modelos de relatórios

mensais, relatórios í m a i s de acidentes, telegramas de np

tilicação e boletins de ocorrência.

Finalmente, o Capítulo 7 apresenta a bibliograíia

consultada.

1 . 5 - Revisão Bibliográfica

Ao iniciarmos a pesquisa sobro os aspectos de transpor

te de materiais radioativos, levamos em consideração também,

os trabalhos que abordam o tiatamento e armazenamento do -

rejeito nucleai. Assim procedendo, notamos que, eraoora a

Agência Internacional de Energia Atômica tenha patroatnado

anenas duas conferências internacionais específicas sobre

esta matéria, encontramos m n n do de/ pub]icaçõe^ por

ela financiadas, versando sotare assuntos correlatos, de

onde pudemos tirar muitas informações

Além desses trabalhos, encontramos aquele^* patrocina

dos pela então Comissão de Pnergia Atômica Americana

(USAEC) com a cooperação da "Sandia Corporation" e " Union

Carbide Corporation, Nuclear División que embora não te

nham sido os únicos, tornaram-se, sem dúvida, do maior im­

portância para o desenvolvimento das pesquisas na área do

transporte de materiais radioativos

Além das conferências internacionais, devemos somar

um grande número de relatórios elaborados nos diversos cen

tros de pesquisa em todo mundo que, sem dúvida, torna o

assunto rico em informações disponíveis

O nosso intento, nesta revisão, ao examinar a litera -

tura em disponibilidade, foi o de delinear a tendência se­

guida nos trabalhos apresentados nas principais conferên -

cias internacionais

Fsta mesma situaç-ão não foi encontrada, quando nos di£

pusemos a pesquisar eventuais trabalhos que tratassem do

transporte de carqa no Brasil, tornando-se necessário re -

corrermos ao material publicado pelo ílmistério dos Tran£

portes por meio do "Jornal dos Transportes", bem como de

alguns relatórios emitidos pela Rede Ferroviária Federal ,

Ferrovia Paulista e também pelo Departamento Nacional de

Estradas de Rodagem, que, a bom da verdade, demonstra cia

ramente a escassez observada

Com o mício do programa de energia nuclear nos Esta

dos Unidos, em 1942, constatou-se que a liberação m d i s -

criminada dos sub-produtos radioativos no meio ambiente -

poderia trazer efeitos desastrosos para o homem Como con

sequência, resolveu-se adotar uma política abrangente em

relação ao gerenciamento dos materiais radioativos

Um fator que ajudou a formar uma consciência em tor­

no da necessidade de se formular normas que governassem o

acondicionamento , estocagem e transportes de materiais -

radioativos foi a constatarão dos danos que o transporte -

inprópra o de produtos radioativos rom fmaliaades medicas

estava causando aos materiais fotográficos Assim, em

1946, tratou-se do rounir diversos grupos interessados pa

ra a elaborarão das normas auo diziam respeito a class tf i

cação e ao acondicionamento dos materiais radioativos/ 32/

Na década de 50, praticamente todo o transporte de

material radioativo era baseado nestas normas da Comissão -

de Comércio Interestadual (ICC- Interstate Commerce Commis­

sion) , dos Estados Unidos da América, que, com o aumento -

do número de veículos era movimento c consequente aumento de

acidentes, começou a se mostrar ineficiente

En 19 57, com o registro dos acidentes ocorridos, pu­

blicou-se um relatório contendo uma descrição dos mesmos,

onde notam-se principalmente os acidentes com veículos -

transportando líquidos /105/

Neste mesmo ano, encontramos trabalhos que já inclu­

em tópicos que tratam de aspectos econômicos no transpor­

te de materiais radioativos, como uma forma de preparação

de um estudo nais amplo que teria como finalidade traçar

as diretrizeo para o manuseio do rejeito de alta ativida­

de Até então, as operações com o rejeito radioativo de

bai\a atividade apresentavam um rclitivo progresso, tanto

nos processos de redução de volume, quanto na avaliação

do custo de operação / 104/

Em 19 58, relacionando aspectos de segurança, com o

custo, Kl'JAPP / 58 /, apresentou em termos matemáticos a

seguinte igualdade Custo total = existo de transporte +

custo do contingência onde o custo de contigência é igual

a probabilidade de un incidente vezes o custo médio do

um incidente

Revelando a preocupação dos pesquisadores da época ,

DATIE / 5 / er seu estudo, também versou sobre segurança ,

chegando a conclusão que deveriam sor feitas análises so -

bro as consequências potenciais de uma liberação de mate -

n a l radioativo durante o transporte, bem como a adoção

de projetos de cascos que coJjrisson detalhes no manuseio

t ^ S T I T U G L t P F ^ Q U R E IC S E N U C L E A R E S

I P E N

em segurança de maneira mais específica que as apresenta

das pela "ICC" Como recomendação final, aconselhou a re­

gulamentação no uso de escolta, como resultado das análi­

ses de risco

Ainda no fanal da década de 50, com aproximadamente

3

7 100 n de rejeito de alta atividade armazenado em tan­

ques subterrâneos, os Fstados Unidos tinham desenvolvido -

uma certa tecnologia neste setor, como podemos observar

no trabalho apresentado por P I L K E Y , P L A T T e ROHPJIANN /74 /

Porém, até então, não haviam tomado nenhuma decisão defi­

nitiva quanto ao transporto e disposição final, pelo sim -

pies fato de não possuírem informações e tecnologia segura

para tal

Por apresentar menor dificuldade no seu manuseio, o

rejeito de baixa atividade, incluindo sólidos combustíveis,

materiais irradiidos no reator e líquidos solidificado- ,

não necessitou de desenvolvimento de embalagens sofistica­

das, sendo acondicionado en tambores de aço ou mesmo adi­

cionado ao cimento, formando blocos de concreto Vários au

tores apresentaram , como solução, a disposição deste re -

jeito de baixa atividade no mar em profundidades superio­

res ã 1830 m Assim, temos o trabalho de S A D D I N G T O N E

TEI1PLFT0N 7 85 / o estudo de R O C E R S / 8 2 / e também de WAL-

D I C H U K / 106/ que acrescentou pesquisa sobre o desenvolvi­

mento e comportamento das embalaqens usadas, considerando

aspectos ligados ã fauna marinha

10

No m í C I O dos anos 60, os trabalhos apresentados, jâ

demonstravam uma clara tendência dos autores na dedicação

a detalhes de engenharia, como conseqüência da experiên -

cia adquirida no decênio anterior RODCFR / 8 1 / apresentou

um trabalho descrevendo inúmeros processos de tratamento -

para os rejeitos de alta e baixa atividade, fazendo tam­

bém uma estimativa do número de veículos que movimenta -

riam rejeitos radioativos nos Estados Unidos, nos anos de

1980 e 2000, além de calcular o custo médio de embalagens

grandes POMAROLA e SAVOUYAUD / 76 /, trataram da organiza­

ção e equipamentos para operações de transporte perigosos

ou especiais, descrevendo as técnicas necessárias para es­

tes casos

Em 1961, GLUECKAUE / 40 / resumiu as normas para -

transporte vigentes nos Estados Unidos e Inglaterra, comen

tando tambcm a situação em outros países Iste trabalho -

foi publicado pouco antes da divulgição das normas da Agên

cia Internacional de Energía Atômica (lAEA) , / 49 /, bem

como de trabalho^ complementares de alguns autores na área

de tratamento / 64 / ^ transporte / 33 /, também publica­

dos pela Agência

Neste mesmo ano, ADLER / 1 /, / 2 / apresentou

dois estudos , onde investigou meios para tornar a remoção

do calor devido ao decaimento radioativo mais eficiente era

embalagens para o transporte de Cobalto-60 Sem dúvida, es_

te trabalho nos deu uma idéia da importância da remoção -

11

do calor das embalagens de materiais radioativos, que den

tro desta década tornou-se objeto de prolongados estudos

As embalagens para o rejeito radioativo de alta ati­

vidade, passou a ser objeto de diversos trabalhos S/iN-

FORD / 86 /, fez algumas considerações e análises estru -

turáis sobre as forças estáticas necessárias para causar

danos sérios nas embalagens para o transporte dos elemen

tos combustíveis irradiados e soluções de produtos de fi£

são MORGAN, KNAPP e THOflPSON / 68 /, estudaram as possí­

veis conseqüências e custos de um acidente no transporte

de materiais radioativos de alta atividade

A m d a em voga, a disposição do rejeito radioativo de

baixa atividade no mar mereceu a atenção de muitos pesqui_

sadores como POHL^IANN e PICKFTT / 75/ que publicaram um

trabalho tendo em vista estabelecer requisitos de projoto

para as embalagens e fazendo recomendações para a fabrica

ção de estruturas de concreto reforçado para acondicionar

o rejeito radioativo e outros aspectos ligados a área

STRAUB também referiu-se a disposição no mar e es­

timou o custo no manuseio deste tipo de rejeito

Na metade dos anos 60, notamos o aumento de trabalhos

sobre o transporte de elementos combustíveis irradiados

SOUSSELIFR / 97/ estudou este assunto abordando problemas

de custo, sugerindo opções para a redução do mesmo BISHOP,

EGAN e ilARSIIALL / 8 / analisaram o desenvolvimento das

12

embalagens para os combustíveis irradiados na Inglaterra

salientando a importância da seleção de material de con£

trução , da verificação experimental dos cálculos de

blindagem e transferencia de calor, além dos problemas -

associados com a corrosão LANGIIAAR, AIKENS, RIGSTAD ,

WALCHLI e ZAIIN JR / 60/ elaboraram um estudo sobre o

projeto de cascos, levando em consideração as caracte -

rísticas do combustível, métodos de manuseio, requisitos

para condições normais de acidentes no transporte, e

mais um programa de testes MARCUS e ASYFE / 63 / relata­

ram a experiência com o transporte do combustível nuclear

irradiado no continente europeu, relacionando o custo

desta operação, com a localização das unidades de repro -

cessamento

Apesar dos regulamentos adotados em diversos países,

e dos regulamentos então publicados pela Agência Interna­

cional (1961 e 1964), notou-se o empenho dos pesquisado -

res em torná-las mais claras e abrangentes , principalmen

te no que se refere aos testes de impactos, testes térmi­

cos e critérjos de projeto que incluíam problemas de cri-

ticalidade, blindagem e remoção de calor

Era seu trabalho, APPLLTON e GERVANT / 3 / observa­

ram que na primeira edição dos regulamentos publicados pe

la Agência Internacional / 4 9 / foram encontradas defin_i

ções vagas e assim analisaram o desenvolvimento, a par -

tir desta, das normas adotadas nos testes na edição revi­

sada de 1967 / 50 /

13

Conparando os nétodos propostos pela Agencia para os

testes com fogo, SOUSSELIER / 98 / afirmou, após experiên­

cias com duas embalagens, que os testes com fogo em fornos

e a céu aberto produzem praticamente o mesmo resultado ,

tomando-se em consideração os efeitos como o do vento por

exemplo, com a diferença de que o primeiro método podo ser

padronizado com mais facilidade

No campo dos testes de impacto, CLARKF JR / 20 /obte­

ve algumas informações para o projeto de cascos, por meio

de experiências com modelos reduzidos Não só devido ao al

to custo dos cascos, estes modelos reduzidos tornam - se

vantajosos, mas também na fabricação e observação das de -

formações devidas ao impacto Embora, alguns autores não

aceitem a opinião de CLARKL (op cit ) este afirmou que as

informações obtidas com estes modelos reduzidos podcricim

servir para predizer as deformações melásticas devida

ao impacto de cascos de tamanho normal, com razoável pre­

cisão

As características do projeto do cascos, continuaram

a ser discutidos PETERSON /73 / abordou em seu trabalho ,

fatores econômicos e técnicos, analisando diferentes tipos

de cascos MALLETT / 62 / apresentou um trabalho, onde de£

tacou os testes a que são submetidas as embalagens para o

transporte de UFg, em Oak Ridge, demonstrando que as emba­

lagens para materiais radioativos não irradiados, também

mereciam atenção dos pesquisadores

14

Nos encontros internacionais, realizados na segunda

metade dos anos 60, observou-se ainda que os programas de

testes continuaram a receber muita atenção, juntamente

com os trabalhos que visavam desenvolver os cascos para

o transporte dos elementos combustíveis irradiados Por

outro lado, já não encontramos amiúde, trabalhos que ver­

sem sobre o acondicionamento e transporte dos rejeitos de

baixa atividade, pois esta técnica apresentava um razoá­

vel grau de desenvolvimento, proporcionando resultados sa

tisf atónos

Com diversos grupos trabalhando independentemente nos

Lstados Unidos, vários estudos foram apresentados, sob ãn

gulos diferentes Assim, ROGPRS / 83/ com a experiência -

acumulada na recepção o armazenamento de conjuntos de ele­

mentos combustíveis , teceu comentários a respeito do uso

de refrigerantes especiais e sua atividade, além de outros

aspectos que poderiam ser úteis na operação do sistema

Baseado nos inúmeros testes realizados com cascos de

diferentes características , SIIAPPFRT / 90 / organizou um

programa para desenvolver normis dc engenharia e um rotci_

ro para o projeto de cascos

O rápido desenvolvimento da indústria nuclear, mdica

va que novos estudos deveriam ser feitos em face de uma

nova situação, onde os principais problemas seriam a trans_

ferência de calor e a contenção em decorrência de potências

específicas, exposições e dimensões mais elevadas ,

15

S IITH / 95 / tratou deste assunto, analisando as raudanças

administrativas e de equipamento necessárias para uma devl^

da adautacão

Outro problema associado ao desenvolvimento da indús­

tria nuclear era o aumento da quantidade de rejeito, fazen

do-sc necessário o uso do Gmbalaqon& com grandes capacida­

des PFRSALL, MAJESKI e GEI-ÍMELL / 35 /, estudando as con -

sequências dos dados obtidos nos testes a que foram subme­

tidas as enbalagens de concreto, concluíram que não seria

possível obter uma aprovação, pelos resultados insatisfa­

tórios nos testos de perfuração A solução encontrada foi

a de adotar-se uma embalagem protetora exterior de aço,

que teria a cipacidado do passar por tais testes, aliándo­

se assim a- vantagens oferecidas po] a- embalagens do con -

creto como o baixo custo e dimensões adequadas, com a pro­

teção e possibilidade do reaproveitamento das enbalagens -

protetoras de aro

Mesmo com a publicação de uma nova edição dos regula

mentos para o transporte dos materiais radioativos (1967),

pela Agência Internacional /51 /, houve a necessidade de

mterpretar-se pontos que poderiam criar problemas , deste

modo, várias organizações européias sob os auspícios da

"EURATOM" estudaram tecendo comentários esclarecedores/ 31/

16

Os testes cora as embalagens assumiram tal Impor­

tancia, no inicio dos anos 70, que a Agencia Internacio­

nal resolveu patrocinar, pela primeira vez, um encontro

onde foi debatido o problema em todos os aspectos, como

uma forma de incentivo na troca de informações Observou-

se também que o transporte do combustível irradiado con­

tinuava tomando boa parte do tempo nos encontros interna

clonáis , por mcio de estudos que relatavcun a experiên -

cia adquirida e propunham a adoção de novas medidas no

projeto dos cascos

Surgiram, assim, com mais frequência, trabalhos

que abordavam o transporte de combu<-tíveis irradiados de

reatores não convencionais, o controle de qualidade na

fabricação dos cascos e o desenvolvimento das enbalagens

para nateriais radioativos não irradiados

Com o uso em larga escala dos tambores dc aço ,

como acondicionajnonto de material radioativos, tornou-se

necessário valer-se de embalagens protetoras para facilJL

tar o manuseio dos mesmos, principalmente en sistemas

que enpregavem diversos meios de transporte GABLIN /38/

apresentou um trabalho, onde analisou alguns aspectos de

projeto o tc^tc*^ dc duas cmbi] igons protetora'"

Um dos requisitos de segurança fundamentais era,

sem duvida, o desenvolvimento dc um programa do controle

dc qualidade e eficiente , como foi abordado por SIIORT/^3 /

em seu trabalho, onde admitindo a complexidade da confi

17

guração estrutural dos cascos, organizou uma série de

procedimentos com esta finalidade A falta de um controle

rígido em toda indústria nuclear, poderia levar a erros

graves com consequências desagradáveis DUNAWAY /26 / rela

tou uma série de irregualridades em carregamentos conten­

do U-235, que poderiam implicar em acidentes por critlca-

lidade BECKER / 6 /, também, apôs constatar duas irre -

gularidades no transporte de materiais radioativos, sa

lientou a necessidade de ter-se um maior controle admlni£

trativo sobre tais materiais SCHMIDT / 88 / chegou a mes

ma conclusão, quando verificou que um grande número de

embalados não estava sendo transportado de acordo com o

que os regulamentos dizem a respeito dos níveis de radia­

ção permissíveis

Con o aparecimento dos primeiror reatores experimcn -

tais, tipo HTGR e LMFBR, tornou-se necessário o estudo de

cascos especialmente projetados para o transporte dos seus

conjuntos de elementos combustíveis DAVIS / 23 / fez

uma análise do "FSV-1" que é um casco fabricado com a fi­

nalidade de transportar os elementos combustíveis de um

reator tipo HTGR, obedecendo os limites de peso impostos

pelos veículos rodoviários de carga SflAPPERT E IRVINF /56/

comentaram alguns aspectos conceituais de um casco para

o tr£insporte dc elementos combustíveis irradiados de um

reator tipo "LMEPR"

18

Na metade dos anos 70, entre os temas mais debati­

dos apareceram o da avaliação de riscos, e o transporte

de compostos de elementos transurânicos, acentuadamente -

do plutonio Naturalmente, com o aumento do número de uni_

dades nucleares no mundo, tivemos um acréscimo de carrega

mentos nucleares circulando pelas rodovias e ferrovias ,

provocando a curiosidade da opinião pública, notadamente,

em casos de acidentes que envolveriam tais veículos Fs -

te fato veio aumentar a quantidade de trabalhos que enfo­

cavam aspectos legais e de risco

Versando sobre segurança , GARRISON /39 / apresen­

tou alguns ítens, como sugestão aos responsáveis pelo

transporte dos materiais radioativos, para manter a efi -

ciência na operação do sistema RUSFLL / 84/ analisando -

um modelo para a avaliação do risco, chegou a conclusão

que muitos parâmetros estudados tinham uma faixa de varia

ção extensa , podendo, em consequência, levar-nos a come­

ter erros, quando mal estimados

O transporte do plutónio foi analisado sob diversos

ângulos por SOUSSELIER e RFDON /99 /, concluindo que era

justificável a tendência em levá-la a cabo na forma de

solido Avaliaram também as considerações feitas, nos regu

lamentos da Agência publicado em 1973 / 52 // para as emba

lagens que deviam transportar este Piaterial radioativo

19

Para remover o calor devido ao decaimento radioativo

dos materiais irradiados, varios refrigerantes foram pro

postos , cada qual possuindo vantagens e desvantagens -

conforme suas características IMPE, ROMBAUX, LICEPJ" ,

HEYLEN e DEBFURELAER / 48 / citaram os problemas encon -

trades no scvi uso e tcunbcm teceram comentários sobre o

USO de sais cono meio de transferência de calor (HTS

Ileat Transfer Salts)

Na segunda metade deste decênio, acentuou-se a nece£

sidade de estudar os problemas ligados ã segurança , os

aspectos ambientais do transporte do nateriais radioati -

vos, como indicavam os investimentos feitos nos Estados -

Unidos que, segundo SISLEP / 94/, é da ordem de 2 a 3

mjlhões de dõlaies anuais

Tmtes de finalizar este Capítulo, devemos ainda apre

sentar algumas publicações, que foram de fundamental im -

portãncia no desenvolvimento do nosso trabalho, pela qua­

lidade e profundidade con que Foram tratados os assuntos

ligados ao transporte dos materiais radioativos e de car­

ga no Brasil são oles "Alternatives for Managing Was

tes from Reactors and Post-Pission Operations m the LNR

Fuel Cycle (ERDA-76-43, UC 70) / 29 /, "Environmental Sur

voy of the Reprocessing and Vlaste Management Portions of

the LUP Fuel Cicle" (Nurog-0116) /69 /, "A Evolução dos

^ Transportes de Carga no Brasil" / 4 / e "Estudo do Trans-r

porte Rodoviário de Carga no Brasil " / 15/ Os dois últi >

20

mos constituem-se, sem dúvida, em verdadeiras exceções

positivas na literatura dedicada aos problemas de trans

porte no Brasil

21

2 IDENTIFICAÇÃO DOS MATERIAIS RADIOATIVOS PARA TRANSPORTE

2 1 - 0 Ciclo do Combustível Nuclear

Existem cinco principais alternativas do ciclo do com

bustível nuclear uma considerando a operação do ciclo do

combustível sem reciclagem (Alternativa I ) , uma consideran

do a operação do ciclo do combustível com a reciclagem do

urânio (Alternativa II), uma considerando o ciclo do com -

bustível nuclear com a reciclagem do Urânio e do Plutonio

(Alternativa III), e mais duas alternativas que se constl

tuem em variações destas formas básicas.

O ciclo do combustível do reator de potência do tipo

LWR pode ser operado de modo a recuperar o Urânio e o Plu­

tonio do combustível irradiado, materiais estes que pode -

rão ser cmpicí^ado^ em novos elementos combustíveis e reci­

clados para os reatores nucleares

A tecnologia usada, bem como o material empregado irão

influenciar a quantidade e o tipo de rejeito gerado Deve

ser levado em consideração o tempo de resfriamento do com -

bustível irradiado, fator este intimamente ligado a proble­

mas logísticos, que também influirá na quantidade e ativi -

dade do rejeito gerado Assim, para a quantificação dos

rejeitos, ê de fundamental impoitância definir perfeitamen

te a forma com que serão operadas as unidades do ciclo do

combustível, deixando claro os processos utilizados e os

22

seus objetivos

2 1 1 - Alternativa I Operação sem Reciclaqem do Urânio e

do Plutonio

Basicamente para o caso de adotarmos a alternativa

I, primeiramente, podemos obter o urânio, das minas a céu

aberto e das minas subterrâneas O minério de Urânio é

então, transferido para as unidades de Beneficiamento Quí

mico, onde ê processado, obtendo-se como produto final o

concentrado de urânio ( "yellow cake") Na segunda etapa,

este concentrado de Urânio ê convertido em Hexafluoreto de

Urânio (UFg) na unidade de Conversão

O processo de enriquecimento consiste no aumento da

razão do isótopo físsil U-235 sobre U-238 em relação ã sua

razão natural que é de 0,711%, processo este levado a cabo

na unidade de Enriquecimento Isotópico O Hexafluoreto en­

riquecido é então convertido em UO2, na unidade de Fabrica

ção do Elemento Combustível O Dióxido de Urânio é peleti-

zado, sinLerizado e inserido em tubos de metais de ligas -

especiais, de modo a formar os conjuntos de elementos com­

bustíveis

Os elementos combustíveis são levados para os reato

res nucleares de potência, onde produzirão energia, lâ per

manecendo até o ponto de tornarem-se ineficientes com res­

peito â economia neutrônica Assim, uma parte dos conjun -

tos de elementos combustíveis é retirado do reator, a cada

23

ano, e substituídos por novos Os elementos combustíveis

irradiados são inicialmente estocados em grandes tanques

situados próximos ao reator dada as altas taxas de gera­

ção de calor e radiação nuclear de decaimento

Como ultimo passo, temos o encapsulcunento destes

conjuntos de elementos irradiados, que pode ser feito no

local da estocagem provisoria ou mesmo no repositorio fi

nal A Figura 2 1 nos dá o esquema da Alternativa I

Sem dúvida alguma, o principal passo que envolve o

transporte de materiais radioativos, nesta alternativa -

adotada, ê aquele referente ao combustível irradiado, pa­

ra os locais de estocagem provisória ou para o repositõ -

rio final

2 1 2 - Alternativa II Operação com a Reciclagem do Urân-

nio

Podemos notar pela Figura 2 2, que as operações de

mineração, beneficiamento químico e conversão em hexafluo

reto de urânio são similares àquelas das Alternativa I ,

sendo que a principal diferença está no volume dos mate -

riais processados e rejeitos gerados Nota-se, também ,

que a unidade de enriquecimento isotópico recebe uma quan

tidade de hexafluoreto de urânio levemente enriquecido ,

recuperado na unidade de reprocessamento, em adição ao

hexafluoreto de urânio natural O UFg enriquecido e o

24

C O M B U S T Í V E L

4s USINA N U C L E A R

r i r n — 1

U M D / D E DE F A B R I C A Ç Ã O DOS

E L E M E N T O S C O M B U S T Í V E I S

A

UFg E>JRIQUECIDO

U N I D A D E DE E N R I Q L E C I M E N T O

A UFg N A T U R A L

U N I D A D E DE C O N V E R S Ã O DO U F ,

D

C O M B U S T Í V E L

d l R F / ' D I ADO_,

T A N Q U E S DE A R M A Z E N A M E N T O DO

C O M B U S T Í V E L IRRADIADO

C O M B U S T Í V E L

IRRADIADO

1¿

R E P O S I T O R I O F I N A L

LAVRA E BFNEFiriAMFNTO Q U Í M I C O DO M I N É R I O

FIGURA 2 1- Alternativa I - Ciclo do Combustível Nuclear sem reciclarfero do Urânio e de Plutonio

25

re-enriquecido, são então convertidos em e, finalmen­

te, enviados ã unidade de fabricação do elemento combustl^

vel, como no caso anterior

Estes elementos combustíveis ap5s serem irradiados,

ficarão estocados em tanques de modo que os isótopos de

meia-vida curta decaiam e haja uma redução na taxa de gera

ção de calor Após o resfriamento necessário, os conjun -

tos são transportados para a unidade de reprocessamento ,

onde se dará a recuperação do urânio residual levente en -

riquecido

Como reciclamos somente o urânio, neste caso, o plu

tônio será considerado rejeito e será transferido para o

repositório final em companhia dos elementos transurânicos

e do rejeito radioativo de alta atividade Naturalmente ,

todos os materiais deverão receber um tratamento adequado

de maneira que tenhamos um material estável, a fim de ser

enviado ao repositório final que neste caso é o passo fi -

nal

Os principais passos de transporte estão ligados ao

combustível irradiado (como na Alternativa I ) , rejeito de

alta atividade e ao rejeito contaminado com os elementos -

transurânicos, onde os dois últimos são característicos -

dos ciclos de combustível que operam unidades de reproces-

•

* samento

26

C O M B U S T Í V E L C O M B U S T Í V E L

I R R A D I A D O

USINA N U C L E A R

U N I D A D E DE F A B R I C A Ç Ã O DOS

E L E M E N T O S C O M B U S T Í V E I S

A

U N I D A D E DE

R E P R O C E S S A M E N T O

U F , E N R I Q U E C I D O D

E N R I Q U E C I M E N T O

A

URANIO NA FORMA DE

UFg R E C U P E R A D O

jj UFg N A T U R A L

U N I D A D E DE C O N V E R S Ã O

* A

LAVRA E B E N E F l C I A M E N T O

Q U Í M I C O DO M I N E R I O

P E J E I T O S R A D I O A T I V O

R E P O S I T O R I O FINAL

FIGURA 2 2- Alternativa II - Ciclo do Combustível Nuclear com

reciclaqem do Urânio

27

2 o l o 3 - Alternativa III Operação com a Reciclagem do Urânio

e Plutonio

Nesta opção, o combustível nuclear irradiado, apôs

um pequeno período de resfriamento em tanques apropriados "

no reator, é levado para a unidade de reprocesséunento, onde

é processado O urânio ê recuperado e convertido em hexa -

fluoreto de urânio, o plutonio é convertido em forma de

oxido (PUO2) O UFg de urânio levemente enriquecido ê, então,

enviado ã unidade de enriquecimento isotópico, enquanto o

PUO2 é enviado a unidade de fabricação de elementos combus­

tíveis de oxido misto (PUO2 + UO2) Estes novos elementos -

combustíveis poderão ser reciclados para os reatores nuclea­

res de potência do tipo LWR O rejexto de alta atividade ê

solidificado e enviado ao repositório final

Devemos observar que a unidade de reprocessamento tam

bem gera rejeitos de baixa atividade, os contaminados com

elementos transurânicos Em relação â Alternativa II, temos

aqui o acréscimo de dois passos de transporte que são relati

vos ao plutonio levado para a fábrica de elementos combustí­

veis , e do rejeito produzido nesta unidade

2 2- Descrição do Ciclo do Combustível do Reator Tipo LWR

Nesta secção, descreveremos com algum detalhe, as prin

cipais operações envolvidas no ciclo do combustível , a

saber

28

C O M B U S T Í V E L 1 C O M B U S T Í V E L

R E A T O R N U C L E A R V

IRRADIADO

UN DE FAB DOS

EL C O M B U S T Í V E I S

A

U N I D A D E DE R E P R O C E S S A M E N T O

UF, E N R I Q U E C I D O „ -6 ^ U R A N I O NA FORMA DE

UFg R E C U P E R A D O

PuO,

UN DE FAB DOS

fíXIDOS M I S T O S

DE U E Pu

U N I D A D E DE E N R I Q U E C I M E N T O

A ^^6 O

N A T U R A L L

UO2 N A T U R A L

U H D A D E DE C O N V E R S Ã O

A

LAVRA E B E N E F I C I A M E N T O

Q U Í M I C O DO M I N É R I O

"(U Pu) O2

R E J E I T O S R A D I O A T I V O S

V V

R E P O S I T Ó R I O FINAL

FIGURA 2 3- Alternativa III - Ciclo do Combustível Nuclear com

reciclaqem do Urânio e Plutonio

29

- mineração

- beneficiamento químico

- conversão do concentrado de urânio em hexafluoreto

de urâiaio

- enriquecimento isotópico

- conversão do UFg enriquecido em UOj

- fabricação dos elementos combustíveis

- irradiação do combustível no reator

- reprocessamento

- transporte dos materiais entre as unidades

- estocagem

2 2 1- Mineração

O minério de urânio é obtido das operações em minas

a céu aberto ou minas subterrâneas O rejeito gerado nas

minas subterrâneas é constituído principalmente de rochas

removidas dos poços perfurados e das passagens construí -

das Estes rejeitos sólidos (não radioativos) podem ter vo

lume total igual ao volume do minério processado O rejei­

to sólido, nas minas a céu aberto, por outro lado, ê cons­

tituído de rochas e terra removida de modo a deixar o mine

rio exposto, e o seu volume total irá variar proporcional­

mente ã profundidade era que se encontra o minério

O rejeito gerado pelas minas é classificado confor­

me o seu estado físico material gasoso, sólido ou líquido

Os resíduos gasosos e os resíduos radioativos trans

I N S U T U O L t P i - ^ Q U t I P C C 3 E N U C L E A R E S

L P N

30

portados pelo ar, tais como o pó impregnado de uranio, o

radônio e os seus produtos de decaimento, são liberados pa

ra a atmosfera quando o minério é exposto e fragmentado du

rante a operação de mineração

O rejeito líquido, em sua maior parte, é constituí-

do da agua drenada A agua da drenagem da mina frequente -

mente carrega sólidos em suspensão, silicatos e traços de

minério de uranio Este líquido é tratado em tanques de se

dimentação e devolvido ao meio ambiente

Como podemos observar, não temos aqui o transporte

de nenhuma das formas de rejeito gerado, restando assim a

movimentação do minério propriamente dito, que não necessi

ta de cuidados especiais

2 2 2- Beneficiamento Químico do Minério de Uranio

Na unidade de beneficiamento químico, o uranio i ex

traído por meio de processos químicos e mecânicos, tendo -

se como resultado um produto semi-refinado, comumente cha­

mado de "yellow cake", que contêm de 70 a 90% de U^Og Fs

ta unidade de beneficiamento deve localizar-se , de prefe­

rencia, próxima da mina para evitar-se o transporte de

grandes volumes de minério

Existem varios métodos empregados nas operações de

beneficiamento químico, sendo que a escolha depende da ca­

racterística do minério a ser processado

31

As operações executadas compreendem pelo menos qua­

tro passos a britagem e/ou moagem, a dissolução química -

do minérxo, a separação física do minério dissolvido, do

rejeito sólido não dissolvido, a separação e consolidação

do concentrado de urânio A Figura 2 5 nos dá o diagrama de

um processo empregado em unidades de beneficiamento

A lixiviação empregada neste processo é o da lixivia

ção acida, idêntica àquela adotada em Poços de Caldas para

a extração do urânio Além deste método , podemos citar o

processo que emprega a lixiviação com Carbonato de Sódio

A Figura 2 4 ainda nos dá os estágios que alimentam o siste

ma de lavagem dos gases? a lixiviação ácida propriamente di

ta, a calcinação-pulverização e o acondicionamento

r

A operação desta unidade produz rejeitos gasosos, ll

quidos e sólidos

O rejeito gasoso o urânio e os seus produtos de de

caimento (Th-230 e Ra-226) são liberados das pilhas de miné

rio, do sistema de retenção de resíduos e do sistema de ven

tilação, na forma de pó O urânio ê liberado na operação de

secagem do concentrado e também no seu acondicionamento A

concentração das partículas radioativas sólidas liberadas -

para o meio ambiente pela operação desta unidade ê limitada

por sistemas coletores de pó

* O rejeito líquido consiste de produtos químicos -

utilizados durante o processo de moagem, lixiviação e lava­

gem Como a concentração do Ra-226 e Th-230 pode estar acl^

H2S04

MINÉRIO ' 'fRITURAÇÃO

lixiviação

Acida

RESÍDUOS PARA O

TANQUE DE RETENÇÃO

PRODUTO

CONCENTRADO

ACONDICIONAMENTC

SOLVENTE

EXTRAÇÃO POR

SOLVENTES

RAFINADO

LAVAGEM GÂS

DO

CALCINAÇÃO E

PULVERIZAÇÃO

CALOR

AMC)NIA

PRECIPITAÇÃO

PARA A ATMOSFERA

CENTRIFUGAÇÃO

REJEITO LÍQUIDO PARA O TANQUE DE RETENÇÃO

FIGURA 2 4- Estagio de um Processo típico enpregado em Unidade de Beneficiamento quími­

co do Minério de Urânio .

33

ma dos valores especificados pelas normas, a solução neu­

tralizada contendo o rejeito é estocada em tanques de re­

tenção

O rejeito sólido composto principalmente de frag -

mentos dos minerais pertencentes a rocha geradora, conten­

do tcimbém traços de produtos químicos.

2 2.3- Produção de Hexafluoreto de Urânio

O concentrado de urânio obtido do minério, deve ser

convertido em composto volátil, o hexafluoreto de urânio -

(UFg) de modo a permitir o enriquecimento isotópico, den -

tro da unidade para este fim

Dois processos industriais diferentes são usados pa­

ra a produção do hexafluoreto de urânio O processo I (hl-

drofluoração) consiste na redução, fluoração e hidrofluora­

ção do concentrado de urânio de modo a produzir o hexafluo­

reto bruto, que depois da destilação fracionada nos apre -

sente como produto puro O processo II, caracterizado pela

extração por solvente, emprega um estágio para preparar o

urânio com alto grau de pureza, só então submetendo- o a

redução,hxdrofluoração e fluoração As Figuras 2 5 e 2 6 -

nos mostra esquemas destes dois processos de conversão

O concentrado de urânio que alimenta a unidade de

produção do hexafluoreto de urânio carrega, ao chegar a es­

ta unidade, uma determinada porcentagem de impureza Assim,

a aplicação de um dos processos de conversão também nos

34

I M P U R E Z A S V O L Á T E I S

CONCENTRADO PRÊ-OPERAÇÃO

A H O N I A

REDUÇÃO

t

REJEITO LÍQUIDO

IMPUREZAS

VOLÃTEIS

OFF-GAS

i

RECUPERAÇÃO

DO HF

REFINADC

DESTILAÇÃO

FRACIONADA

UF,

BRUTO

REJEITOS

INCINERADOR

LAVAGEM

FLUORAÇÃO

HF A N I D R O

HIDROFLÜORAÇÃO

REJEITOS SÕLIDOS

USINA DE

FLUOR

REJEITOS

FI6URA 2 5- Processo I - Processo de Ilidrof luoração empregado

para a Conversão do concentr^ído de Urânio em Hexa

fluoreto de Urânio

CONCENTRADO PRÉ-OPERAÇÃO

5

HNO3

DISSOLUÇÃO

DIGESTÃO

H F PARA RECUPERAÇÃO

CALOR

FLUORAÇÃO

TBP

EXTRAÇÃO

HjO CHAMINÉ

LAVAGEM

UF,

CALOR

HjO

REEXTRAÇÃO

CALCINAÇÃO CALOR

INCINERADOR

CALOR H.

HIDROFLUORAÇAO UO?

UO.

REDUÇÃO

HF ANIDRO H-

FIGURA 2 6- Processo II - enpreaado para a conversão do concentrado de Urânio en Hexafluoreto de Urânio

u>

36

garante a remoção de praticamente toda esta impureza, for­

necendo como produto, o hexafluoreto de uranio alteimente pu

rificado O processo I separa as impurezas como compostos -

voláteis e como sólidos O processo II separa as impurezas

pela extração do uranio por um solvente orgânico, deixando

estas impurezas dissolvidas na solução aquosa

Residuos Gerados nesta Unidade

A natureza dos efluentes radioativos dos dois proces

sos difere substancialmente, o processo I libera radioativi

dade principalmente na forma gasosa e sólida, enquanto que

o processo II libera a maior parte do seu rejeito radioati­

vo, dissolvido nos efluentes líquidos

1

Em conseqüência do fato de nao termos material irra­

diado na unidade de conversão, todos os radionuclldeos pre­

sentes são aqueles encontrados na própria natureza Fies

são o Rádio, o Torio , o Urânio e os seus respectivos produ

tos de decaimento O urânio está presente nos efluentes lí­

quidos e constitui, também, a fonte de radioatividade dos

efluentes gasosos O Rádio e o Torio, juntamente com os

seus produtos de decaimento aparecem nos efluentes líquidos

ou rejeitos gasosos

O Urânio pode aparecer nos efluentes gasosos com va­

n a s formas químicas, a saber, como U30g, ÜO2, UF^, UFg e

(HU^) 2^2^ 7 " ^ '^ processo II o urânio está presente como

37

nitrato de uranila que pode estar nos efluentes gasosos

2 2 4- Enriquecimento Isotópico do Uranio

O uranio natural contém aproximadamente 0,7% de urâ

nio físsil (U-235) Como sabemos, os reatores de potencia

do tipo PWR utilizam urânio-235 com um enriquecimento que

varia de 2 a 4% Assim, este processo trata do aumento da

concentração do isótopo U-235 no urânio natural

Dentre os vários processos de enriquecimento isotó­

pico proposto, podemos citar três a difusão gasosa, a

ultra-centrifugação e o jato centrífugo, sendo que os dois

primeiros são hoje,disponíveis comercialmente

O processo de difusão gasosa baseia-se no fundamen-

to da dispersão molecular*numa mistura de gases, as molé­

culas de menor massa têm maior velocidade e chocam-se com

maior freqüência com as paredes do recipiente Se as pare­

des tiverem poros que permitcim o escoamento do gás, dar-se-

â início ao processo de separação / 7 /» / 70 /

A separação isotópica por centrifugação baseia-se em

um processo onde uma mistura de dois gases contidos num ci­

lindro em rotação é separado, com a componente de maior mas

sa molecular concentrando-se na superfície mais externa, e

a componente mais leve concentrando-se junto ao eixo do ci­

lindro O poder máximo de separação depende da quarta potên

cia da velocidade periférica a qual, por sua vez, é limita-

I i S - I T U C L - F E S Q U S « . ^ r R C E T l C ' C E N U C L E A R E S

L_E._t_N_

3 8

9

da pelas características físicas do material utilizando na

construção do cilindro da centrífuga / 7 /, / 22/, / 70/

A separação isotópica pelo método do jato centrífugo,

método este que será empregado no Brasil, é efetuada pelo

mesmo mecanismo básico da ultra-centrifugação, porém os pro­

blemas mecánicos são evitados pois as forças centrífugas sao

geradas por deflecção de um jato em alta velocidade, de he­

xafluoreto de uranio misturado a um gás leve auxiliar O he­

xafluoreto de uranio misturado com um gás leve expande-se

através de uma parede fixa curva No fim da deflecção em

1809, o fluxo ê dividido em uma fração leve e uma fração pe

sada, por meio de uma lamina de separação A unidade de de -

monstraçao no Brasil deverá ter uma capacidade de 200 000 UTS

por ano / 11 /, / 70 /

Resíduos Gerados na Unidade de rnriquecimento Isotó-

2l£2

No processo de difusão gasosa, os rejeitos gerados -

são devidos principalmente ã limpeza dos equipamentos e a

recuperação do urânio O rejeito líquido é contido em tan­

ques de retenç-ão, onde a maior parte do urânio é coletado no

sedimento Este sedimento é removido periodicamente, embala­

do e enterrado em local próximo ã unidade

No processo de centrifugação, que segundo algumas es­

timativas / 69 /, deve produzir 56 vezes mais rejeito que no

processo do difusão gasosa, boa parte do rejeito gerado é de

vido a peças quebradas e materiais em geral inutilizados em

39

conseqüência das características de operação desta unidade

O processo do jato centrífugo, por não estar sendo

operado comercialmente, alêm de contar com poucos dados con

cretos, de pesquisa, não nos oferece presentemente informa­

ções sólidas sobre os rejeitos gerados.

Nesta unidade, temos também como rejeito, o urânio em

pobrecido, que depois de convenientemente acondicionado ê le

vado para um local de estocagem

2 2 5- Fabricação do Elemento Combustível

O hexafluoreto de urânio enriquecido é transportado -

para a unidade de fabricação do elemento combustível onde pri

meiramente será convertido em por redução de óxidos supe

rieres de uranio, via seca, com um gás redutor A preparação

do UO2 pode ser subdividida em dois estágios o de decompo -

sição de nitrato de uranila ou diuranato de amônia, nesses

óxidos superiores, e o de redução propriamente dito / B O /

O dióxido de urânio é então transformado em pasti -

lhas e sinterizado, obedecendo para isto a rigoroso controle i

da qualidade Estas pastilhas prodvizidas são colocadas em tu­

bos de "Zircaloy" que sao devidamente selados, formando assim '

a denominada vareta de combustível

As varetas quando montadas em grupos, formam o que é

comumente denominado de conjunto de elementos combustíveis

40

Residuos Gerados na Fabricação do Flemento Combustível

Os resíduos gasosos são gerados durante a conversão do

hexafluoreto de uranio em UO2 e carregamento nos tubos de

"Zircaloy" Assim, os locais onde os processos são levados

a cabo, possuem um sistema de exaustão equipados com fil

tros de alta eficiencia para partículas ("HEPA filters" )

que retêm todo o material em suspensão

Os rejeitos líquidos do sistema de lavagem e drenagem,

bem como da limpeza dos equipamentos, são coletados em tan -

ques de deposição e devidamente tratados Os radionuclldeos

encontrados são principalmente o urânio e o Tôrio-234

Os rejeitos sólidos consistem principalmente de CaF2

obtidos nos sistemas de tratamento do rejeito liquido O

CaF2 depois de devidamente tratado, é acondicionado, e ge -

raímente enterrado na própria unidade de fabricação

2 2 6- Irradiação no Reator

Os conjuntos de elementos combustíveis são colocados

no reator, sofrendo irradiação a uma determinada taxa de

queima, havendo consequentemente a necessidade de substitui-

los periodicamente Dependendo das especificações técnicas

e do projeto do reator, substitui-se anualmente entre 1/5

e 1/3 destes conjuntos de elementos combustíveis

4 1

Antes de ser levado para tanques especiais de arma­

zenagem, o combustível pode permanecer durante um período

de 10 dias, armazenado ainda no interior do reator, sendo

ap5s isso retirado Nestes tanques especiais, o combustí­

vel permanece armazenado por 120 a 180 dias, de modo a per

mitir o decaimento radioativo dos nuclídeos de meia-vida -

curta e também do calor gerado, possibilitando um manuseio

mais seguro

Dependendo da alternativa de ciclo do combustível

adotada, o combustível irradiado deve ser enviado em segui^

da para a unidade de reprocessamento (alternativas II e

III) ou para o repositório final (alternativa I)

Radioatividade no Circuito Primário

A maior parte das substâncias radioativas, em uma -

usina nuclear, aparecerão no circuito primário A primeira

barreira para a isolação dos produtos de fissão radioati -

vos ê o encamisamento do combustível, porém, certos ele -

mentos mais voláteis tais como os halogênios e os gases no

bres difundem-se através deste encamisamento Este processo

de difusão é acelerado pela alta temperatura reinsuite, além

das fissuras apresentadas pela tensão térmica criada Em

consequência destes fatos, uma certa quantidade de elemen -

tos radioativos irão circular no circuito primário, devendo

ser retidos, em condições normais, nos sistemas de purifica

ção a ele associados Os produtos de fissão mais importan­

tes neste caso são o Criptônio, o Iodo e o Xenônio

42

Além dos produtos de fissão que se encontram disper­

sos no circuito primario, devemos citar os produtos de

ativação provenientes das reações induzidas pela água e

o ar Estes produtos de ativação são geralmente gases como

o Argônio-41, Fluor-18 , Nitrogênio-13 , Nitrogênio-16 e

o Oxigênio-19 que têm meia-vida curta, variando de segundos

a poucas horas

Encontram-se também dispersos no circuito primario ,

traços de elementos metálicos como resultado da corrosão -

dos equipamentos, materiais estruturais e bombas Entre os

produtos de corrosão estão Mn-54, Mn-56, CO-58, Fe-59,Co-60

Para o caso de Angra II, a atividade total devido aos produ­

tos de corrosão mais importantes no sistema primário de re­

frigeração será aproximadamente igual a 5x10 ^ Ci/t

A purificação do circuito primário é levada a cabo ,

em um sistema denominado Sistema de Controle do Volume, por

meio de um trocador iónico e um extrator de gases Acoplado

a este sistema encontramos um sub-sistema de recuperação de

boro, que normalmente é adicionado ao circuito primário como

um absorvedor de nêutrons

Resíduos Radioativos Produzidos

Dispersa-se para o meio ambiente alguma radioatividade

4 3

4

gerada no reator , incluindo-se os gases nobres, tritio e m

menores quantidades de outros isótopos, em concentrações e

quantidades limitadas e regulamentadas pelas normas vigen -

tes

Os processos aplicados no tratamento dos resíduos lí­

quidos do reator são a filtração, desmineralização ( troca

iónica), evaporarão e centrifugação, alêm da osmose rever -

sa, sendo que estes dois últimos processos são bastante in-

comuns Os resíduos líquidos do reator são coletados e rias

sificados de acordo com a sua radioatividade de modo a com­

binar os fluxos de rejeito que têm caracaterísticas simila-j

res e que assim requerem os mesmos tratamentos

O fluxo de rejeito líquido, que contêm baixa quantida^

de de sólidos dissolvidos, pode ser purificado diretamente

pela desmineralização Por outro lado, aquele que contém -

grande quantidade de sólidos dissolvidos são tratados por -

evaporação, produzindo o sedimento (borra) que é concentra­

do Assim, entre os resíduos sólidos produzidos nas usinas

nucleares estão as resinas de troca iónica utilizadas nos

sistemas de purificação e as substâncias concentradas nos

evaporadores

A substitiiiçao e a manutenção dos componentes do rea­

tor, como por exemplo, das barras de controle, instrumentos,

suportes, guias, etc , produzem, também, rejeitos radioati -

vos sólidos por causa da ativação devida ao uso em regiões

de alto fluxo neutrônico do reator

44

I

7

Os componentes metálicos são em geral suficientemente

radioativos para requerer blindagem para a sua disposição e

em alguns casos pode requerer o corte ou compactação de mo­

do a permitir o uso de recipientes comuns

As resinas, depois de retiradas devido a sua ativida­

de, requerem um cuidado especial Assim, são recolhidas por

alguns meses, sendo apôs este período, devidcimente acondi -

clonadas e enviadas a um local apropriado para a sua dispo­

sição

p

2 2 7- Reprocessamento do Combustível Irradiado

Nas alternativas I e II, o combustível irradiado retl

rado do reator é reprocessado para recuperar o material fÍ£

sil nele contido e especialmente, o plutonio que é produzi­

do a partir do U-238 durante a irradiação O urânio recupe­

rado pode ser reciclado e o plutonio por sua vez pode ser

estocado ou ainda ser empregado em reatores térmicos que

utilizam o oxido misto de urânio e plutonio (UO2 + ^"^^2 ^ '

além de poder ser usado em reatores rápidos

Para o caso da Alternativa II, o plutonio será trata­

do como rejeito, naturalmente, tomando-se os cuidados ne­

cessários no que se refere a sua toxicidade e problemas re­

ferentes à criticalidade

As operações de reprocessamento inici^am-se na recepção

do combustível irradiado e terminam com a formação e acondi­

cionamento para transporte dos diversos rejeitos radioati -

vos produzidos dentro desta unidade, além de PUO2 e de UFg

A tecnologia do reprocessamento do combustível nuclear ba -

seia-se em processo aquoso conhecido como Purex A Figura

2 7 mostra as etapas do tratamento do combustível irradiado

Operações Preliminares

Como podemos observar pela Figura 2 8 existem três al

ternativas para as operações preliminares o desmantelamen­

to mecânico, o desmantelamento químico e o tratamento simul­

tâneo do revestimento e do núcleo

As operações preliminares envolvendo o desmantelamento

mecânico, empregado para preparar convenientemente o material

a ser reprocessado, inclue os seguintes estágios

- recepção do combustível em cascos blindados,

- armazenamento do combustível por tempo suficiente

de modo a permitir um decaimento radioativo a ní

veis compatíveis as da operação de reprocessamento,

- separação dos elementos combustíveis dos respecti -

vos conjuntos e retalhamento destes elementos em

pequenos pedaços,

- lixiviação do combustível , empregando ácido nítri­

co,

46

«i- RECUPERAÇÃO DO HNO3

CONCENTRAÇÃO

1

RESIDUOS ( P r )

SUB-PRODUTOS I

RECUPERÁVEIS I

ESTOCAGEM

ACONDICIONAMENTO

I I ^ / r ' " ^ do

n / roR

P"tSPORlE

RLSFRIAHEHTO

DESM DISS

FILTRAÇÃO

19 CICLO

rXTR C/ TBP

29 CICLO

' EXTR C/ TBP

Pu

residuos

sólidos

CODESCONTAMINAÇAO

U/Pu

SEPARAÇÃO U/Pu

concent PURir concent PURir

•s.

r

•

URAnio

1

1

1 plutonio

L IMPUREZAS

FIGURA 2 7 - Ftapas de Tratamento do Combustível Irradiado

47

DrSMONTAGEM

DO ELEMENTO

COMBUST GASTO

tlL^CAMI'^AHLNrO

MLC'NICO

DESCAMISAMENTO

QUÍMICO

TRATAMENTO SIM

DO REV E DO NUC

ALUMÍNIO

AÇO INOX I D

z i r c O n i o

ALUMÍNIO

ZIRCONIO

AÇO INOXID

DISSOLUÇÃO AiCALI! A

Di'-soLUcAo Acida

CAkBURAÇAO

DISSOLUÇÃO Acida

CIORIDRLTAÇAO

OXIDAÇÃO

UIDRETAÇAO

DISSOLUÇÃO A c i d a

DISSOLUÇÃO ALCALINA

DISSOLUÇÃO A c i d a

CLORIDRETAÇAO

OXIDAÇÃO

DISSOLUÇÃO EM METAL rUNDIDO

HIDRETAÇAO

DISSOLUÇÃO A c i d a

CARBURAÇÃO

DISSOLUÇÃO EM METAL FUNDIDO

d i s s o l u ç ã o com

A c i d o n í t r i c o

FIGURA 2 8- Alternativas para as Operações Preliminares na Unidad® de Reprocessamento

48

- preparação da solução ácida alimentadora, para o

processo de extração por solvente

O período entre a descarga do reator e o tratamento ,

normalmente é de 120 a 180 dias e tem como objetivo o de -

caimento de produtos de fissão, reduzindo consequentemente

a atividade do combustível, além de permitir a completa -

tremsformação do Np-239 em Pu-239 ou do Pa-233 em U-233

Fste período é chamado de período de desativação ou de res

f rÍ2unento

A primeira etapa no reprocessamento consiste na sepa

ração do enceunisamento do combustível Para isto, simples­

mente desmonta-se os revestimentos e peças acessórias ex­

ternas, ou ainda emprega-se uma das variações de separação

dos principais componentes do elemento combustível A solu

ção empregada deve visar a simplificação da fase de purifi^

cação dos constituintes de maior valor

Os elementos combustíveis são então retalhados em pe

quenos pedações de 1 a 10 cm de comprimento por meio de uma

máquina, sendo a seguir introduzidos nos lixiviadores, pro-

cessando-se a dissolução nítrica seletiva dos óxidos sem

atacar as peças restantes como, por exemplo, o "Zircaloy" ,

o aço inoxidável e o "Inconcll" Durante a dissolução, os

gases nobres, os isótopos de Iodo e o Tritio são liberados,

recolhidos e tratados pelo sistema de tratamento de resíduos

gasosos

49

Temos após a dissolução, a filtração ou centrifugação

onde a solução resultante constitui-se na fase de alimenta­

ção da etapa seguinte Os sólidos em suspensão removidos ,

constituem o rejeito desta etapa

Extração com Solvente

A extração com solvente nos oferece a possibilidade de

separar a maioria dos elementos reutilizados na industria nu

clear A técnica de extração llquJdo-líquido é multo emprega

da no tratamento de materiais irradiados

No processo de extração com solvente, temos primeira -

mente a transferencia do uranio e do plutonio para a fase

* orgânica, deixando na fase aquosa traços de urânio e pluto -

nio, e quase todos os produtos de fissä) Numa segunda etapa,

o urânio é separado do plutonio, produzindo no final os se -

guintes rejeitos rejeito de alta atividade, o rejeito gaso

so e o rejeito produzido nas operações de limpeza dos solven

tes

Temos assim, os seguintes estágios

- extração por solvente,

- purificação do urânio e do plutonio,

- conversão do urânio em UFg e do plutonio em PUO2

"¡NS -Tl LM O F = Q U ^ A S E ^ C R C C ^ I C S E N U C L E A R E S

1 p e N

50

Purificação do Urânio e do Plutonio

A solução obtida da operação inicial é bombeada para

uma coluna de extração O solvente utilizado é o fosfato

de tri-n-butila (TBP) A extração e a lavagem são efetuadas

em vários estágios Apôs a extração conjunta, procede-se a

reextração dos produtos e do outro lado, o tratamento do

solvente A Figura 2 9 mostra o esquema do processo de

extração utilizado para purificar o urânio e o plutônio/27/

Após ter-se conseguido o urânio e o plutonio suficien­

temente puros, passa-se a fabricação do UFg e PuOj respecti­

vamente

Para o caso do urânio, o rejeito gerado consiste prin

cipalmente de gases, filtros e uma miscelânia de sólidos

Já no caso do plutonio temos, basicamente, a geração de re­

jeito gasoso, com poucos resíduos contaminados

2 3- Tipos de Materiais Radioativos

Ao analisarmos o ciclo do combustível nuclear, no que

se refere a problemas ligados ao transporte de materiais ra

dioativos, devemos separar estes materiais em 3 grupos dis­

tintos

- materiais ou produtos de cada unidade de suporte ã

fabricação do elemento combustível,

- o combustível irradiado,

- o rejeito radioativo gerado em todas as unidades li

aadas a este mesmo cxclo

19 CICLO CODESCOHTAMrNAÇXO U/Pu

HNO3 »8«« acidulada HajCOj

SOLUÇÃO

CARGA —

"BP 30* v/v

1

1

1 s t>

1 s 1 1 u 1

1 .

1 1

TRATAMENTO

DO SOLVENTE

1 1

1

HNO

CONCENT DE P F

RECUP DE HNO,

ESTOCAGEM DOS P F LfQUIDOS

EFL ALCAL

29 CICLO PAPTIÇAO

HNO,

U

Pu

P F|

<

u

TBP 30» v/v

3 O.

X

X kl

oxid

CONCENT

e PUR DO Pu

COrICENT

PUR DO a

Pu

Na,CO 3

~ 1 I

t TRATAMENTO

DO

SOLVE ITE

REFABSICAÇÃO

FIGURA 2 9- Fsqueira de un Processo Típico de Extração utilizado para Purificar o U e o Pu

52

9J

Na sua forma inicial, o rejeito radioativo ê gerado

como material sólido, líquido e gasoso, que são chamados

assim de rejeitos primários Fstes rejeitos podem sofrer

tratamento para que estejam na forma adequada, de modo que

possam ser dispostos no repositório final Assim, o rejeito

pode ser convertido em sólido, os materiais combustíveis -

podem ser incinerados de modo caie se obtenha uma redução de

volume Estas operações envolvendo os rejeitos radioativos

é conhecido como "tecnologia de tratamento", que possue di­

versas alternativas considerando-se os tipos de rejeitos a

serem tratados

Podemos dizer que quanto a Alteimatlva I (operação do

ciclo do combustível sem reciclagem), minimiza-se a quanti­

dade de rejeito a ser tratado, porém maximiza-se o inventá­

rio de nuclídeos emissores de partículas alfa de meia-vida

longa, no rejeito

2 3 1- Rejeitos Radioativos

Basicamente, os rejeitos radioativos produzidos nas

unidades de suporte â fabricação do elemento combustível ,

são de baixa atividade e não requerem cuidados especiais

Os rejeitos radioativos gerados na unidade de reprocessamen

to podem ser divididos, segundo critério particulares, em

cinco categorias

a - o rejeito de alta atividade.

53

b - o rejeito de atividade intermediária Tste últi­

mo constitue-se das soluções usadas no sistema

de tratamento de qases, além das soluções usa

das na descontaminação dos cascos, o liquido gera

do na manutenção das operações , e o liquido ge­

rado pelos laboratórios Devemos observar que, em

relação ao rejeito radioativo de atividade inter­

mediária, há uma pequena discrepância de defini -

ções Assim, muitos autores nos dão, para definir

esta espécie de rejeito, faixas de atividade dis­

tintas, enquanto que outros, não o leva em consi­

deração, preferindo inclul-lo entre os rejeitos -

de alta atividade,

c - o rejeito liquido de baixa atividade que consiste

do rejeito aquoso aerado no segundo e terceiro ci­

clo do urânio e do plutonio, do fluxo condensado

dos concentradores, do condensado nos vasos do sis

tema de tratamento de gases,

d - o rejeito gasoso que é efluente dos sistemas

trateimento de gases

de

e - o rejeito radioativo sólido, no qual inclue-se o

material do encamissunento dos elementos combusti -

veis, além dos espaçadores e outros materiais cons

tituintes dos elementos combustíveis, filtros, equi

pamentos danificados, zeólita, silica gel, resinas

e rejeitos não combustíveis

54

2 3 1 1 - Rejeito Radioativo de Alta Atividade

O rejeito radioativo liquido de alta atividade ê defi­

nido como sendo o rejeito aquoso gerado na operação do 19 ci

cio de extração por solvente ou equivalente, e os rejeitos

concentrados dos subsequentes ciclos de extração, ou equiva­

lente, em uma unidade para reprocessamento do combustível ir

radiado nos reatores Segundo esta definição, somente o ci­

clo que emprega o reprocessamento gerará o rejeito radioati­

vo de alta atividade

O rejeito radioativo de alta atividade contém essencial,

mente todos os produtos de fissão não voláteis e elementos -

transurânicos, além de 0,5% de urânio e plutónio que estavam

inicialmente no combustível irradiado A Figura 2 10 mostra -

os estágios a que é submetido o rejeito de alta atividade

Existem várias correntes de opinião quanto ao melhor

processo de manuseio do rejeito de alta atividade. Uma delas

trata do reprocessamento tão logo o combustível irradiado pa£

se do período de resfriamento a que é submetido Após este pe

riodo, o combustível serii reprocessado, recuperando-se o urâ

nio e o plutónio, dependendo do ciclo do combustível adotado,

enquanto que o rejeito de alta atividade gerado nesta opera -

ção ficaria estocado em tanques apropriados durante um prazo

de 10 anos, quando então seria solidificado e transportado

para o lepositório final

Um outro grupo adota um sistema com uma pequena varia­

ção,ou oCja, 1 solxdili.cação e acondicionamento do rejeito -

REJEITO RADIOATI

VO DE A-LTA ATI

VIDADE

SOLIDIFICAÇÃO E ESTOCAGEM REJEITO RADIOATI

VO DE A-LTA ATI

VIDADE EMPACOTAMENTO

PROVISORIA

REPOSITORIO

FINAL

ESTOCAGEM

PROVISORIA

TRANSPORTE

FIGURA 2 10- Estaqio de Tratamento do Rejeito de Alta Atividade

Ul

56

que ê mantido liquido durante um período iqual a cinco anos

e a partir deste ponto mantido em um local de estocagem pro­

visório até que se complete 10 anos desde que o rejeito foi

gerado

Técnicas para a Solidificação do Rejeito de Alta Ati -

dade

A solidificação é um processo desejável por proporclo

nar proteção contra a dispersão em caso de termos um acidente

indesejável envolvendo este tipo de rejeito Na escolha da I

tecnologia devem ser levados em consideração detalhes como a

estabilidade térmica e química , a insolubilidade e a

capacidade de resister a impactos, onde o melhor processo na­

turalmente será aquele que melhor atender estes requisitos

O rejeito liquido de alta atividade é gerado numa pro -

porção de 5 000 litros para cada tonelada métrica de urânio

reprocessado (TMU) Este total ê então reduzido para um valor

entre 600 e 1 100 litros por TMU, utilizando-se ura processo

de concentração, sendo então enviado a um local de estocagem

até o momento da solidificação , quando pode ser concentra­

do novamente atingindo-se uma relação igual a 380 litros por

TMU

Muitos asnectos são comuns a todos os processos de so­

lidificarão, incluindo-se os seguintes aspectos

- preparação do rejeito líquido,

- solidificação,

57

- acondicionamento do rejeito liquido de alta atividade,

solidificado,

- tratamento dos efluentes secundários,

A Figura 2 11 mostra de forma generalizada o processo

de solidificação do rejeito liquido de alta atividade

I

Basicamente, os processos de solidificação podem ser

divididos em três categorias '

- secagem e calcinação,

- vitrificaçao,

- outros processos de solidificação

I

Presentemente, apesar de todo o problema politico cria-

em torno das unidades de reprocessamento, tem-se alguns méto­

dos , pertencentes as duas primeiras categorias, prontas para

demonstração

Secagem e Calcinação

Os produtos provenientes dos "calcinadores", tem muitas

propriedades em comum, diferindo principalmente no teunanho

das partículas e na densidade Entre os pontos em comum desses

produtos incluem-se a condutividade térmica, o conteúdo volá­

til , e a lixiviabilidade

A condutividade térmica do produto de calcinação ê geral,

mente duas a três vezes menor que a do produto solidificado

Por causa da alta taxa de geração de calor no rejeito de alta

atividade, o acondicionamento desse produto deve ser realizado

em recipientes de pequeno diâmetro ou deve ser providenciado -

FORMA DO PRODUTO

z

1 C

n m

O c

— >

(TI

(

m

m

o

z c o r-

m \

ESTOCAGEM

PROVISORIA DO

LÍQUIDO

CONCENTRAÇÃO SOLIDIFICAÇÃO

VITRIFICADO

CALCINADO

OUTRAS FORMAS

TRATAMENTO DO

GÃS

VAPOR LIBERADO PARA

O MEIO AMBIENTE

CONDENSAÇÃO

EFLUENTE LÍQUIDO

DESCONTAMINADO

ACIDO NÍTRICO

Ul CO

FIGURA 2 11- Processo de Solidificarão de Rejeito Líquido de alta atividade

59

1

lira sistema de remoção de calor

Os principais métodos que pertencem a esta categoria

sao

- calcinação em leito fluidificado,

- calcinação no recipiente,

- calcinação em forno rotativo,

- calcinação por pulverização

Vitrificaçao

Varios progríunas de desenvolvimento estão hoje volta­

dos para o rejeito de alta atividade solidificado na forma -

de vidro, ou a ele semelhante F devido ao progresso alcança

do na vitrificaçao, muitos países estão dando preferencia a

este método de solidificação, nos seus programas

A vitrificaçao proporciona uma baixa lixiviabilidade ,

alta integridade, baixa viscosidade, boa homogeneidade, po -

rém a sua maior vantagem é a condutividade térmica alta, que

permite a inclusão de grandes quantidades de rejeito

Os principais métodos que empregam a vitrificaçao são

os seguintes

- fusão no recipiente,

- fusão contínua em forno rotativo.

60

- fundidor cerâmico contínuo em forno rotativo,

- calcinação por pulverização- fusão metálica contínua

Outros Processos de Solidificação

Fstão sendo investigadas alternativas para a calcinação

e vitrificaçao por causa dos seguintes motivos redução do

custo da solidificação e/ou da estocagem, simplificação opera

cional, tornando-a um processo mais confiável, produzir for -

mas inertes de rejeitos não compatíveis com a vitrificaçao

Os Tanques de Estocagem

/

O rejeito radioativo solido de alta atividade, deverá

ficar estocado por aproximadamente 10 anos em um local apro­

priado, de onde será transportado para um repositório Duran

te o período de estocagem provisório , o calor gerado pelo

decaimento radioativo deverá ser continuamente retirado de

modo a manter os recipientes estocados em uma temperatura se-

aura Com esta finalidade foram projetados diversos sistemas

de refrigeração, como a refrigeração por água e por ar

Os tanques de estocagem são projetados de modo a a) dar

para todas as pessoas envolvidas nesta operação proteção con­

tra a radiação, já que neste caso a água serve como blinda -

gera, b) transferir o calor gerado por um meio de troca de ca­

lor (água/água), assim mantendo o tanque dentro daquela faixa

de temperatura adequada, c) servir como uma barreira de con -

finamente para o rejeito sólido que porventura venha a esca­

par dos recipientes , d) permitir uma supervisão direta dos

61

recipientes nela contidos. A Figura 2 12 mostra um sistema

de remoção de calor do tanque de estocagem provisório

Os recipientes são estocados em tanques revestidos

com aço inoxidável e cheios de água O calor gerado devi­

do ao decaimento radioativo é transferido do rejeito para

a água do tanque e por meio do uso de um sistema de refrige

ração é liberado para a atmosfera Para aumentar a confia

bilidade destes tanques de estocagem, projetou-se também um

sistema redundante com bombas, trocadores de calor e sistema

de emergência para o fornecimento de água Para minimizar a

corrosão dos recipientes de aço inoxidável e do revestimento

dos tanques, durante a estocagem, a água circulada deve pas­

sar por um sistema de filtragem e desmineralização

Estocagem Provisória

Em todos os países, como os locais para a dispersão -

geológica final ainda enoontram-se em estudos, está procuran

do-se desenvolver estudos que determinem locais onde o

rejeito solidificado possa ser estocado provisoriamente ,

até que se encontre uma solução definitiva para os problemas

relativos ao repositório geológico final

Os objetivos principais para esta estocagem são

- proporcionar uma estocagem segura do rejeito solidi^

ficado de alta atividade por um período de 100 anos.

62

C I R C U I T O F H ' I Á R I O

DE RLFR1CLPAÇÃ0

SISTEM/ DE

E M E R G E N C I A

T A N Q U E DE

A R M A Z E N A M E N T O

DE C O N C R E T O COM

R E V E S T I M E N T O DE

AÇO I N O X I D Á V E L

HlHKt DE K E F R I G F R / ^ A O

SlSlí-MA SMll'UÍRIO DE RhFR 1 ( F I (, AO

T E M P E R A T U R A DA ÁtUA

Jjjj ll R E C I P I E N T E S

FIGURA 2 12 - Sistema de Remoção de Calor do Tanque de Fstocaqem

Provisoria dos irecepientes contendo Rejeito Radioa

tivo de Alta Atividade

63

- assegurar proteção pública da radiação gerada pelo

rejeito solido,

- assegurar uma operação segura da instalação, além de

possibilitar a recuperação do rejeito sob condições normais

e de acidente,

- assegurar a proteção do meio ambiente

O rejeito é recebido em recipientes de aço inox selados

dentro de casco de aço-carbono para estocagem O casco é colo

cado dentro de uma blindagem de concreto (unidades de estoca­

gem) que são colocados sobre suportes de concreto ao ar livre.

2 3 1 2 - Rejeitos Radioativos Contaminados com Elementos

Transurânicos

Como no caso de rejeito de alta atividade, os rejeitos

sólidos contaminados cora elementos transurânicos são deriva­

dos da operação da unidade de reprocessamento do combustível

Este tipo de rejeito consiste de líquido solidificado, fil

tros materiais provenientes do desencamiscunento do elemento

combustível e refugos em geral

Uma parte do rejeito é combustível e, assim, esta pro­

priedade proporciona uma vantagem que é a de podermos redu -

zir o volume , por outro lado temos a desvantagem do perigo

de fogo

64

•

1

O sistema selecionado para o manuseio do rejeito com­

bustível é baseado no princípio da incineração com ar contro­

lado Esta técnica proporciona urna redução de volume além de

tornar o resíduo, resultante da combustão, quimicamente iner­

te As outras alternativas tecnológicas , tais como a compac­

tação, a fixação do rejeito retalhado em concreto, não resul­

taria em redução de volume e tão pouco eliminaria o problema

da combustibilidade do rejeito

A compactação é a técnica mais empregada na redução de

volume, dentro da indústria nuclear , com a qual podemos ob­

ter reduções de volume, ordem de 3 a 5 vezes Porém, enquanto

a compactação diminui o volume a ser transportado, não diml^

nui a possibilidade de ter-se fogo A encapsulação do rejeito

retalhado e misturado com um material matriz nao combustível,

como o cimento, elimina a combustibilidade e reduz a mobilida

de dos radioisótopos contidos, porém, a redução de volume é

desprezível e a adição do concreto aumentará significantemen­

te a massa total do rejeito a ser manuseado

Em relação ao rejeito combustível, pode-se dizer que já

há uma certa experiência , pois a incineração deste tipo de

material vem sendo realizada há mais de 25 anos em vários

países Os diversos métodos empregados tem reduzido o volume

de rejeito por um fator de 20 a 50, dependendo do processo ,

composição do rejeito e sua densidade quando gerado Existem

vários métodos de incineração de rejeitos contaminados com

elementos transurânicos e mais ura bom número de métodos que

se encontram presentemente era desenvolvimento, com boas pers-

65

pectivas futuras Atualmente, o método mais empregado é o

da incineração com ar controlado e um sistema de tratamento

de gases

O rejeito que não é combustível, inclue o material do

desencamisamento dos elementos combustíveis, os materiais em

geral anexos com estes mesmos elementos combustíveis e também

uma certa quantidade de rejeito impregnado de plutónio prove­

niente da unidade de reprocessamento e da unidade de fabrica­

ção do combustível (dependendo da Alternativa adotada) Assim,

temos o "Zircaloy" , pequenas quantidades de aço inoxidável ,

"Inconell" e outros materiais usados para espaçadores etc

Dentre os métodos empregados para a imobilização dos ma

teriais do desencamisamento podemos citar aqueles que usam o

cimento, betume e a areia ro^o m«tn7,onde estes materiais

devem ser imersos, diminxiindo a probabilidade de ocorrer in

cêndios

O cimento e o betume tem a vantagem de excluir quase to

talmente o oxigênio, bem como imobilizar o rejeito e propor -

Clonar uma boa resistência a lixívia Fxistem, também, outros

métodos ,que estão em estudos como, por exemplo , o que empaco­

ta o rejeito sem tratamento , a compactação mecânica ou um -

sistema que proporciona o aumento da densidade

Os equipamentos substituídos ( por falha ou desativarão

devido ao tempo de uso) consistem principalmente de rejeitos

metálicos como, por exemplo, os manipuladores, agitadores ,

66

bombas, tubulações etc As principais alternativas para o

tratamento destes equipamentos levam em consideração a des­

contaminação dos equipamentos, sequindo-se o acondicionamen

to direto em recipientes especialmente projetados para este

fim, ou a redução do volume de modo a utilizar-se de recipi

entes padrão

Os filtros que constituem-se era pequena parcela do r_e

jeito total, são aqueles usados nos processos de tratamento

de gases, nos dutos de ventilação, para remover os aerosõis

dos gases Estes filtros tem diversos tamanhos, incorporan­

do partes de metal, madeira ou estruturas moldadas, sendo -

que esta última parte pode ser retirada e incinerada Ape -

sar de termos em disponibilidade tecnologia de acondionamen

to de filtros sem tratamento prévio, o método mais aconse -

Ihãvel para este caso é aquele que emprega a compactação ,

oferecendo uma redução de volume igual a aproximadamente 4

vezes

Devemos ainda nos referir, como rejeito contaminado

com elementos transurânicos os materiais plásticos, roupas

protetora*;, luvas e pequenos equipamentos, objetos de vidro

empregados nos laboratórios, etc Este tipo de rejeito não

possui qualquer tratamento especial, havendo somente uma se

paração dos combustíveis, que são incinerados e as cinzas -

imobilizadas com cimento daqueles não combustíveis que são

compactados e tratados juntamente com os filtros ou equipa­

mentos danificados Os líquidos que podem ser dispersos, co

mo por exemplo, as soluções usadas nos sistemas de trataraen

67

to de gases, as resinas de troca-iônica e os solventes degra

dados, devem ser incorporados ao cimento, o que nos dá um

aumento de volume da ordem de 25 a 100%, dependendo do con -

teúdo do líquido Embora não haja regulamentação específica

sobre a solidificação destes líquidos, usa-se solidificá-los

pois isto nos garante uma maior segurança no seu manuseio

Assim, este tipo de rejeito é imobilizado com o emprego de

cimento Portland Como forma alternativa de tratamento pode

ser citada a evaporação seguido de acondicionamento dos resí^

duos sólidos O uso do betume como matriz tem sido desencora

jado devido a possibilidade de auto-combustão especialmente

quando temos rejeitos compostos a base de nitratos

2 3 1,3- Rejeito Radioativo de Baixa Atividade

Podemos considerar como rejeito radioativo de baixa -

atividade todo rejeito que não seja o rejeito de alta ativi­

dade e o rejeito contaminado com elementos transurânicos

Fste tipo de rejeito será o de maior volume gerado dentro do

ciclo do combustível nuclear, porém, será aquele que conterá

a menor parcela de radioatividade Os principais radionucll­

deos contidos neste rejeito são o Cobalto-60, Césio-134 ,

Césio-137 e produtos de ativação Estes isótopos , que pos­

suem meia-vida máxima de aproximadamente 30 anos, decaem pa

ra níveis inofensivos em um prazo de dezenas e centenas de

anos, mas mesmo assim exige -se uma certa isolação durante

este período de decaimento

68

O rejeito de baixa atividade é classificado em três ca

tegorias

- rejeito sólido úmido,

rejeito seco, que pode ser submetido a compactação,

- rejeito seco, que não pode ser submetido a compacta­

ção

A primeira categoria diz respeito ao rejeito gerado du

rante o processo de tratamento que mantém a qualidade da

água da instalação e redução da concentração de radioatlvida

de nos líquidos efluentes a níveis aceitáveis No tratamen­

to dos líquidos incluem-se a filtragem, evaporação e desmine

ralização

Como rejeito úmido são considerados os sedimentos re -

colhidos dos filtros, resinas esgotadas e soluções regeneran

tes concentradas Para o caso de rejeitos sujeitos ã compac­

tação incluem-se materiais como roupas, papéis, trapos, fil

tros de ventilação, etc

Entre os rejeitos que nSo podem ser submetidos ã com -

pactação encontramos pequenos instrumentos, ferramentas des

cartadas, artigos de vidro empregados nos laboratórios,

etc

2 3 1 4 - 0 Plutonio como Rejeito

Quando adotada a Alternativa II (operação do ciclo do

69

combustível com reciclaqem do urânio) o plutonio produzido

nos reatores não é recuperado Consequentemente, o seu va­

lor como combustível nuclear ê desperdiçado

Devido a sua toxicidade e problemas relativos a cri-

ticalidade, o plutonio deve receber atenção especial no seu

manuseio e tratamento para uma posterior disposição em um

repositório

A Alternativa II requer a operação de uma unidade de

reprocessamento de modo a nos permitir a recuperação deste

urânio contido no combustível irradiado Assim sendo podemos

manusear o plutonio de varias maneiras, ou seja

- inserindo-o no fluxo de rejeito de alta atividade,

- isolando-o e tratando-o como fluxo de rejeito inde­

pendente ,

- deixando-o com alguns produtos de fissão,

- levando a cabo a sua separação de modo a atingir-se

um alto grau de pureza

Existem algumas vantagens e desvantagens nas opções

citadas acima inserindo o plutonio no fluxo de rejeito

de alta atividade, simplificamos o processo porém complica­

mos o manuseio, por causa dos requisitos de controle de cri^

ticalidade, deixando o plutonio com os produtos de fissão ,

tornamo-lo menos atrativo como alvo para uso ilícito, porém,

requer-se um sistema de controle remoto alêm de equipamentos

altcimente blindados, e no caso de optarmos pela purificação

70

do plutonio, evitamos o uso de equipamentos muito blindados,

porém tornamos a massa do plutonio obtida, um verdadeiro al­

vo para usos ilícitos

Deve-se ter em mente, todos os problemas que o pluto -

nio pode causar, oelo fato de estar misturado com rejeito de

alta atividade como por exemplo, o tanque de estocagem desta

mistura que nio foi analisado, bem como, os processos de so

lidificação, já que os métodos a serem empregados , devem -

agora levar em consideração a presença do plutonio

2 3 2 - 0 Armazenamento do Combustível Irradiado

O combustível irradiado, que é retirado do cerne do

reator, deve ter um destino pré-estabelecido de acordo com

a alternativa de operação do ciclo do combustível adotada

Porém, qualquer que seja esta alternativa, necessitamos de

tanques de armazenamento, onde o combustível deve permanecer

por um período de resfriamento Este tanque de armazenamento

é localizado próximo ao reator, sendo que as unidades de re­

processamento também possuem tais tanques

Os tanques de armazenamento, além da estocagem do com

bustível nos propicia a refrigeração (normalmente pela trans

ferência do calor para o meio ambiente através de um siste

^ ma secundário de refrigeração e um trocador de calor) e blin

V- dagem , a inspecção e o controle dos materiais radioativos ,

liberados pelos elementos combustíveis danificados, para a

água do tanque

71

Um tanque de armazenamento típico localizado nas usinas

nucleares ( -1000 MWe) tem capacidade de armazenamento de 100

a 250 toneladas de metal pesado, ao passo que na unidade de

reprocessamento encontramos tanques com capacidade projetada

de acordo com as dimensões da unidade Assim, encontramos nos

EUA, para a usina de Barnwell, um tanque com capacidade esti­

mada em 360 toneladas de metal pesado Para a usina de Míd-

west, também nos FUA, o tanque foi projetado com uma capaci -

dade de 90 toneladas de metal pesado

Rejeitos Gerados

Os rejeitos produzidos na operação dos tanques de arma

^ zenamento são devidos principalmente aos elementos combustí­

veis danificados que introduzem a radioatividade nestes tan-

ques e aos produtos de corrosão atividos que aderem ã super

fície do encamisamento

Para manter a água limpa e manter os níveis de radia -

ção suficientemente baixos de modo a permitir uma operação -

segura, são executadas algumas operações que incluem a fil -

tração e troca-iônica Estes filtros e resinas, quando esgo­

tados, fazem parte do rejeito total gerado

Devemos incluir como rejeito gerado na operação que en

volve tanques de armazenamento, a água usada na lavagem dos

cascos usados no transporte dos elementos combustíveis para

a unidade de reprocessamento Estão também computados , os -

IN T I T U C L f f c = Q U *fe t P E IC S C N U C L E A R E S

I P E N

72

»

filtros de alta eficiencia para partículas ("HFPA filters" )

empreqados na descontaminação do ar que circula nas instala­

ções dos tanques e é usado na secagem dos cascos empregados

no transporte

73

3 IRANSPORPL DL MATERIAIS RADIOAJIVO^

O transporte de materiais radioativos é um importante elo

dentro do ciclo do combustível nuclear, além de ser um fatoi

significativo na determinação do impacto ambiental nas opera

çoes da industria nuclear / 27 /

O ciclo do combustível nuclear tem 9 passos envolvendo o

transporte de materiais radioativos entre as unidades que

compõe este ciclo Assim

/

a - transporte do minério para a unidade de benrficiamen­

to,

b - transporte do concentrado de urânio ("Yellow cake")

para a unidade de conversão em UF ^ ,

c - transporte do hexafluoreto de urânio natural (UFg )

para a unidade de enriquecimento isotópico,

d - transporte de UFg enriquecido para a unidade de con -

versão em dióxido de urânio (UO^^) , que poderá ou não

estar associada a unidade de fabri.cação do elemento

combustível,

e - transporte do elemento combustível fabricado para os

reatores nucleares de potência,

r - transporte do elemento combustível irradiado para a

unidade de reprocessamento, onde (emos a recuperação

do urânio e do plutonio na forma de nitrato Estes

dois elementos sofrem conversão para UFg e PuOg» res-r

pectivamente, dando-nos mais dois passos no transpor­

te de materiais nucleares,

74

g - transporte do UFg recuperado para a unidade de enrique­

cimento isotópico,

h - transporte do PuOg para um local de estocagem, a partir

do qual será levado para o aproveitamento do seu valor

como combustível nuclear,

1 - transporte dos rejeitos gerados em todo o ciclo do com

bustível nuclear, sendo que deve-se destacar o rejeito

de alta atividade, o material gerado no desencamisamen

to do elemento combustível ("claddmg hulls") que al­

guns autores consideram como material contaminado com

elementos transurânicos, englobando assim diversos ti­

pos de materiais

Dc acordo com as normas editadar pela Agência Intprnario -

nal de Lnergia Atômica / 52/ no seu paragrajo 121, nos três

primeiros itens temos o transporte de material de baixa ati­

vidade específica

Nos cinco primeiros passos que estão ligados, temos a pre­

paração do combustível que deve ser irradiado no reator e co

mo pode se observar não levamos ainda ein consideração os re­

feitos produzidos nestas operações Os rp-|eitos gerados na

mineração devem ser deixados no próprio local, não necessi -

tando de Iraiioporte, ao passo que o rcjtilo radioativo gera­

do nas unidades de enriquecimento isotópico e na fabricação

do elemento combustível serão computados quando do calculo -

do montante de reieito gerado em todo o ciclo

O acondicionamento e transporta destrs materiais radioati­

vos são regulamentados internacionalmente pela Agência In -

75

teriiacional de Enerpia Atômica (TALA) / 52 / Estes regulamen

tos Joram olaboradoo de modo a

1 - assegurar a proteção de todas as pessoas envolvidas no

transporte, além do público , contra exposição a radia

ção devido a piesença destes materiais radioativos em

condições normais

2 - assegurar que o acodicionamento para materiais radioa­

tivos se^am projetados e construídos, de forma que em

condições normais e de acidentes, seja improvável a

liberação destes materiais para fora dos acondiciona -

mentos

O primeiro objetivo destes regulamentos é satisfeito impon

do-se limitações nos níveis de radiação na superfície externa

dos recipientes de contenção dos materiais radioativos obede­

cendo assim, as normas básicas de segurança daquela Agência

Levantamentos radiológicos devem ser feitos periodicamen­

te, de modo a assegurar que o nível máximo de exposição para

cada pessoa não seja ultrapassado e sempre que houver suspei

ta do que possam ser atingidos os níveas máximos permissí

veis / 1 0 3 /

O segundo objetivo o satisfeito por mejo do uso de normas

padrão para o projeto das embalagens e programas de qualida­

de que incluam testes apropriados de modo a garantir a inte­

gridade destas embalagens durante a sua vida útil sob condi­

ções normais e de acidente Todas as embalagens devera_ser

projetadas para impedir que ha]a liberação de material radioa

tivo, não somente durante as condições normais de transporte,

76

mas lambem sob condições anormais postuladas e deíinidas pelos

regulamentos criados

3 1- Tipos de Transporte

Os principais meios de transporte para os rejeitos^ radioa­

tivos e para os materiais combustíveis dentro do ciclo do com

bustível nuclear são, sem dúvida, o rodoviário e o ferrovia -

n o Em vasos especiais, podemos ter o transporte realizado -

por iiicio de barcos c aviões O transporte realizado por bar -

C O S tem algumas vantagens em potencial como, por exemplo, a

possibilidade de transportar grandes volumes de material,alem

de não sofrer certas restrições encontradas em outros meios -

de transporte, fato este que esta estimulando as investiga -

ções para um uso cada vez mais crescente deste meio o trans

porte aéreo, atualmente, e mais requisitado para um rápido -

deslocamento de pequenas quan-t idades de radioisótopos usados

em pesquisas ou com finalidade medica Ao contrário do que o

publico pensa, o transporte aereo não e tão usado quanto o

transporte rodoviário ou o transporte ferroviário, não por

motivos áo segurança, la que a taxa de acidentes porn veíru

los rodoviários de carga nos Estados Unidos é de 1,6 x 10~^'

acidentes por milha, ao passo que a taxa de acidentes para Q

os aviões de carga e de 5 ,6 x 10" acidentes por milha /107/

Como podemos observar o transporte aéreo é mais seguro que

o rodoviário , e apesar de seus acidentes serem mais severos,

deve ser levado em consideração que, provavelmente, este aci

dente deva afetar um menor numero de pessoas já que as ro -

tas aereas atravessam geralmente zonas de (jaixa densidade po

7/

pulacional em sua maior extensão Eiri se tratando do transporte

aéreo do combustível nuclear não irradiado, devemos ainda no

tar que, a população ao longo da rota recebera uma dose de ra­

diação menor, devido a altitude do aparelho Em relação a segu

rança (contra sabotagem , terrorismo), o transporte aereo é

menos vuneravel poio exige requisitos de segurança somente nos

pontos de embarque e desembarque

Como desvantagens do transporte aéreo podemos citar para o

combustível nuclear não irradiado constatou-se que o preço de

transporte é aproximadamente quatro vezes superior ao do trans

porte rodoviário, nos Estados Unidos /l07/, para um mesmo per­

curso, tornando-se antieconômico, o combustível irradiado, ro--

mo exige blindagem e sistemas de dissipação de calor, torna os

recepitentes demasiadamente pesados de modo que o uso des

te meio de transporte é totalmente inadequado para este fim

O transporte aereo e regulado pela "International Air Trans -

port Association, lATA"

De uma maneira geral, a maior parte dos carregamentos de

materiais radioativos são assim levados a cabo mediante o uso

do t t an^. por Lf lodovjajjo, poi pt opcir c i onar um modo eronômifo

e flexível de transporte para uma extensa variedade de mate -

riais Estes carregamentos, porem sofrem limitações de pe -

so, devendo obedecer os regulamentos do Departamento Nacional

de Estradas de Rodagem (DNER) quando o movimento se der em es

tradas federais e Ob i egulameiitos dos Departamentos Estaduais

de Estrada de Rodagem (DER) quando as estradas utilizadas fo­

rem controladas poi or/cinismoo cslarJuaio

78

No caso doo rejeitos radioativos de alia atividade o do com

bustível "queimado", espera-se utilizar o transporte ferroviá­

rio, jd que este meio, pode suportar cargas de 100 ou mais to­

neladas, que o requerida para o transporte deste tipo de mate­

rial nuclear

3 2- Normas e Requisitos para o Acondicionamento de Materiais

Ivadioativos

O acondicionamento e transporte de materiais radioativos -

são regulamentados pela Comissão Nacional de Energia Nuclear

(CNEN), que atualmente baseia suas regras em normas publica -

das pela AIEA / 52/, onde encontram-se os critérios a serem -

seguidos Em certos aspectos, como as limitações para o peso

bruto dos veículos, rota, etc, devera haver uma cooperação dos

Depaitamentos de Estrada de Rodagem (Nacional e Estadual) ou

das Redes Ferroviarias (Federal e Estadual)

Estes critérios apresentados têm por finalidade assegurar

que as embalagens pro-jetadas para satisfazer as normas podem

ser usadas em todos os meios de transporte e que resistirão às

condições eventualmente encontradas durante os acidentes En­

contra-se taml)om incluso na publicarão da Agência, uma secção

sobre métodos de ensaios que podem sur levados a cabo nos la­

boratorios o nos campos de prova, Uoando-.e equipamento.) (

instalações la disponíveis Sfpundo a definirão encontrada

neste regulamento / 52/, no se\i paragrafo 129, a embalagem

significa o coi lunto dos coitiponenI e n e c e i s a r i o s para cumprir

o que estabelece este regulamento podende», em par ticular, con-

79

sistir de um ou mais receptáculos, material absorvente, es1ru

turas de espaçamento, blindagem contra radiação e dispositi -

vos para reírigeração, absorção de choques mecânicos e isola­

mento térmico

As embalagens devem ser projetadas de modo a proporcionar

um elevado grau de confiabilidade, garantindo proteção e segu

rança para o publico e para os materiais transportados sob

condições normais de transporte e em severos acidentes Contu

do, o transportador não tem controle sobre a probabilidade de

ter o seu carregamento envolvido em acidente o que nos leva

a alguns ítens básicos que deverão ser observados no seu pro­

jeto, a saber

1- o recepiente externo tem como íunrão conter o material

radioativo durante o transporte, mesmo que ou1ros rece-

pientes no seu interior apresentem perdas,

2 - deve possuir blindagem contra radiação,

3- deve possuir um sistema de dissiparão de calor gerado,

''f- deve possibilitar tomadas de providencias gerais de se­

gurança nuclear

Devem ser ciladas também, outras medirlas que, em conjunto

com os itens básicos, nos forneçam uma visão geral do procedi

mento adotado e garanta-nos um sistema redundante de seguran

ça

5 - manter métodos de proieto conservativos,

ò- adotar margens de seguraiu a,

/- fornecrt condição do vi Joria,

verificai rot i nei rameni e todo o sistema

I

80

Podemos separar os materiais radioativos sólidos, quanto a

forma, em dois grupos os materiais radioativos de forma espe

cial ( M R F S ) , por constituir-se em material radioativo em esta

do sólido que não se dispersa, ou a m d a numa cápsula selada -

contendo o material radioativo A capsula selada deve ser cons

truída de modo que so possa ser aberta destrumdo-se a mesma

O ma1erial radioativo de forma especial deve satisfazer as

normas especificadas nos parágrafos ^726 e 737^'da secção VII

no regulamento publicado pela Agência, ítens estes que espe -

cificam os ensaios a que sujeitar estos materiais Os en -

saios incluem os seguintes tópicos ensaio de resistência ao

choque ,ensaio de percussão, ensaio de aquecimento, ensaio de

flexão Após cada ensaio deve ser feita uma verificação de

fuga por um meiodo não menos sensível do que o especificado -

pela Agência nos parágrafos 736 e 737 // 52 / O conceito de

forma especial, permite a inclusão de maior atividade em uma

embalagem [Tipo A j O segundo grupo h constituído dos materiais

radioativos solidos de "forma normal,", que são aqueles não en I-

quadrados como de forma especial (MRPS)

Para uma perfeita compreensão d o o regulamentos da Agência

e deste trabalho, vamos aqui definir A^ e como foi propos­

to pola Agêueii A^ il( ve oi/nilicji i iiiu/ima atividade d f um

material radioativo d e forma especial ( M R R S ) permitida em um

embalado do tipo A (ver dotinição prensa na secção segui n-

te^ máxima atividade d e um mateilal rad^oa^lvo de "forma nor­

mal" permitida em um enibalaelo I ipo A

81

Embalados e Embalagens

embalagem Tipo A é aquela p r o ] P l a d a de modo a resistir as

condições normais de transporte e deve satisfazer os ítens con

tidos entre os parágrafos 709 e 717 da Secção VII das normas

da Agência 1 sLrs ítens mclucm rusaio d r espargimcnlo de

água, ensaio de queda livre, ensaio de compressão e ensaio de

penetração Estão incluídos aqui os parágrafos contendo os tes

tes para líquidos e gases

O embalado "lipo A deve signilicar a embalagem Tipo A -junta­

mente com o Gou conteúdo radioativo Jjtniludo

A embalagem Iipo L e aquela proielada de modo a rr j j s I l j

aos efeitos das avarias provocadas poi um acídente de tran'- -

porte, satisfazendo para isto os requisitos contidos entre os

paragiaíos / 0 9 e 7?1 das normas da A/ -êru j a / 52 / Alem doo

testes a que se devc submeter a embalagem Tipo A, a embala -

gem do Tipo B deve ainda passar por um rmaio mecânico, rn -

saio térmico e um ensaio de imersao O ensaio mecânico consis

te era duas quedas sobre um alvo, sendo quo a ordem na quul

é submetido, deve objetivar o maxiuio dano possível, apos o en

saio lermico que o (. fur

P^s normas abrangem duas esprcie., de rmljalados do Ii po B

o Tipo B (U) significando a embalagem do 'Jipo B em conjunto -

com o seu conteúdo radioativo, a qual e projetada dr modo a

salisíazer Lodoo os criterios dr- projeto a ela reierida, o

82

T i p o R(M) s i D i i J Í i c a a e m b a l a g e m d o I i p o B em c o n - ] u n l - o com o

s e u c o n t e ú d o r a d i o a t i v o e o n d e o s e u p r o j e t o n a o s a t i s l a z um

o u m a i s c r i t e r i o s d e p r o j e t o a d o t a d o s p a r a o e m b a l a d o d o T i ­

p o B ( U ) O e m b a l a d o i i p o B ( U ) r e q u e r a p r o v a ç ã o u n i l a t e r a l d o

p a í s d e o r i g e m d o e m b a l a d o O e m b a l a d o T i p o B ( M ) r e q u e r a p r o

v a ç ã o d e t o d o s o s p a í s e s e n v o l v i d o s

Em r e l a ç ã o a o s e m b a l a d o s , o s r e g u l a m e n t o s d a A / ^ e n c i a a í n ­

d a p r o v ê m ( a ) r e q u i s i t o s a d i c i o n a i s e s p e c í f i c o s p a r a o s e m ­

b a í d o s d o T i p o A , e i t r e o s p a r a g r a í o o 210 e 22,6, ( b ) r e q u i D_I_

t c ^ a d i c i o n a i s e s p e c í í i c o s p a r a o s e m b a l a d o s d o T i p o B ( M ) r n

t r c o s p a r á g r a f o 3 [2-í) 2 e ?'tà\ A Af e n c í a , v i s a n d o umo m r l h o r -

c o m p r e e n s ã o d o s s e u s r e g u l a m e n t o s , p u l j l i c o u t a m b é m o " A d v i

v i s o r y n i a t e r i a l í o i 1he A p p l i c a t i o n o í t h e I A E A T r a n s p o r t F r

g u l a t i o n s "

L i m i t e s d e A t i v i d a d e s p a r a o s E m b a l a d o s T i p o A e T i p o D

N o s r e g u l a m e n t o s p u b l i c a d o s p e l a A g ê n c i a em 1 9 6 1 e 1 9 6 /

/ 4 9 / / 5 I / o s r a d i o n u c l í d e o s e s t a v a m r 1 a s s i f i c i d c ^ em s e l e

g r u p o s , c a d a q u a l t e n d o um l i m i t e p a r a a a t i v i d a d e m á x i m a A

e d i ç ã o m a i s r e c e n t o p o r e m , a p r e s e n t o u um n o v o s i s t e m a d e n o r i u

n a d o s i s t e m a k-^/Ar^, q u e c o a d o t a d o p o r r jos E s t e s i s t e m a p o

d e s e r s u m a r i z a d o c o m o s e s e g u e

T A B E L A 3 1 - L i m i t e d o C o n t e ú d o p a r a o I m h a l a d o 1 1 p o A

R A D I O N U C L Í D E O L I MI L I DO CONIEUDO ( C i )

em f o r m a e s p e c i a l

em f o r m a n o r m a l —

^ A ,

OS L I M I T E S DE D I I V I D A D E P A I - A O o E M B A L A D O S T I P O B ( U ) E T I ­

P O R(M) SAO A Q U E L E S P I E S C R I T O S n o ^ SEUS C E R I L Í I C A D O - ^ DE CIPI O -

VAÇ S o

OS MÉTODOS A D O T A D O S P A R A D E T E R M I N A R O ^ V A L O R E S DE E A G

SÃO A P R E S E N T A D O S N A S E C Ç Ã O T V D A S N O T M A ^ DA A G Ê N C I A , ONDE T A M

BÉM PODEMOS E N C O N T R A R O MÉTODO DE C Á L C U L O P A R A A M I S T U R A DE

R A D I O N U C L L D E O S , BEM COMO P A R A A C A D E I A DE D E C A I M E N T O R A D I O A T I ^

VO

3 2 1 - R E Q U I S I T O S P A R A O S E M B A L A D O S C O N T E N D O M A T E R I A I S F Í S S E I S

COMO M A T E R N A L F Í S S I L E N T E N D E - S E O p l u t 5 r i i o - 2 3 9 , O P L U T O -

N I O - 2 4 1 , O U R Â N I O - 2 3 3 , O U R Â N I O - 2 3 5 OU Q U A L Q U E R M A T E R I A L -

QUE C O N T E N H A UM DOS P R E C E D E N T E S L S T E . M A T E R I A I S QUE EXCEDERA

1 5 GRAMAS P O R V O L U M E , OU V O L U M R S DE S O L U Ç Õ E S HOMOGÉNEAS H I -

DROGONADAS OU M I S T U R A D A S , N A S Q U A I ^ " A Q U A N T I D A D E E X C E D E 5 0 0

GRAMAS DE U-2jo OU DR PU E A M D Ã NU CAOO DE E X C E D E R 8 0 0 G R A ­

MAS DE U - 2 3 5 P O R V O L U M E , DEVEM S A L I ' ^ ^ Í A Z E R A L G U N S R E Q U I S I T O S

DE C O N T R O L O NO T R A N S P O R T O DE T I L MODO QUO A C R I T I C A L I D A D E -

NÃO P O S S A O C O R R E R ERA Q U A I S Q U E R C O N D I Ç Õ E S P O S S Í V E I S

O S R E G U L A M E N T O S D A A G Ê N C I A N O S LORNECERN T A M B É M E N T E R R O S

A SEREM O B S E R V A D O S P A R A O C O M B U S T Í V E L N U C L E A R I R R A D I A D O NO

QUAL O M A T E R I A L F Í S S I L NÃO E S T A E S P E C I F I C A D O , E A S P R E C A U ­

ÇÕES E S P E C Í F I C A S i SEREM T O M A D A S CORA OS E M B A L A D O S F Í S S E I S -

DA C L A S S E T , C L A S S E T I o C L A S C R T T I

84

Os embalados do inaLeriais íísse±s, L x c o t o p a r a os casos fs

p e c i f i c a d o s no p a r á g r a í o 601 das n o r m a s da A g ê n c i a , devem ser

c l a s s a f i c a d o s em urna das três c l a s s e s

a- C l a s s e f í s s i l I embalado que o f e r e c e s e g u r a n ç a n u c l e a r ,

p o d e n d o em quaisquer c i r c u n s L a n c i a s p r e v i s í v e i s , ser

t r a n s p o r t a d o era qualquer tiumoro r airar)]o,

b- C l a s s e f í s s i l TI embalado que em n u m e r o l i m i t a d o , ofr-

rece s e g u r a n ç a sob o po n t o de v i s t a n u c l e a r , p o d e n d o em

todas as c i r c u n s t a n c i a s p r e v i & í v e i o ser t r a n s p o r t a d o em

q u a l q u e r a i r a n j o ,

c- C l a s s e físsil I I I embalado que soraente d e n t r o de ar ran

]o e s p e c i a l , o f e r e c e s e g u r a n ç a sob o p o n t o de v i s t a n u

cl e a r

A s e g u r a n ç a nuclear no t r a n s p o r t e e ob'-ervada, c e r t i f i c a n -

do-se que o c o n t e ú d o de c a d a erabalado onde o m a t e r i a l físsil

esta p i e s e n t e e s u b c r í t i c o quand<i cnlre/'Uf ao trar'spor t ador e

que o embalado ó pi o |r t ulo dr tal in mr i i j qui f'" líf or r a uh

c r i t i c o sob qualquer c o n d i ç ã o que p o s s a aor e n c o n t r a d a d u r a n ­

te o transporte, incluindo- j C a c i d e n t a s Alem d i s s o , o cou -

feudo eleve s^ r ljiiii1ad(), ou m e l h o r , o nuinr i o de orrilialados de­

ve ser tal c|uo, me 3rao rm ca^o de um r ca/ l u p i m c u t o , o veiculo

ou a area per in anecei ão ubc r 111 co T , c o n s i d e r a n d o - s e os casos

de a c i d e i t e s e e r r o s d e inanu j l i o Im p a r t i c u l a r , devem ser

considet ados as bo,nunlp<^ con t i n;jcnc i a s

85

•

a - i n f i l t r a ç ã o d e a g u a n o s v o l u m e s ,

b - a p e r d a d a e f i c i ê n c i a d o s m o d e r a d o r e s o u a b s o r v e d o r e s d e

n ê u t r o n s ,

c - p o s s í v e i s r e a g r u p a m e n t o s p a r a u m _ a r r _ a n j ^ m ^ i s _ r e ^ ^ o

q u e r d o n b r o d o s e m b a l a d o s , q u « r como r e s u l t a n t - r d a r u p ­

t u r a d o e m b a l a d o ,

d - r e d u ç ã o d o s e s p a ç o s e n t r e o s e m b a l a d o s o u c o n t e ú d o s ,

e- i m e r s ã o d o s e m b a l a d o s o u c o n t e ú d o s ,

T - a u m e n t o d a ( o j l i v j d n d r d r v u J o i m u d a n c o - ^ d r t r m p r r j l u r i

C a t e g o r í a s d o s E m b a l a d o s e C o f r e s d e C a r g a

O c o f r e d e c a r g a deve s i g n i f i c a r u m e q u i p a m e n t o d e t r a n s p o r

t e p r o j e t a d o p a i a l a c i l i t a i o t r a n ^ p o i l e de m e r c a d o r i a s ] ) u r

m e i o d e u m o u m a j s modoT d e t r a n s p < n l f ^ e m r e c a r r e g a m e n t o m -

I e r i i i e d i a i l o

O s e m b a l a d o s e c o f r e s d e c a r g a d e v e m s e r e n q u a d r a d o s e m u m a

d a s sCguintoo c a l c g o i l a ^

a ) C a t e g o r í a 1 - H o l u l o B r a n c o q u a n d o a t a x a d e e x p o s i ç ã o

a r a d i a ç ã o o r i g i n a r i a d o e m b a l a d o n a o e x c e d e 0 , 5 m R / h , o m

q u a l q u c j p o n i ó d a . u p c i í í c i í c a l c i n a d o e m b a l a d o , a C [ u a l

q u e i m o m e n t o d o t r a n s p o i l e e o e m b a l a d o n ã o p e r t e n c e a

C l a s s e f i s s i l E T o u I T l C o f i c d e C a r g a q u a n d o o c o f r r

d o c a r g a r o n t o m c m u a l a d o s d r m a l e r i i i s r a d i o a t i v o s , d c

q u a i s n o n h u m e - > t a c l a s ^ i L i c a d o c m r j l r / ' o r i a d i f e r e n l e d a

C a t e g o r i a i - R o t u l o B r a n c o

86

b ) C a t e g o r i a I I - R o t u l o A m a r e l o q u a n d o o l i m i t e de r a d i a

ç a o p a r a a C a l o g o r i a L - R o t u l o B r a n c o é e x c e d i d o , o u

q u a n d o o e m b a l a d o p e r t e í i c t a r iasor í í s s i l I I , e a i n d a -

q u a n d o

b i ) a t a x a d e e x p o s i ç ã o a r a d i a ç ã o o r i g i n a r i a d o e m b a l a

d o n ã o e x c e d e 5 0 m R e m / h e m q u a l q u e r p o n t o d a s u p e r f i _

c i e e ^ ^ t e i n a d o e m b a l a d o , a q u a l q u e r m o m e n t o d e t r a r i s

p o r i e e ,

b i i ) o í n d i c e d e t r a n s p o r l c ( n u m e r o que expressa o m ã x i

m o n í v e l d e r a d i a ç ã o e r i i m R o m / h a u m m e t r o d a s u p e r ^

r í c i e e x t e r n a d o e m b a l a d o ) n ã o e x c e d e 1 , 0 a q u a l -

q u e r m o m e n i o d e 1 1 a n s p t ) r I r C o f r e s d e C a r g j r ^ u a n -

d o o í n d i c e d o t r a n ^ p o r t í d o c o í r e d e c a r p a n ã o

e x c e d e 1 , 0 a q u a l q u e r m o m e n t o d e t r a n s p o r t e , a l e m

d e n ã o c o n t e i n o n h u m e m i j a l a d o d a C l a s s e f í s s i l m

c ) C a t e g o r i a 111 - R o t u l o A m a r e l o q u a n d o u m d o s l i m i t e s d e

r a d i a ç ã o e s p e c i l i c a d o e m B I t e x c e d i d o , o u q u a n d o o

e m b a l a d o p e r t e n c e a C l a ^ s i F Í O S I L F L o u C l a s s e í í s s i l T I I

o u a i n d a q u a n d o o e m b a l a d o e s t a s e n d o 1 r a n s p o r t a d o s o b

a r r a n - ] 0 e s p e c i a l , e

C L ) a t a x a d e e x p o s i ç ã o à r a d i a ç ã o o r i g i n a r i a d o e m b a

l a d o n ã o e x c e d a 2 0 0 m R e m / h , e m q u a l q u e r p o n t o d a

s u p e i f í c i e d o e m b a l a d o , a q u a l q u e r m o m e n t o d o

t r a n s p o r t e , e x c e t o p a r a t r a n s p o r t e c o m o c a r g a c o m

p l e t a , s o b c o n d i ç õ e s e s p e c i l i c a d a s p e l a s n o r m a s -

d a A g e n c i a n o p a i á / ' r a f o s '>5'\ ( a ) e 5 3 7 ( a ) , o n d r

s ã o c o n s i d e r a d o s r e q u i n t o s a d i c i o n a i s r e l a t i v o s

87

11

a o t r a n s p o r t e f e r r o v i a r i o e r o d o v i á r i o , a t a ^ a m a y i r a a

p e r m i s s í v e l d e v e s e r 1000 r n H e r n / h ,

c i i ) O í n d i c e d c t r a n s p o r t e n ã o d e v e e x c e d e r 10 a q u a l -

q u e r m o m e n t o d o t r a n s p o r t e , a m e n o s q u e o e m b a l a d o

o . t e j a s e n d o t r a n s p o r t i d o < o m c ) c a r g a c o m p i c l a C o -

f i e s d e C a r g a q u a n d o o í n d i c e d e t r a n s p o r t e d o c o

f r e d e c a r g a e x c e d e 1 , 0 , a q u a l q u e r m o m e n t o d o

t r a n s p o r t e , o u c i u a n d u u c f ) 1 r e p o s s u i e m b a l a d o s p e £

t e n c e n t p s a C l a s s e f í s s i l 1 1 1 , o u a i n d a c e n a n d o e l e

e s t a s e n d o t r a n s p o r t a d o s o b c o n d i ç õ e s e s p e c i a i s l i o

c a s o d o c o f r e d e c a r g a c o n t e r e m b a l a d o s d a C l a s s e

rí i l r i l , o í n d i c f d r t r m p o r t e d o c o f r e r l r ^ v r -

s e r a s s u m i d o c o m o ^ o n d o 'jO

3 ¿ 2- M é t o d o s d e E m p a c o t a m e n t o

D e n t r o d o c i c l o d o c o m l j u . t í v r l n u c i f r i r , e n c o n t r i r n o s m a t e ­

r i a i s s o b d i v e r j a s T o r m a s e c o n c e n t r a ç o e t e , p o r t a n t o , h a v e r á

n e c e s s i d a d e d e c l a s s i í i c a - l o s s e g u n d o l o i m a s d e e m b a l a g e m a p r o

p i l a d a p a r a o l i a n p o r t e e m s e g u r a n ^ a

0 I r a n s p o r t e d o M m e i l o d c U r â n i o p a r a a U n i d a d e d e b e n e -

l i c i a m e n f o Q u í m i c o

C o m o a c o n c e n t r a r ã o d o u r â n i o n o m i n e r l o e b a i x a , g r a n d e s

q u a n t i d a d e s d e m i n e r l o d e u r â i i i o s ã o m o v i m e n t a d o s a p a r t i r d a s

m n i d e m o d o a o b l r j a e [ u a n l i i. d e r o t i c f n t r a d o d e u r â n i o d e c e ­

j a d o A s s i m , o l o c a l d a u n i d a d e d e b e n e f i c i a r a e n t o q u í m i c o , o n ­

d e s e d á a c o n c e n t i a ç ã o q u í m i c a , d e v e e s t a r p r ó x i m a d a s m i n a s

d e e x t r a ç ã o d o m i n é r i o

88

O minério de uiânio é claosificado como material df baixa,

atividade especifica, sendo transpoi tado a granel em cammtioes

ou vagoes ferioviarios Os veículo^ u' 'ados neste iipo de 1 r ins

porte, devem ter grande capacidade de íorraa a minimizar o núme

ro total envolvido, enibora, geralmeite, as ramas estejam loca­

lizadas era ponios remotos, onde o publico não é diretamente

afetado Nos Lstados L/nidos, para modrlos de transporte, orio-

tou-se veículos rodoviários com capacidade paia 27,2 toneladas

métricas de ramerio /]_q2 /

Concentrido de Urânio pari a Unidodi de Convet'-ão à UP.

Da unidade de be^ieficiaraento químico temos um produto ruja

consistencia virja do granulado ao po 1 <• t e pó c o concentrado

de urânio, internacionalmente conhecido como "Yellow cake",que

pelos regulamentos da Agencia e classiiicado como sendo maie -

rial radioativo de baixa atividade específica

O concentrado de urânio é norraalraente acondicionado em tam­

bores de aço de 210 litros que tom uma capacidade de aproximada

mente 0,38 toneladas métricas, dependendo da umidade do concen

trado

Lm um dos modelo :> ])ara transporto de material radioati /o

nos Estados Unidos, adotou-se um veículo rodoviário com aproxi

madainente hO toneladas, o quo n o o da um peso líquido de concen

trado de urânio igual a Ib,? t onol ido'-' mrt ricas No caso dc

o n

u i i l i z a r m o s o t r a n s p o r t e f e r r o v i a r i o , o v a g ã o s e n a c a r r e g a d o

c o m 1 0 0 t a m b o r e s e e m a l g u n s c a s o s e s p e c i a i s c o m 1 6 0 o u 1 8 0 -

t a m b o r e s

T r a n s p o r t e d o U F g n a t u r a l p a r a a U n i d a d e d e E n r i q u e c i m e n t o

I s o t ó p i c o

à t e m p e r a t u r a o r d i n a r i a , o U F g m a n t e m - s e n o e s t a d o s ó l i d o ,

e n q u a n t o q u e a t e m p e r a t u r a m a i s a l i a s ( a c i m a d e e l e O U -

b l i m a S o b g r a n d e p r e s s ã o , t o r n a - s e l í q u i d o q u e t e m , r e l a t i v a ­

m e n t e , u m a l t o c o e f i c i e n t e t é r m i c o DF- r x p a n s ã o , e a l t a d e n s j i _

d a d e

D e a c o i d o c o m i o / u l a m r N I N ' ^ p i i h l i c i d o - ^ p r i a A g c n r i a , o

U i g n a t u r a l o u m m a t e i l a l r a d i c a l i v o D ( L a i x a a t i v i d a d e e ^ p e c _ í

í í c a

No N I I Ü L I I K n I I , o I M g < j c o n d i e I o i i jdo ( I N C I L I N D R O ' - c o m c j p i c i -

d a d e i g u a l a 1 2 , 7 t o n e l a d a s e p e s o i o l a l i g u a l a 1 4 t o n e l a ­

d a s / i 0 2 / O m e i o d e t r a n s p o r t e m a i s u t i l i z a d o p a r a e s t e t i p o

d e m a t e r i a l e O t r a n s p o r t e r o d o v i á r i o , o n d e u m c a m i n h ã o c a r -

1 e g a 1 c i l i n d i o d e c a d a v e z

N o s c a s c ) s d o c i c l o d o c o m b u s t í v e l n u c l c u o n i r e c i c l a / ' T M d o

u r â n i o o u , a i n d a , u r â n i o / p l u t o m O , I e m o o a l e m d o u r â n i o e m p o -

b r e c i d o g e r a d o n a u n i d a c i c ñc e n r i r ^ u e c I i i i r n I o i s o i o p i c o , q u a l q u e r

q u ( s e j a o c i c J o i d o l a d o , o u r â n i o a f i r e c u p e i a d o f e o n v c r l i

. v e ^ r Í

t i a n s p o r t a d o n o s m o s m o s m o l d e s i n d i c a d o ^ p a r a o U f ^ p r o d u z i d o

d o c n i \JR^ n i u n i d i d e d t l e p i ( ) ( - . ( u n e u I o I t e U l g d c

n a u n i d a d e d e c o n v o i s a o

[,NJ„mU o Dfc P E S O U ' - " ' ^ E ' R ' E I C S E N U C L E A R E S

l._ P . E. N _ .

90

Transporte do UT- Tn r iqur c idi:) para 2 Unidade de Conversão

UO2

Ao exami nai riios diversos traljallios apresentados / 9 1 / , /?7 /

por autores que xratam dos problemas ligados ao transporte de

materiais radioativos, notamos que alguns incluem como passo

de transporte, o movimento do UFg enriquecido para a unidade

de fabricação do elemento combustível, unde primeiramente ae­

ra convertido em UO^ e, a partir deste ponto, os processos ne

cessai I O S para a [abi ícac ao dos elementos prontos para serem

utilizados nos reatores nucleares de potência Outros auto -

res desdobram este movimento em dois Neste caso, devemos in

cluii imia unidade de converoão em IIO2 iodada da unidade de

talHicação do elemento combuotível, o que- pode torricir o SL<-1e

ma que envolve o transporte de materiais radioativoc mai vul

neravel no que diz respeito a problemas de segurança Adota­

remos, então, para este trabalho, a primeira forma de trans -

porte sugerida, ou seja, sem um ponto intermediário entre as

unidades de enriquecimento isotópico c fabricação do combustí^

vel

O UFg enriquecido e um material físsil e não dilere em apa

rência do UFg natural, sendo lambem transportado como sólido,

acondicionado em embalagens do L1 pu A, levando-se em conside­

ração o fato de tratar-sf de material fí- sil Para todo carre

gamento que contenha U-235 com enriquecimento superior a 1%,

adota-se o uso de urna blindagem protetora, que aumenta a se -

gurança do conjunto no caso de ocorrências de algum acidente

onde poderíamos ter perda de material ou fogo envolvendo a

embalagem

01

Pelo fato de se considerar essencial que o UFg esteja rom-

pletamente solidificado antes do transporte, pode-se requerer

um período de resfriamento que e de aproximadamente cinco

días para sua total solidificação No caso do Brasil , dada a

temperatura tropical reinante , cuidados especiais deverão ser

levados em coita para a manutrniao do timprratura abaixo do

ponto de sublimarão

I

O modo de transporte mais empregado e o rodoviário, onde o

caminhão é carregado com cinco cilindros de 2 , 5 toneladas ca­

da, e com uma capacidade individual de 2 ,2 toneladas métricas

de UFg, perfazendo um total de 11 toneladas métricas de UFg -

por carregamento Como devemos usar uma embalagem protetora ,

cada cilindio tei a um peso nominal de 2,9 toneladas

Transporte dos Elementos Combustíveis não Irradiados para

o Reator Nuclear de Potencia

O Combustível de um rc<itor nuclrar do tipo An/ i a L r con -

tituído de cerca de 54 1 orelada> métrica de U O 2 , e um reator

do tipo Anpra II {-'] jOO míe) , el. 110 lontlida. m. I 1 icas O

enriquecimento isotópico do uianio va la dr ap r ox 1 madamen I f

2,8% a 3»2% em peso O combustível encontia-se na formí de

U O 2 depois de ter sido sinrerizado e compactado de forma a

apresentar alta donsidadi e r e 1 t r nc 1 i A-- pastilhas sao co

locadas em tubos de Ziiealoy que I Piii as ex I t f m 1 dade^oldadu-^,

formando assim a barra de combustível L o t a barra de combus­

ti vr 1 ( ul)iii( t 1 (la i i I i o r o o r on I i (~) I r dr r[u il i d jdr p 1 1 a r \ lu

mos certos de sua integridade antes de remetê-lo ao reator

9 ¿

O redtoi Angra L coiilciii i21 con junios dc p lenientes combustíveis

Ja para reatoies do tipo Angra il, o numero e de 193 conjuntos

de ( lemontos combus tí vous com m d( r ompr ime n t o

Aproximadamente 1/3 do combustível de um reator tipo Angra e

substituido por ano, isto e, 40 elementos combustíveis para An­

gra I ou 64 elementos combustíveis para Angra II

O projeto da embalagem para o transporte do combustível não

iriadiado, o seu conteúdo, o índico de transporte a ser assumi

do para cada embalagem, bem como todos os processos a serem se

guidos no carregamento, embarque e desembarque devem ser apio-

vados pela Comissão Nacional de Energía Nuclear (CNEN), que

"tamliom so onrarrf/''ar i da irvi- ío r íjirovjião da omt^a] igem an -

tes de ser usada pela primeira vez

Os elementos combustíveis são geralmente envoltos por um

saco plástico e colocado em um recipiente metálico que supor­

ta-os em seu comprimento total, durante o seu transporte O

recipiente metálico típico para o elemento combustível de um

reator tipo PWH e um conjunto de ariiiac õro , constitumdo-se -

do uma trave principal o um coniunto de cavilhas que segura -

os elementos combuotíveis írrmcntc a trav( A I igura 3 1 no.

mostra um recipiente típico para o transporte de elementos

combustíveis

Por tratat-='0 de um modo do tr in ))oi IR [lexívol , atualmrn

te o transporte rodo^/idiio e o mais empregado, pois o trans -

poi te Jerroviario o maio lento, alem de n j.o eclar a d i s p o s L -

S U P O R T E D E E M P I L H A M E N T O

A L Ç A

A R O E N R I J E C E D O R

C A L Ç O D E A L I N H A M E N T O

B L O C O S E P A R A D O R

G R A M P O P A R A A J U S T E D O C O M B U S T Í V E L

M E I O G R A M P O

P L A N O D E A P O I O D E T A L H E B |

S U P O R T E

D E T A L H E A

V A S O D E C O N T E N Ç Ã O

C A L H A D E E M P I L H A M E N T O

E L E M E N T O C O M B U S T Í V E L

J A N E L A D E A C E S S O

FIG.3.1- Recipiente para

o Transporte de Elemen­tos Combustíveis não Ir­radiados.

V E D A Ç Ã O

' ' P A R A F U S O T

A R R U E L A E S P A Ç A D O R A

P O R C A

D E T A L H E A

' P I N O

- A R R U E L A J D E _ A P E R T O

P O R C A

D E T A L H E B

to

94

çâo de todas as instalações nucleares O transporte lluvial ou

marÍLimo também apicíenla algumas desvantagens em relação ao

transporte rodoviário, como por exemplo, o íato de necessitar­

mos de caminhões como complemento do transporte, já que, quase

sempre, não é possível traçar uma rota aquática ligando direta

mente as unidades desejadas

O transporte aéreo, também pode ser usado para este tipo de

material, aproveitando-se assim de sua principal característi­

ca que é o curto período de tempo necessário para se efetuar o

movimento, porém, o custo para esta operação torna-se elevado,

além de necessitar o uso de caminhões como complemento do mo­

vi mento

Adotando-sp o transporte rodoviário, como o mais adequado -I

às necessidades, um veículo rodoviário podf transportar de ca­

da vez, seis embalagens contendo, cada um, um numero igual a

dois con luntoo de eleinent"Oo comtjus 11 vei s, o que períaz um to -

tal de 12 coniuntos do elemento comhu I ívriG por carrepainen -

to /103/

Transporte do Llemenlo Combustível Irradiado

A operação do reator nuclear dn poirucij exige a subctituj_

cão dr L / J do of u romlm lívi L total J T J I a ( jda r ecar r egameu t o

O elemento combustível removido do reator Ir m a mesma aparen -

cia que o elemento combustível não irradiado, alem do ter uma

25b

^ certa quantidade oi iginal do U que pode ser recuperado na

unidade de reprocessamento

')5

O combustível em Angra I e ]1 sf ra irradiado acerca de

33 000 Megawatt/ dia por tonelada métrica (^WD/lM) Em conse

quência desta irradiação e íissão do urânio, o elemento com­

bustível contera uma certa quanticíade do plutônro e de pro(iu

tos de fissão Este plutonio produzido, como no caso do urâ­

nio que esta contido no elemento combustível, pode ser recu­

perado na unidade de reprocessamento, apos um tratamento ade

quado, podendo assim, o seu potencial como combustível j u i -

clear, ser aproveitado em outros trpos de reatores que deve.

rão entrar em operarão nos anos íuturos

Logo apos ser retirado do reator, o conjunto de elementos

combustíveis irradiados (combustível queimado) deve ser colo

cado em tanques de estocagem provisoria, sob agua, onde per­

manecera por um perído de tempo que vai de 90 a 180 dias, de

*" modo que haja um certo resfriamento, com o decaimento radioa

tivo de certos elementos que têm meia-vida muito pequena

Este resfriamento permite, então, um manuseio mais seguro ,

quando então e colocado no casco utilizado para o seu trans­

porte que deve ser teito para a unidade de reprocessamento

A radioatividade do combustíveJ iiradiado decrotce rápida

mento com o tempo. Jogo após oor dr-^r u'ro/Mdo, como podemos

ver na labela 3 ¿

Fntre os produtos do Ci ssao ])t edcim i nan t r s , que rstio na

* forma de gas, devemos citar o C r ip t ô n i o - f í 5 , o Xenônio - 131 e

o Iodo - 1 3 1

90

<*•

TA13LLA j 2 - r ddi O d 11 vi dado Lola] do Combus I íve 1 IrradJudo (Ci)

/ 87/

Tempo

anos

Produtos de

fissão

Actinideos isótopos dos

maler]ais es

truturais

Tota]

1 2 , 2 1 X 1,09> 1 0 ^ 2 ,3C8 X 10^'

10 3,19 X 10^ 6,90x10^ 1,11 X 10^^ 3,99 X I O 5

102 3,48 X L O ' ' 6,10x10^ 6,71 X 10^ 4,16 X 10^

103 2,10 X 1,50x10^ 7,10 1,53 X 10^

10^ 2,00 X 4,35x10^ 5 , 9 2 4,61 X 10¿

10^ 1,54 X 3,35x10^ 2,83 5,1/ X 10^

10^ 3,31 4,49x10-^ 1,47 X 10" -^ 1,84 X 10^

107 1,30 X 10-1 5 , 5 1 2 , 5 / X 1 0 " 5 5,64

97

O combustível irradiado gera calor^ que durante o período de

resfriamento também decresce como podeirios ver na Tabela 5 3

Pelo fato d ^ n ã ^ lermos unidades de reprocessamento em ope­

ração no mundo (as que foram construídas nos Estados Unidos en

contram-se fechadas), o transporfe deste tipo de combustível -

pode resumir-se ao movimento do combustível irradiado de um

tanque de '^^stocagem pertencente a um reator que está repleto,

a um outro tanque pertencente a um segundo reator com espaço -

vago, ou uma instalação especializada em estocagem desse tipo

de combustível

\ Os cascos usados no transporte do comtjustível queimado de­

vem satisfazer todos os requisitos exigidos para as embalagens

Tipo B Estes cascos devem manter a integridade de sua blinda­

gem e também não liberar material radioativo, no caso de ter -

raos o veículo transportador submetido a acidentes hipotéticos

Assim, estes cascos devem também satisfazer os requisitos dos

regulamentos da Agência no tocante aos materiais físseis e

fontes de grande atividade, assegurando a segurança nuclear e

dissipando o calor gerado no combustível e no casco pelo de -

caimento radioativo Normalmente a água e usada na cavidade

central do recipiente de contenção, como meio primário de trans

ferência de calor (algumas vezes chamado de refrigerante primá­

rio) para transferir o calor devido ao decaimento radioativo ,

do elemento combustível para o corpo do casco O calor e nor -

malmente dissipado no ar quo passa atravrs das aletas contidas

na superfície dos cascos, por processo natural Em alguns ca -

S O S especiais onde temos cascos muito grandes, podemos forçar

a passagem do ai através destUo aletas, por meio de um sistema

98

T A P E L I ^ 3 3- Q U A > U I D A D R I ' O T - A L D O C U L O R (,ER I D O R M C O R N B U ' = ' -

T Í V E L I R R A D I A D O ( V / A I T S ) / 87 /

1 .

tempo

(anos)

1

10

10^

10

10

10-

10^

10

3

4

7

Produtos de

fissão

1 , 0 3 X 1 0 ^

1 , 0 5 X 1 0 ^

1 , 0 7 X 1 0 ^

2,22 X 10 -2

2,05 X 10 -2

1 , 3 2 X 10

L,80 X 10

3,92 X iü

-1

-4

- 5

Actinideo£

4 , 4 1 X 1 0 '

2 ,09 X 1 0 '

1 , 7 1 X 10 2

4,80 X 10'

1,33 X 10

0,15 X 10

3,40 X 10

1, 1 ( A 10

i

-1

-1

-1

Isótopos dos

materiais es

tutur ais

4 , 7 1 X 10 - 2

1 ,1() A 10'

1 , 0 / X 10 - 1

2,70 X 10 -4

-4 1,24 / 10

8,0(j X 10'5

4,00 y L0~^

/|,Ü4 / 10"^'

Total

1 , 1 2 X 10

i , 3 n X lo '

2, /8 X 10

4,80 X 10

1,33 X 10

9,28 > 10

.;,41 X 10

1,16 / 10

2

1

1

-]

-1

99

de ar forçado (ventiladores) aumentando a capacidade de res -

íriamento do conjunLo

Existem também certos cascos , como o "NLI", construído pe

la "National Lead Industries" que usam o helio como meio pri­

mário de transferência de calor, na sua cavidade, e temos ain

da o "TN-8" e o "TN-12", construídos pela "Trans Nucléarie "

onde o meio primário de transferência do calor é o ar / 30/

Atualmente, a tecnologia quo envolve o projeto e construção

dos cascos para o transporte do combustível irradiado já é per

feitamente disponível Estes cascos aceitam o combustível u r a

diado, após um resfriamento mínimo de 120 dias, podendo ser

transportado tanto por rodovia, como por ferrovia A Tabela

3 4 nos dá uma lista dos cascos que já estão disponíveis ou en

tão em construção na Europa e nos Estados Unidos

Para uma melhor compreensão do prolitema que envolve o proje

to e construi ão dos cascos para o transporte do comtius t íveJ ir

radi ado, vamo.-, d r < cr r v e i a p i i nc i (> j i < J i if 1 r r i ^ I i ca dr j l -

guns deles

Paia o movimento que taz uso do f r tnsporle rodoviário, apre

sentamos trê" cascos que são o U P S-Zi, cunst ruído pela "The ilu­

d e a i 1 uel bc 1 v lecs h ir ) T poi 3 I i on " , o I M - ( ous I r u í do pe J a

"Transnucleaire " e o NLI, construído pf-]j "The National Lead

Industries"

100

O N R S-4 e um rasco onde o meio primario de transferência de

calor é a água, sendo empregado para o transporte de um conjun­

to de elemento combustível de reatores PWR A aprovação pelo or

gão competente nos Estados Unidos, para este casco, foi dada era

novembro de 1972 O casco tem uma cavidade interna de 452 cm de

coraprimento e 3 4 cm de diâmetro Circundando esta cavidade cen­

tral temos a blindagem para a radiação gama e estrut-ura dr re -

sisLencia , onde temos 168 cm DR chumbo e aproxrmadamentr 4 cm

de aro moxidave] era varias ramadas A blindagem para os nru -

trons e proporcionada por 11 , 4 cm fie uma solução anticorigeLan-

Le do a ^ u a borada A capacididc raaxinu DR retirada DR caioi R

de 11,5 KW

O iM-8 e u m casco p a i a S f i u-sadu n o tran importe rodoviário,

emÍTora deva haver uma oerie d e r t'"-1 r i s,õc-- para o =-eu uso nes -

te modo de transpor t;e dado o seu pe^o, que chega a 4 0 Loneia -

das, o pode e u tejar j coniunto dr r ) f iiieri t os combustível'" d e

cada vez iste mesmo casco podi r r usado no transporte íerro-

viário , que poderia carregar mais d e um casco por vez A Ji -

cene , a para O o t c casco íoi d a d a n o I s todos Unidos em 19 / 4 AJ-

g u n d r D te . ( < o ^ r I jo t atiil if m m i ii o 11 j 1 u r op j A r a /1 d a d r

interna deste casco tem 4 2 / cm d e comprimento, enquanto que a

blindagem paia a r i d i a ç a > j gama e d r lf\5 cii d e chumbo, 6 cm

d e aro em v a r i a , r iniudo ^ c o m o c i i u l m a d e resistencia e 15cm

d e uma resmi lioi a d a , t i i d a c o m o hJiiujj'Hm para o s neutrón-:^

O casco pi)Soiii ainda uma c a]) a r i d j(tf dr i f mo ão d e ralor i/nial

a 35,5 K¥

NDO i igui a o ; 2 r 3 5 a p i C o t n l i i i k j . um C I O C O p a r a o c o m t u o l j

V i l i T ladrido ( unia m o n l / f i n d f ^ - t r r a c o ora um V d g a o ferrovia­

rio

C Â M A R A D E V A ' L V U L A

R E V E S T I M E N T O D E

A Ç O I N O X I D Á V E L

CÂMARA DE V Á L V U L A

I N V Ó L U C R O E X T E R I O R DE AÇO I N O X I D Á V E L CORRLGADC

B L I N D A G E M ( U R Â N I O )

C E S T O D O C O M B U S T Í V E L R E M O V Í V E L

B L I N D A G E M P A R A N Ê U T R O N S

A L E T A S D E I M P A C T O

C A B E Ç O T E D E F E C H A M E N T O

FIG.3.2- Casco para o Transporte de EmbalaeepsConbustiveis Ir -radiados.

/ /

i02

• • # »

TABELA 3 4- Cascos para Combustíveis Irradiados

líone Común ' Conjuntos

, PWP/BWR

Blmdagemi Capacidade de

Remoção de Ca lor

Peso do casco

carregado apro ximado (ton )

Modo de

transporte

Disponíveis

em construção

1/2 chumbo 11,5 24 Caminhão 6/0

írs-5 2/4 urânio 20 25 Caminhão 0/0

I F - 3 0 0 7/18 urânio 76 74 Trem 4/0

T M - 8 3/0 chumbo 35,5 36 Caminhão 0/2

TM-9 0/3 chumbo 24,5 36 Caminhão 0/3

TJ-12 12/32 aco -95 97 Trem 0/1

jLI-1/2 1/2 chumbo 10 ,6 22 Caminhão 3/2

^ L I - 1 0 / 2 ^ 10/24 cnumbio 100 88 Trem 0/12

B C L - 6 i/2 chu'-iío i2 ,0 22 Cammnão 0/1

o

104

O N L I É U M C A S C O Q U E U S A O H É L I O C O M O M E I O P R I M Á R I O

D E T R A N S F E R Ê N C I A D E C A L O R , P O D E N D O T R A N S P O R T A R U M C O N J U N ­

T O D E E L E M E N T O C O M B U S T Í V E L E T E N D O U M P E S O T O T A L D E 2 4

T O N E L A D A S P O R T A N T O , U M C A S C O P R O J E T A D O P A R A S A T I S F A Z E R -

A S E X I G Ê N C I A S D O T R A N S P O R T E R O D O V I Á R I O F O I A P R O V A D O P E

L A " N U C L E A R R E G U L A T O R Y C O M M I S S I O N " ( N R C ) , Ó R G Ã O L I C E N C I A

D O R A M E R I C A N O , N O A N O D E 1975 O C A S C O T E M U M A C A V I D A D E

I N T E R N A , C O M C O M P R I M E N T O D E 4 52 C M E U M D I Â M E T R O D E 34cm

A B L I N D A G E M E M T O R N O D O C O R P O D O C A S C O é P R O P O R C I O N A D A

P O R U M A C A M A D A D E 7 C M D E U R Â N I O E M P O B R E C I D O , 5,4cm D E

C H U M B O E 3,8cm D E A Ç O ( E M D I V E R S A S C A M A D A S ) A B L I N D A G E M

P A R A O S N Ê U T R O N S é P R O P O R C I O N A D A P O R 12 ,7cm D E Á G U A A

S U A C A P A C I D A D E D E R E M O Ç Ã O D E C A L O R É D E 10,6 K W

E N T R E E S T E S C A S C O S , T ^ ^ O J O T A D O S P A R A O U S O N O T R A N S -

P O R T E F E R R O V I Ã R A O D O C O M B U S T Í V E L I R R A D I A D O , P O D E M O S C I -

T A R O "ir-300" C O N S T R U Í D O P E L A ' G E N E R A L R I E C T R I C C O R P O R A ­

T I O N " , O "TNí-12", C O N S T R U Í D O P E L A " I R A N S N U C L É A I R E " E O

" N L I " , C O N S T R U Í D O P E L A "Ilie N A T I O N A ] L O A D I N D U S T R I E S "

O TTI-12 É U N C A S C O D E 107 T O N E L A D A S , C O N C A O A C I D A D E

P A R A 12 C O N J U N T O S D E E L E M E N T O S C O M B U S T Í V E I S O C A S C O P O S ­

S U I U M A C A V I D A D E I N T E R N A C O N 37 3 C M D E C O N P R I M E N T O , C O M

P O S S I B I L I D A D E D E S E R A U M E N T A D O P A R A 502 C M E , D E S T E N O D O ,

Q U A N D O T O T A L M E N T E C A R R E G A D O , P O D A R Á 116 T O N E L A D A S A

B L I N D A G E M P A R A A R A D I A Ç Ã O A A M A 5 P R O P O R C I O N A D A P O R U M

C O R P O D E A C O I N O X I D Á V E L E A B L I N D A A O M P A R A O S N E U T R O N S É

P R O P O R C I O N A D A nor U M A R E S I N A B O R A T A D A S Ó L I D A O P R O J E T O

D E S T E C A S C O F O I F E I T O T A M B É M P A R A U M A C A P A C I D A D E D E R E ­

M O Ç Ã O D E C A L O R I G U A L A 13 5 K W

O N L I É U M C A S C O D E 97 T O N E L A D A S , C U J O M E I O P R I M Á ­

R I O D E T R A N S F E R Ê N C I A D E C A L O R É O H É L I O , E T E M C A P A C I D A

D E P A R A T R A N S P O R T A R 10 C O N J U N T O S D E E L E M E N T O S C O M B U S T Í ­

V E I S D E R E A T O R E S P W R T N B O R A T E N H A S I D O A U T O R I Z A D O P E ­

L A " N U C L E A R R E G U L A T O R Y C O M M I S S I O N " , E M J U N H O D E 1976, A

" T H E N A T I O N A L L E A D I N D U S T R I E S " C O N S T R U I U 4 D E U M T O T A L

D E 15 C A S C O S P R E V I S T O S , E M 1976

A C A V I D A D E I N T E R N A T E M 4 55 C M D E C O M P R I M E N T O por -

114 C M D E D I Â M E T R O A B L I N D A G E M P A R A A R A D I A Ç Ã O G A M A É

P R O P O R C I O N A D A P O R 15 C M D E C H U M B O S O M A D O A A P R O X I M A D A -

M E N T E D E 5 A 8,6 C M D O A Ç O I N O X I D Á V E L , D I S P O S T O E M V Á -

N A S C A M A D A S A B L I N D A G E M P A R A N Ê U T R O N S É P R O P O R C I O N A ­

D A P O R A P R O X I M A D A M E N T E 23 C M D E Á G U A N E S T E P R O J E T O F O I

T A M B É M U S A D O O U R Â N I O E M P O B R E C I D O C O M O B L I N D A G E M N A S

E X T R E M I D A D E S D O C A S C O C C M L O C A I S E S T R A T É G I C O S N A P A R E ­

D E D O C A S C O A C A P A C I D A D E D E R E M O Ç Ã O D O C A L O R Ê I G U A L

A 77 K W , P O S S U I N D O A I N D A D O I S S I S T E M A S A U X I L I A R E S D E R E £

F R I A M E N T E P A R A C I R C U L A R A Á G U A A T R A V É S D E C A N A I S A O L O N

G O D A C A V I D A D E I N T E R N A

O ir-300 É U M C A S C O D E 68 T O N E L A D A S , C U J O M E I O P R I -

M Á R I O D E T R A N S F E R Ê N C I A D E C A L O R Ê A Á G U A , E T E M C A P A C I D A

D E P A R A T R A N S P O R T A R 7 C O N J U N T O S D E E L E M E N T O S C O M B U S T I

V E I S A B L I N D A G E M P A R A R A D I A Ç Ã O G A M A É P R O P O R C I O N A D A P O R

INSUIU o L b P F S Q U " ^ A ' ^ E \ R ' ¡ : " r ¡ C SFNUCLFARCS I P F N

]06

4

10,2 cm de urânio esqotado encamisado com aco ino^idávol

Lste mesmo método é empregado nas extremidades do casco -

mas com 7,6 cm A blindagem para os nêutrons é proporcio

nada pela água que se localiza em camada anular, circun­

dando a blindagem para a radiarão gama O calor é removi_

do do combustível para as paredes da cavidade por meio

de circulação natural da água contida e transmitida para

as paredes e extremidades do casco A capacidade de remo

ção do calor é igual a 76,7 KW Txiste também um sistema

de ar forçado, que tem a capacidade de movimentar 8,5m"^/

seg de ar

Este equipamento de resfriamento tem um peso adicio

nal de 13,6 toneladas Assim, este casco deve ser trans­

portado por vagões ferroviários com capacidade para 100

toneladas

Como podemos deduzir pelas informações oferecidas a

respeito dos cascos para o combustível irradiado, a sua

tecnologia já ostá disponível, de modo a oferecer uma

forma de transporte seguro e eficiente Ouanto ã escolha

do melhor modo de transporte a ser usado, pde-se dizer

que dependerá de fatores econômicos o problemas relati -

vos ao peso máximo permissível Os principais pontos a

serem alcançados pela indústria nuclear responsável pela

construção dos cascos para o combustível irradiado são

- desenvolver cascos para uma "taxa de queima "maior,

1 0 7

- desenvolver cascos para um menor período de resfria

mento,

- melhorar a capacidade de blindagem aos nêutrons ,

Droporcionando ao mesmo tempo uma redução de peso -

do casco

Atualmente, nos Estados Unidos (1978), existem 13 cas­

cos para o uso no transporte rodoviário e 6 cascos para o

uso no transporte ferroviário, licenciados e disponíveis

O tempo de projeto, bem como a fabricação do casco depen­

dem da complexidade do casco e organização do projeto A£

sim, levando-se em consideração todos os fatores que po­

dem afetar o sucesso da empreitada, chega-se a conclusão

que, para fabricar-se um casco para ser transportado por

caminhões, uma das poucas companhias com capacidade para

tal nos rstados Unidos, levaria um período de tempo que

vai de 1,5 a 4 anos

Transporte do Rejeito de Alta Atividade

O combustível irradiado, após um período de resfria

mento em tanques de estocagem provisória é levado para a

unidade de reprocessamento, onde é tratado de forma a po­

der recuperai-se o urânio e o plutonio Deste tratamento

na unidade de reprocessamento, surgem alem do urânio e

plutonio recuperados, os rejeitos dc alta atividade, bai­

xa atividade e os rejeitos contaminados com elementos

transurânicos ("claddmg hulls")

108

O rejeilo do ilta atividade e o cubpxoduto do primeiro

cielo de exliação poi o o l v e i i l c < ccjciLoc conccni iado

dos ciclos de extração subseqüentes, quando o combustível

irradiado dos reatóles é químicamente ieprocescado. O rejei

to de alta atividado contem essencialmente tocios oo pío -

dutos de fissão não voláteis e aproximadamente 0,5% do

urânio e do plutonio, alem de todo^ os outros actnídeos Liana

uránicos originalmente preocntes no combustível irradiado.

O rejeiLo de alta atividade dcvo ser solidificado numa

usina de tratamento de rejeitos, antco de ser transportado -

para o repositório final. Esta solidificação normalmente e

levada a cabo cinco ano^ a p o o coiubu I ívcl tci ••ido l o p r o -

cessado, quando então e colocado om tanques especiais onde

permanece, ate o momento de sci tiansportado para o reposi -

t o n o final ou paia um Loe il de o I oc ip,cm provisória.,

Atualmente, como não deiíniu-so um local para o repo -

S 3tório final e as unidades dc reprocessamento estão fecha­

das, nos Estados Unidos, decidiu-se manter o rejeito de al-

li atividade O s l o c a d o , a t e (luc e o T i c o n t i c uma solução ijaia

Oo problemas políticos e t c c n i c o o que c^nvolvem esta questão.

No Biacil, como espera-'-c i enliada da unidade do rc -

processamento em opeiação no enlomo dc 1 9 9 5 , teremos o

combustível iiiadiído de Anpj i L cm condiçõco do ser rcpxo-

ccscado, I mto quuilo do ic I I O K <.\U( cnirorem em Lunc i o -

namento apos An^^ra J

109

Com a entrada provi , 1 i d( Anpxi 1 1 para o tino de 1 9 8 ? ,

podeiemos obter, a partir do 1 9 9 5 , a primeira partida do re

jeito de alta atividade, ja que como o combustível irradia­

do destes reai ore^ permanecera o t ocado durante 1 0 anc- c ,

portanto, teiá ic^-lriado ulic lontemcnte de modo a permitir

o reprocessamento seguido da ^olidiiicação do rejeito gora­

do c

O xcjeito líquido dc ali i il iv idade devera " cr col idi-

ficado em recipientes cilíndricos cm altas temperaturas e ,

como resultado, teremos um solido que e química, térmica e

radi oliticamente estável. Lstco recipientes serão, provável

mente, coiioLiuído do aço inoxidável li]jo " 3 0 4 L " , devendo

satisfa'^er os requisitos impostos para o manuseio o tr ins -

porte , pelas normas da Agência.

A maioria do i ca3C0j xjai i c A e I ipo de rejeito deverão

ser transportados por vagõe- Lorrovlarios, poic o transpor­

te rodoviário impõe c cr I i x e _ , t i i ç 5 c dc ¡)C o. O ea''co'' a

aeitiii Uo ido pelo 11 U U I S J J O I I ( hiiovi ii lo deverão pc^^ii x¡)rq

ximadamente 1 0 0 toneladas e poderão oírcr restrições ciuan-

to ao peso no uso dos guindastes que deverão ser utilizados

na imidade dc reproceamento. O nao do cascos mais pecados

noo dão ceitao v>,uiligeno, como j)or exemplo o aumento da oli

ciencia do cairegmiento, a icdução no numero de manipulações

na unidade de reproceosamento, e redução no inventario to -

tal do C I S C O J nccos ii lo p ii i lian J ) O J I ar o rcjoito de al­

ta atividade.

110

Embora, o rejeito de alla alnvidade não esteja a m d a

sendo solidificado comercialmente, e consequentemente não

existem cascos especilicajncnLc projcLado^ para o oeu tians

porte, sabc-re que C o t e e ca c o serño G e r a e l b a j i t c " aquc

les atualmente disponíveis paia o transporte do combusti -

v o l irradiado por meio do vagõe^ í c llovíanos. A dissixm-

ção de calor gerado e a piotecño contra a radiação são as

principais considerações a ^eiem observadas tanto no tran£_

porto do rejeito de alta a1 ividadc, como no do combuetível

irradiado, o que ira b e n e l m a i o ^ piojctistas dc ca^co -

para o rejeito de alta atividade, p o i o ganhou-se bastante

experiência com estc^ ca^coo |á d i of^oníveis para o com -

bustível iriadiado

Os recipiente cilíndiico p u a o lejeitc dc iHa

atividade provavelmente serão con^ i ruídos empregando-s o

aço inoxidável "504 L" ,por6m, outro materiais estão en­

do mvcstigadoo com e^ta 1 m a l idade A _ , S L m , o^ prováveis -

parâmetros do pio jeto dettes lecipjenlcc cilíndricos m -

cluiião diâmetio variando de iG x 60 cm, comprimento dc

3 a 4,5 metios , densidade iiia> i m a de calor igual a 2,9KW /

metro I m c a r , limiteo dc radiação lixados em IxlQ-^rem/hora

para a taxa de dose devido aos noutions e 1x10 lem/ hora

para a taxa dc do^c devido i ladiação gaiaa, medido^ a I me

tro do eixo do iecij)ientc ./30/

Na Figura 3o^\-, vemos um recipiente cilíndrico típico

q u e tem api oximadament o 30 c m de diâmetro e de corapii-

mento , podendo conter aproximadamente 0,2ra do rejeito

por 10 anos, período este que serve para o seu resfriamen­

to c solidificação.

111

3Q5m

R E C I P I E N T E C I L I N D R I C O

.315 cm x3a5cm AÇO I N O X I D Á V E L " 3 0 A L "

FIGURA. 3,4-- Recipiente Cilíndrico Típico para o AcondiClonamento de Rejeito Radioa­tivo de Alta Atividade

112

Uma üpçãü c]iJ.c Joi avcnl ul i JJ u i o aound i o lun xmc-ri Lü do

rejeito de alta atividade, e a de oelair o recipiente pri -

maiio, onde o rejeilo estaria contido no interior de um

segundo recipiente cilindiico, lambem de aço inoxidável ,

que teria a sua paite superior soldada. Existem certas van

tagens na aplicação deste sistema como por exemjjlo, a des­

contaminação simplificada, já que o segundo recipiente não

s e n a submetido a altas temperai ur<is c tensões téimico-me-

cânicas resultinles da^ operações a^^ociadac à coladifica-

ção do lejeito.

Esi ( 1 "i eiaa do "duy)1 o acondicionamento", acaiietuia

certas desvantagens potenciais como um aumento no custo da

contenção, um uiuiienlo do j)C o 1 o I i] j)j.ia a me ^ma f]Uinl ida-

de de rejeito truKpoitadi, uma icdução da capacidade de -

dissipação do calor [ cxado„

Na I'igiuu 3 5 , vtmo-. do i coi I e de tua i^rojeto conccp-

1 ual do casaco, onde O o rcc iji icnl c" c ri am colocados na ta -

vidade do ca^co, tendo enlic i o aco m s e u d O o O revejí i -

moni o 1 ni ciIor c exiciioí do ( i f o i iiam i ibxic jdo do

aço carbono, enquanl o que o c liumlio ou o uianjo Impolado

coin uma espessura de 2 0 a 3 0 cin pi opoi cíonari am blmdaf cm a

ladiação gama, icqueiida paia icdu/ii a taxa de dose cxtci-

u 1. I uí VI. I ( oiiij; i l í V ( I ( o 111 o t / I í I 'lo [ K 1 O X cgTlT J inrILI o »

A blmdagen parí os noulxori-j ><: i la j)X opone j criada por

aproximadamente 1 0 cm de agua boiada. As aletas circunle

xenciaio tune ion 1 1 1 im como um mee iri 1 riio paia di "-si pac 10 do

113

RECIPIENTES

ALETAS PERIFÉRICAS DE REFRIGERAÇÃO

REVESTIMENTO INTERNO

SUPLEMENTO DE AÇO

BLINDAGEM PARA NEUTRON BLINDAGEM PARA GAMA

REVESTIMENTO EXTERIOR

REVESTIMENTO ALETAS DE REFRIGERAÇÃO DE AÇO BLINDAGEM PERIFÉRICAS

PARA NÊUTRONS CAVIDADE

COM ÁGUA E ALETAS SORVEDORAS

1 - i ± t ± o i FECHO GAXETADO E CAVILHADO

ifiXOJ SUPLEMENTO DE AÇO

BLINDAGEM PARA GAMA RECIPIENTES

FIGURA Corte Longitudinal e Transversal de um Projeto Conceptual de um Casco contendo Recipientes pa­ra os Rejeitos de Alta Atividade.

114

calor, alem dc servir como ab-^orvedox rio energia no ca o dc

acidente envolvendo o c i co

O nilniero de recipientes contendo o reoeito de alta ati

vidade solidificado que pode ser transportado em um casco

é motivo de certas limitações Assim, a temperatura do re -

jeito não deve exceder a temperatura máxiima que alcança quan

do da solidificação, ou seja, aproximadamente lOOO^G, no

caco dc utilizarmos cascos de chumbo , devemos levar em

consideração que o ponto de fusão do chumbo é de 5 2 7 - G . Pa­

ra um casco dc 1 0 0 tonelada^ métricas, chegou-se à conclu -

cio qUQ S C I LU viavcl acomodai jGicc i píenle^ dc 1 5 em dc

d I .uiK ( J o , ou M L t c Lp I r ii( ( dl jO ' m i\< d i linr I ro ou i i iid i. 4

recipientes de 6 O cm dc diaiiiolio.

Como no ca o do ca co |) u i o c oiiihu I ívc] u r icii uio,

O o cascos paia o rejeito dc atti. al ivididc poderão r

transportados por caiiiinhõco, tiens e barcoo. Dentre os

me L O S de i i an'" por le di |)onívei , cm duvida alfumi o o

Ij m j'OiU I f LLOVÍ U I O (]uc olcici' o m 11 or a u m n o de v jn

tagens nara o caso de moví moni aimo ca eos com poso eleva­

do Exiote a po s i bi ] udadf do ( íabí i( a cascos, com [¡r o

til ([Uc ]K J m I I 11 I I o ou mo V i hk ii l o 11 r iv di c I / u] j ih

rodagem, mas muito ptovavelmente I orna- e antieconômico ao

ser comparado ao transporto lerroviario. Os barcos pode

riam ser usados como veículos transportadores, mesmo por -

c]iu e lun iiK 1 o di I l ui po i I ( (]Uf I < m c ' i I o a I r al i v o e c o -

nomicos e tem capacidade de tiaiisj^ortar grandes cascos. O

maior problema relacionado ao u o do barco e exatamente o

1] 5

fato de nem sempie termos uma via navegável nas proximida­

des do reator ou das unidades do cJo]o do combustível, o

que nos obrigaila a usai caminhões como complemento no

movimento dos ci^coo, alem du cxípcncia de in&taiaçõc poi_

tuarias especiais, para o caiicgamcnto c dcscaircgamenlo -

do casco. O uso de aviõe jiai i o transporte deste tipo de

rejeito e bem improvável, poL tem restrições com icspeito

ao peso, econiraicidade e local pioximo para pouso.

Transporte do Re.ieito Contaminado com Elementos ans -

uránicos

O rejeito sólido contaminado com elementos transurâni­

cos e gerado na operação da unjdado de reproceosamento do

combustível Os conjunloo de elemento D combustíveis recebi­

dos por c,A a unidade ão r\ alhudo" de modo a termo s peque­

nos pedaços c solrem uma lixivia acida j^ara retirar-oe as

paotilhuo do encamis amento. O ic íduo dcola lixivia acida

incluem pequenos pedaço ^ do malíiial de encamisamento coia

uma cort i c]U mt ul ult K K I U il (h ( omíju I ível , aco corio''

compacto , giandco upoi t c do c oirit)U lívcl, (sj)aQacloxc c ou

tros maten ai s de papel, [JJ a L i co , boiraclij..

Para uma inelhoi c oiiipi ec ao do pioblema que envolve o

transporte deste rejeito, devoraos ''eparar o rejeito combus­

tível, que so Ire mcineiação com conocciucnte redução dc vo­

lume, daciuelo i n( ombu^ I ívc I (pic '•otro ura adociuado tial amon­

to para ser icondicionado o pcrilmcnto não nos possibilita

uma redução de volumco Lutic oo icjciLo contaiamado cora

116

elementos tran^urañicos e que oão incombustíveis podemo c i ­

tar o material de dcsepcamisamento c toda a ferragem usada -

os elementos combus live is, o c qu ijíaraenLos substituidos, os

filtros de ventilação, líquido^ c oolidor dispersiveis. Es­

te^ últimos cão 1 ncoiporado"" a o cimcnlo, / 69/ enquanto que

os filtros de ventilação e or equipairicntos substituido^ co­

f r e r a i n n a compactação apos a qual ^ão acondicionados em reci­

pientes padrõcs. Dentro todo 3, ' em dúvida alguma a paite -

q u e nos chama m a i o atenção ñecle tipo de rejeito, por sua -

atividade especílica , pela geração d o caloi e pelo íato de

suas propriedades físicas e radielogieac não serem bem co­

nhecidas, e a que trata do material do deoencamisamento do

elemento combustível e das ferragens usadas para formar o

conjunto de elemcntoo combuotivcio.

O maternal dc d e s e n c a n isimmto do elemento combu'" f ível

e as ferragens, antes de serem tiatados serão g e r a d O o niuaa

proporção de aproximadamente 325 leg paia cada tonelada de

combustível reproce i d o , ocuf)i.ndo um volume do apioximada-

mente 0 , 3 2 m^. / 69 /„

Os parâraetroc m a i o impoitanlCS na celeção ou projeto -

de um acondicionamento para transportai ostes material D são

as propriedades da radiação c geiação do calor. Accooiada -

ao combuotivcl que pcuiiancce c o m o^ l O o i d u o c , aproxima -

damcnte 0,05% do combustível inicial, Lemos uma atividade

significativa mesmo concidcrando-SC a lixivia acida a que

foram s u b m o L i d O o o No c o m b U s L i v c l i C o i d u a l cnconLramos o

Cm e o Ora que são responsaveio j ) O i boa parte da doce

117

de neutrons, constituxndo-se nuiii later que e crucial na de­

terminação dos requisitos de blindagem no transporte desses

resíduos.

O mal erial do desencamisamento deve ser transportado -

em embalagens do Tipo B, cora blindagem adequada para satis­

fazer os requisitos com respeito a dose de radiação. Estas

embalagens devem também ter capacidade adequada de remoção

de calor. A espessura da blindagem, bem como a capacidade -

de remoção de calor dependerão da quantidade de material -

transportado e também do tempo de resfriamento a que este

material for submetido. De acordo com cálculos feitos para

a determinação da cspobsuia da bJ mdagcm, concluiu-sc ([Ue o

raatcrial do dccencamieamenio fnovenicntc dos elcmentoo com­

bustíveis de um reator PWIi com alta taxa de queima, e

tendo um tempo de resfriamento igual a ^ raeses, requer uma

blindagem de cliumbo cora t j)UK.sUia igual a J8cm.

Emboi i l cnli imo uim cru d( mr i odo cm dc" envol v i mon­

to, paia o tiatamento dcolr tipo dc icjcito t ouLios que

ainda estão tin nível concciluil, ucnJium doler loi aplif ido

0111 occal I comorci il o não ibo ( alpum d o l e '"cn npio

veitado neste sentido , ja que iindi encontram-se em o ta -

gios mit lais de dcocuvolvimcnI o

Basicamente, o material do rio o ene arai sámente deve ser

tratado na ])iopi la unidade dc lepioco saínente, especialmen­

te no caso daqueles paíse^ que não possucüi uma e^uantidade -

grande do reatoKs c conse queni omenl o deverão ter uma unica

unidade de JO|)roi.í imeni o P u i o pií e onde e i ~ o ofjci i-

118

9

das v a n a s unidadeo de repiocesoamento, como por exemplo os

Estados Unidos, pederá ser projetada uma unidade cential dc

tralajncnto do mai ex i al do dc crifumi anento onde ce exigirá

cuidados especiais no pío jeto das emlDalagens paia este le -

jeito não tratado.

Pelo luí o do tcrmoG um grande volume de rojexlo não

tratado e uma alta atividade devido a presença dos elemen­

tos transurânicos e de enfrentarmos problemas relativos a

auto-combustão , devemos encontrar um processo do tratamen­

to que venha a minimizar o custo de estocagem, bem como o

perigo potencial a este associado. Uma dac maneiras propos­

tas para reduzur a atividade accociada é a de cctocar o ma­

terial do desencamisamento, na unidade de reproccc-amen1 o -

por tun período de 10 anos, ja que a atividade total cai de

um fator igual a 10 quando resinada durante tal período .

A taxa de goxaçio de calor t uiibe m c j r du/ida a[)ro/"imad uru n-

te na mesma propoição

A '"Op 11 if ~o f 1 I mp(. I dl iip( 1 I í( I f do T O íduo mr I i I i -

co fa om p u l o da o[iox icoo dc [)r(-li llámenlo, oprjacoc -

essas que oiiupliiic aão o lial miento c estocagem doo roje L -

t O o contaminado o com elemento^ I x a.LisUX ânicOo. O aço inoxi -

divel o os o"paçadorc de Lnconol i)odcm ex copando meca­

nicamente e receber um trai omento adeciuado. Alem deotos ma­

teriais , o ziicônio leccbc atenção c j)ccial pela caracte­

rística piroíonca, cmboia a ua tccxa dc geração de calor

decresça raf) i d miento com o lempo de re Ixiamenio, e I ab 11 i -

119

zando-se em aproximadamente 2 ano ajjos ser retirado do rea­

tor. A operação de limpeza da cuficif icie , que está meluída

dentro das operações de pre-trat unento, reduz a xadioativida

de ja que a maior parte do combustível residual encontrado

no material d o desencamisamento podo ser removido, c aosim,

poderemos reduzir a blindagem exigida para os ncutrons .

Esta tecnologia tem sido demonsti ada em laboratório

Podemos cilai a m d i , como o()çõ( dc Irai amento do mate

n a l do desencamisamento, o aumento da densidade que pode

ser obtido do material mecânico ou por fundição. A compac -

tação mecânica aumentaria a densidade do rejeito em um fa­

tor de 4 a 5 , a o p a s o O que no primeiro caso toríamos uma

redução de volume por um lator d e 6 <. Este tipo de trata -

mento tem como inconveniencia o aumento d a radioatividade I

por tuiidade do volume, consequentemente ama maior blinda -

gem. Alem dcotc proco >o podcmo c i I i r aquele cm que o rc-

jeilo c mcoiporado em um mai c n al c¡ue serve de m a t n , a

conversão química, a volati^^ação e a m c m e r a ç ã o

A mcoijjoi i ç u o do LO \( ilo cm umi m a t n s neutra como a

areia, o betume, o concrcio c o vidio, provivelmentc, re -

duzinam os eíextos de ^ua característica xjirolorica c tani

bem os cíeiloc de lixiviição, aT em ela blindagem, aumentan­

do a dissipação do calor. Ac desvantagens deste processo -

estão no lato de aument a r - o c o J ) C S Ü a ser transportado e

de termos uma complicada recuperação do metal ca^o venha -

mo 1 a dose j i - l o

120

O processo de conversão química está sendo investigado

com detalhes pela "Sandia Laboratories" nos Estados Unidos,

mus a m d i não h a tecnología di ponívcl. Trata-sc dc convoi-

ter o rejeito contaminado com clcmcnlos transuránico'" em

absorvedor de rejeito de a] 1 a atividade, e então, ceri ua -

transportados com este tipo de rejeito. Sua desvantagem es­

tá no fato de não termos um i redução apreciável do volume -

do rejeito.

No processo que e m p r e g a a volalização, o material do

desencamisamento e tratado ate tci-cc Jcimas térmica^ c qui_

micamente estáveis, principalmente d) zircSnio. Este pro -

cesso gerara dois grupos de lejeito, que provavelmente, se­

rão um, em iormi colida não conlammida com oc o l e m e n i oc

transurânicos de baixa atividade e, o outro, que deverá con

1 0 1 os c l e m e n t O o tian uiauicoo a oc i ido a outxo m a t e

riais I idioat LVOo exigindo ieci])i(nle com b l i n d a g e m apro­

priada e ( ip ic id uh de di '~'ipiac~o <lo ( 11 oi c ciado.

Uma o u t i l m llil i x a ( [ue '^la i udo levada em c ori^idc ra­

ção, a p c o i i dt n~i.o modiiicji muito os r(([Ui_.itos para o

lianspoite do lejcito o o di mcincração do aço inoxidável

o das feiragenc em peial. Nc to ca-.o, o Inconel não queima,

sendo manuseado oex:iaiadamen1 c. Obtcm~cc, a cim, uma ccita

redução do volume.

Pelo lato de não termoc nenhuma unidade de reprocessa­

mento em ox:)eiação comeicial no mundo, e de não ter-sc deci-

i [•J TITUTO DC PESQUISAS rfvjFTC '"TirAS P NUClCAREb I P E II •1

e l i d o por nenhiua processo de liatamonto, as íerragens c o

material do desencamisamento consequentemente não tiveram

nenhuma embalagem especialmente projetada para transportá-

los. Assim, adota-se a embalagem Tipo B, que encontrx- se

disponível. Gomo as embalagens para este tipo de rejeito -

devem satisíazer certos requisitos exigidos no seu manuseio

e estocagem, piovavelmento necessj taião passai por algumas

modiíicaçõcs . A Tabela 3 . 5 no" da uma lista dc casco^ quo

podem sei usados no transporte d a s ícrragens e do material

do desencainisameni o. Deve - s e nol a r que estas embalagens não

foram projetadas para o transpoitc de rejeito não tratado ,

podendo o c a s jonalmontt tci a d e q u a d a blindagem e capacidade

de dissipação do c a l o r gciado I I I U S , aproocntando como d c o -

vantagem, o [)c qucno volume mtcino, o cjuc cortamente eleva

o custo do tianspoite a n í v c j ^ S que tornara o tratamento do

rejeito economicajiiente inviável. Devemos conciliar os

dois fatores a cerem o b . . c r v a d O o paia o tranrpori e de tc -

tipo de rejeito, ou seja, a embalagem devo satisfazer to -

dos os requisitoo paia c ue haja o C g u i a n ç a , tendo adequada

blindagem e capacidade de d i o s i p a ç ã o dc calor. Por outio -

lado, o c u m p i i m e n i o dc S t a ^ e x i g c * n c i LC eleva o peco total

das embai a g e n c e e o n ^ e c ] U c nl c mc nl c o c u c u s t o .

A C D C o l h a d o meio d o tian f )O i t o dependerá das caiac -

terísticas do cusco a sei u^acLo, bem como de diversas con-

ndciaçõi. s cconomuic, m i , b i ic c i m e n t e , deverão s er o io­

d o v i a i i o ( o 1c i I o v I 1 1 I o

TABEL;^ 3 5- Principais Eir±)alagens Tipo B que poden ser usadas no Transporte do_Material de

Desencans anento

Cavidade rlindagen Capacidade de Peso apro nodo de

(n- ) rerocao de ca ximado transporte

lor( Watts) (ton )

^TiiX-600 Ferrov 111 erhuma 500 49 (liq) Caninhão

Super Tiger 16 ,3 ^enhuna 235 13,6(liq) Irer, C a r

OPvUL 'odel III G 5 23cr ^co 440 19,1 Tren

sro ^°co 0,22 22c~ chunlso 4200 1^,3 Canmhão

E' 1 0 ,16 2 0cT- chur±)0 1500 10 ,7 Cairinhão

Paducah De^^onstre-

tration CasV 0 ,19 de h 10500 13 ,6 Carin ião

- JCL 6 502 0,3 25c" chunho 7300 Descor hec Ca^^inhão

CE IF200El'íO 0 , 4 21c'-' chuT-^bo 5800 25 , 4 Caí-^mhão

GE jrino\i37 0,3 21c~ churl) o 5800 20 ,4 Carinhão

GE IF1Ü0E129 0 ,28 21c'- chunbo 13000 20 ,0 Canmhão

iJECO E3-1 0 ,37 15cn chunbo Desconhecido 9,3 Canmhão

?TCOR LL-50-100 3,71 11,4 chunbo Descorhecico 24,0 Carinhão

i TCOF LL-57-65 1,93 17,r chumbe Desconhecido 25,8 C a T^mhão i

/TCOR EC-48-220 6,04 17,Rcn concrete 1 j

e 6, 4cn aco Descorhecico 21,P Cari'-hac

1 N3

123

São v a n a s a c razões pcli-. quii i orna-•-'e a n t ore :an-

te projetar um recipiente que venha a atender o caso e s p e ­

cífico das fciiagcns c do luaLcnul do decenoainicaruenl o co­

mo, por exeiu]i I o, o 1a ( o d e [•¡oclermc yu ejetar o ca'"co, o h i -

mizando-se a espessura da blindagem e ac dimensões da cavi

d a d e , obUndo-bc juelhoi l e l i ç a o ( . n l i c a caiga uLai e o [jC-

o O total, o ]jrojo1o garuniu] i c at a c ter íctica acloquada de

remoção de calor, as dimensões do caceo seriam tais que

se adap1 a n o m a o o equipamentos ja de enhadoc paia o manu -

o O J O do l e j e i l o , dentio da unidade d c icpioceCoamcnto, não

haveria qualquei tipo de problema no que se refere a dispo­

nibilidade dos c a I C C " , jT. que ei oc cer iam projetados com a

finalidade uni ca de transportar ccte tipo de rejeito.Atual_

mente, a teenologia n e c c s o a i i a j ;ai i l ai pio j o t o 3 , j a c^^ta

disponível, o O não sendo colocada cm piática pelo íato de

não S C ter determinado os exatOo paiametroc que dependem -

da desciição d o l e j c i l o , d o t i al i i r i cn l o usado e, alem do

m a i o , icciucr um ijiroj)! i i d o {¡xofruna d c l e c t C s que venha a

c a t i ' ^ í a cr a cxipeuca is impo Ia p e l o 0 1 gão loguladoi do

paíe.

Nos Estados Unidos , a "Allicd (xeneral Nuclear Seivi-

c c " está d o s onvol vendo o l u d o [ i i i a piojelar um casco que

ti a i i o p o i tai j a o material d o despencam 1 amen to nao trai ado .

O rejeito propra amenté dito c e n a colocado em uma embala -

gem com 1 ,lm do diamclio j)Oi ?,'\-m dc comprimento, ombal a -

gem construída de aço inoxidável com 0 , 3 cm, O fundo da

embalagem c icloiçada c ib lul i d a , ccndo colocada no into -

n o r do ca^co cilíndnco com um icvcctimento extcnoi dc

124

aço de 5 era / 3 0 / . O o a s c o i i c o a i i a apioxxniadaraente 1 0 0

toneladas, obedecendo certoc paraiaetios e condições par -

ticulares

O Transporte do Plutonio

O plulônio ociado dui mi c a op( i ição do leiloi nuclear

de potencia, "-oiá tialado de acordo com a oi)qõ.o do ciclo do

corabustível nucleai adotada, Assim , cenando temos a opera -

ção do ciclo sera reciclagem do urânio e plutonio, o combus­

tível irradi Ido c retirado do rcalor o eslocado, perdendo -

se , pelo monos l emporar i amenl e, o uranio e o plui ônj o que

poderiam ser Uoados como combustível. No ca^o de termos a

reciclagem co do uranio, perdercmoD conooquentemente o

plutonio. Nostes dois cacos, devcrcmo levar em concidera -

ção, quando estivermos manuseando o rejeito radioativo, a

piesença do plutonio que exjgixa medidaj especiais com res­

peito a c I I 1 I ( il I d lelc . A I c r c c i r i. opção c]ue I < mo'" ' aquc 1 a

era que o plutonio c o urânio cão lecielados. As&im, o ura­

nio purificado é levado paia a unidade de enriquecimento -

isotópico e o plutonio puniicado e estocado, aguardando a

época propucia ])apa ^ei ucado

O plutonio e separado do combustível irradiado e pu­

rificado na unidade de rcpiocescamentOo E transportado na

forma de óxido (PUO2) solido , usando recipientes que de­

vem receber um certificado do aprovação da Comissão Nacio-

n il de EneigLU Nuclear . E^tcc iccipientco devem evitar a

125

perda ou di-pei^ão do cou conteúdo , iiianLcr a e í i c L c n c i a

da blindagem e garantir ^eguiança de criticalidade nu -

clear, aléra de proporcionar urna adequada dissipação do

calor sob condições normais e hipotéticas de acidentes ,

O meio de transporte mais usado no tiansporte do pluto -

nio e o lodoviaiio, sendo que o leiíoviário, maiitimo ou

fluvial também podem ser usados, ja que existe uma proi­

bição (no caso dos Estados Unidos) só no uso de aviões.

Durante a irradiação do combustível, em um reator

PWR, o principal isótopo produzido e o Pu-259, embora te­

nhamos quant I rlaflc" . i { n i f i c 11 i va do Pu-?38, Pu-2' )0 ,

Pu-241 e Pu-242 que tambcm são produ/idos pela irradicx-

ção a que são submetidas as barias de combustível. A l'u-

bcla 3« 6 nos da alguma^. 2)rüpricdadeG de^tcj isótopo^ do

plutonio e lambem do Ameiício-241 (incia vida igual a ''(33

anos) , por ser produto do decaimento radioativo do

Pu-241 que tem uma meia vida pequena ( 1 5 anos)»

Além das medidas a serem tomadas com problemas como

a criticalidade e taxa de dose radioativa, devemos obser­

var a taxa de calor gerado que dependerá principalmente da

quantidade de Pu-230 e do I.» il anco entre o Pu-241 e Am-2''H,

em menor cxlensão, como ])odt mo ob (jvii na Tabela 3« 6 da­

da.

Por ser lua material Ij LJ , a^ embalagens para o plu­

tonio dcvrní cati La ei toda i cxif ene la^ feitas paia em-

lagens especilicamente piojetadas paia o transporte de^te

]26

TABLLi^ 3 6- Propriedade dos Isótopo^- do Pu e '''"/"i / 30/

Isótopo Ilodo de decai-nonto

Meia vida Energía do Decaimento

V /n)

Atividade Es­pecifica (Ci/g )

-1 1 a 37,8 a 5,70x10 1,75x10-^

a 24 290 a 1,88x10"^ 6,14x10"^

a 6 540 a 6 ,96x10"-^ 2,27x10"^

2^1pu e 15 a 3,35x10"^ 1,13x10^

a 387 000 a 1,13x10""^ 3,90x10"^

a 433 a l,06vlo"-'- 3,24x10°

127

»

tipo de material. Como exemplo de embalagem, podemos citar

a " 6 M" poi tratai-sO de uma ejiibalagtm metálica bem coniio-

cida e ja aprovada nos E' taci o o UnidOso Esta embalagem, se­

guindo a nova orientação dada para o transporte do plutõ -

nj o, loi piojctacla paia abiipai somcnic o matcual ladjoa-

tivo no estado solido Outras embalagens Tipo B poderão

ser empregadas para o transporte de materiais físocis,des­

de que satisfaçam os requisilo: apresentados pola Agêncja.

Na Figura 3 ' 6 vemos a embalagem " 6 ñ " que pode iidns-

portar 4 , 5 kg de plutonio irictalico, om liga ou compôs to, ou

ainda 1 3 , 5 kp dc U -239 talj co ou em 1-iga.

DivorcoG íatoros iLiiuiam o numcio e o aiianjo do rc-

eipientco dc piulSnío que podem s c i tianspoitido s cm um

imjco cai 1 c i Liiu nl o O nume i o de i oe i (j i e nt c pode s C i limi­

tado , dependendo da clasciJícação do material líssil, de

niodo que possamos evitar um acídenle de cri ticalidade du -

rante o transporte destes lecipicnlco. Para os carregamon-

c]Uo envolvem miLcxi u JÍ jc i ri i Oliste JL , o numero

de embalagens om um unico veículo ó 1 imitado a um índic o de

iransporte de 50

Os limites de dooc de ladiação durante o tiansporte -

podem também constituir-se em um iator limitante quando

oão empregados recipientes ^ em blmdagc-^m.

128

ANEL DE APERTO

TAMPA DO TAMBOR

DISCO DE CELOTEX

BUJÃO DE CANO

RECIPIENTE INTERNO

CELOTEX ANELIFORME

FIGUEA 3 6 - Embalagem "6ñ" para o Transporte do

Uranio ou Plutonio Metálico

129

Pelo lalo das embaLager^ acima terem sido projeta­

das com pequena capacidade dc transporte, baixa capacidade

de diss pação dc calor e não tor blindagem, procura-se de -

senvolver uma embalaqen c ue venha a suprir estas falhas de

modo a atender as necessidades futuras no transporte do plu

tônio. Uma embalagem que tem capacidade de transportar

3 2 kg dt oxido de plutonio esta oondo dcocnvolvido pela

"Allied-Gcneial Nuclcai Scrvicco" e "Üattellc-Columbus La­

boratories", baseado em uma composição isotópica em peso

onde temos 5 0 % de P u - 2 3 9 , 2 5 % de Pu-240, 1 5 % de Pu-241 ,

7 , 5 % de Pu-2¿I2 e 2 , 5 % dc Pu - 23B , dilcimdo bastante de ou­

tros projetos onde tínhamos de 9 0 a 9 5 % de P u - 2 3 9 e até

10% de Pu-240 / 3 0 / .

Como sabemos, o Pu-238 é o lesponsável em 80% pe­

la energia devid i ao decaimento indicativo e, em boa x-^aite,

pela fonte de noutions lapidos. Estes 3 2 kg de plutonio

iião geiaj 6''I0W d c eneip L i devido xo decaimento ladioitivo,

sendo que esta quantidade de p ) l u t 5 n i o deverá estar dividida

em M recupientcf com 8 kg cadi uriu Ac ligura-- 3 « 7 e 3*8 nos

mostram a di&pocição d e s t C s iccipienteo, que são colocados

no interior de um lecipicntc maioi, de piessão, que poi sua

vez e colocado no mterioi dc um outro vaso protetor»

O Transporte do Rejeito de Baixa Atividade

O rejeito de baixa a1ividade gerado em todo o ci­

clo do combustível nuclear pode ser dividido em tres cate­

gorias o rejeito solido umido, o rejeito seco que pode ser

submetido a compactação o o rejeito seco que não nos oíe -

1 eco coudiçõcs do com|) u ( aç lo.

130

CAVILHA DE IMPEDIMENTO DA CONTAMINAÇÃO INTERNA

P u 0 2 EM PÕ

R E C I P I E N T E S

FIGURA. 3 . 7 - Vaso de Pressão com Recipientes contendo

PUO2 em PÓ.

131

TAMPA DO R E C I P I E N T E P R O T E T O R

TAMPA DO VASO DE PRESsXo P R O T E T O R

VASO DE P R E S S Ã O P R I M A R I O

VASO DE P R E S S Ã O P R O T E T O R

B L I N D A G E M COM M E T A L P E S A D O

B L I N D A G E M COM M A T E R I A L H I D R O G E N A D O

A L E T A S DE C O N D U Ç Ã O DO CALOR

FIGURA 3 . 8 - Recipiente Protetor contendo um Vaso de

Pressão utilizado no Tiansporte de Plu­

tonio.

132

Alguns autores incluem certos materiais contamina­

dos com elementos transurânicos , denominando o conjunto co

mo sendo o rejeito que "não possue alta atividade". Estão

incluídos, também neste conjunto, os rejeitos de atividade

intermediaria. Esta diferença na classificação nos vários

países que tratam do rejeito radioativo deve-se como será

demonstrado no Apêndice B deste trabalho, à falta de uni -

lormizaçio nas dcfiniçõco adol ida...

A maior paite do rejouto gerado dentio do ciclo

do combustível nuclear e de baixa atividade, tendo como

[)rincipaj'- iadionucl idco o Go-60 , o G G - 1 5 4 e O G -1 5 7 ,

que são isótopos com meia-vida de aproximadamente 3 0 anos,

caindo para níveic deoprezíveis em alguiaas dezenas ou cen­

tenas de anos, e lequerendo, cm alguno casos, isolação du­

rante este período de tempo

Pari o lejeito dc baixi il ivjdade, t omoe a d n p o -

nibilidadc uma crie de tiatamenloi que ijodem ooi apJ íca -

dos antes do icondicion uncnto, liilaiucnlos C s L C K . C|U( podem

alterar significativamente Oo lecquicilos exigidos para o

transporte„

O rejeito dc baixa ai 1 v 1 c3 idc gerado no reator e

devido principalmente ao uso de sistemas de tratamento da

agua, sendo que as caracteií 3t L C U O deste rejeito irão va-

iiar de aeoido eoin o tipo do leatoi e o sistema de remoção

empregado. Como lejeitos de baixa alividade gorados no

leator cnconli imo^ i le ini tonl iminida , o caituctios -

de filtros utilizados nos sislemas dc tiatamento da água ,

equipamentoc dcoati vados, roupa^', ei c.

133

Cojiio e m lodos os oulio^ c a ^ O s , o rejeilo do baixa

atividade deve sei transpoilado de acordo com os regulajnen

tos da Agencia

Alguns carrcgamentoT c]assiíicades como material

de baixa atividade especííica requerera embalagens indus -

triáis compactas e resistentes. OuLios exigem embalagens

do Tipo A, e a m d a poderemos ter cacos onde soja nece^ca­

n o o uso de embalagens do Tipo B

O j ) r o o e s K , O s dc Italanunlo que cc1 ão em u o ou

desenvolvimento, tem por Imalidade principal reduzir o

volume a ser transportado, alem de dai uma forma químici e

ri^icamentc raenc" pengosa. PodemoE citar entre os procec­

eos adotados, a incineração ou digestão química, a comple­

tação mecância e a colidilicação ou imobilização.

Na jncmeiação temoo a conveisão do xejeito em

c m z a s e residuos contaminado;: ictidoc no sistema de ti a-

timonto do f , f \l o o i c cpu r( ult a em uma ""irnifican

le redução dc volume, poicm f)odc lociuexei uma molhoxa nao

caracteiíctleas de blindagem da embalagem a ser utilizada.

Na compactação mecânica, embora tenhamos uma redu­

ção de volume inferior àquela obtida na incineração, temos

também um aumento na atividade por unidade de volume do re­

jeito, o que exige maiores cuidados com os reciuisitos iofe­

rentes à blindagem.

134

A solidificação ou I J X O C C S Í I O de imobilização provo-

ca um aumento do volume e peso do lejeito que acarreta em '

maiores gastos com o seu transporte, porem, com a consequen ^

te redução da atividade e s p c c L Í i c a tem-se menores nece&si -

dades de blindagem nas embalagens.

Sistemas de Transpor!c

O rejeito radioativo de baixa atividade nos é apre

sentado em diveisas formas físicas c conteúdos radioativos,

forçando-nos a uma criteriosa escolha da embalagem, que po­

de ser um recipiente industrial ou mesmo um cilindro de aço

^ C U J O volume pode variar de ] ,4ju-^ a 'p,'/m o O rejeito que e

acondicionado nesla ultima íoiina o o x á levado para 0 £ locais

do estocagem em cascos blindados, apjopriadamenté.

»•

Oj lamboie de iço, cjue são laigamenic utilizados

para o transporte de material radioativo e não exigem blin­

dagem, têm um volume que varia de PO a 210 litros com peso

máximo variando dc 3 a - 100 kg. E l cs timbore^ de aço lem

um custo relativamente baixo alem de serem facilmente ma­

nuseados para carga e tiansporte em veículos rodoviários e

ferroviarios Devem tambcm ^er citados outros tipos do re­

cipientes empiegados como por exemplo os cascos blindados

de diversos volumes, as caixa dc aço, as caixas de madei­

ra e de concrc to.

" V Como sabemos que a maior ])artc do rejeito radioa­

tivo de baixa atividade deve ser transportado para um ]o -

cal onde deverá permanecer CJ Iocado ou disposto por um Lon

go período de tempo, e as ombaLagons do Tipo B são geral -

mente dispendiosas j á que devem satisfazer os criterios -

I

135

a d o t a d o s p a i a o s t e s t o s d c a c i d e n t e ^ h i p o t é t i c o s , a s o l u ­

ç ã o m a i s v i á v e l p a r a o c a s o d e t r a n s p o r t e d e g r a n d e s q u a n

t i d a d e s d e - t e t i p o d e r e j e i l o , e o d o a c o n d i c i o n a - l o e m

t a m b o r e s , o u a i n d a , e m c a i x a s a p r o p r i a d a s e t r a n s p o r t a -

l o s n o m t e i i o r d e r e c i p i e n t e s p i o t c t o i e s T i p o B , q u e p o ­

d e m s e r r e - u s a d o s . O s t a j i i b o i e c , o u c a i x a s u s a d a s , d e v e m

s a t i s f a z e r a s e x i g e n c i a s i m p o t t a s p a r a a e s t o c a g e m n o s l o

c a i s d e t e r m i n a d o s p a r a e s t e f i m , p o r e m , n ã o n e c e s s i t a m -

c u m p r i r t o d a s a s e x i g ê n c i a s i m p o s t a s a o s r e c i p i e n t e s d e

m a t e r i a l r a d i o a t i v o n o t r a n s p o r t e d o 3 m e s m o s .

A t u a l J i i e n t e , p o d c m o ^ c n c o n l i a r e m d i s p o n i b i l i d a ­

d e , e m d i v e i o o s p a i o c s d o m u n d o , p i m e i p a l m e n t e n o s E s t a ­

d o s U n i d o s , u m a s e r i e d e r e c i p i e n t e s p r o t e t o r e s b l i n d a d o s

e n ã o b l i n d a d o s s n d o q u o , o s b l i n d a d o s , d e v i d o a s l i m i t a -

ç õ c . d e ] • ) ( o I o l a l i m | ) 0 I i a o v e i c u l e r o d o v i a i i o , b e m

c o m o a o s v e í c u l o s f e r r o v i a l l o s , x j o s s u e m u m v o l u m e i n t e r n o

m e n o r q u e o s n ã o b l i n d a d o s .

D e n t r e o s r e c i p i e n t e s p r o t e t o r e s n ã o b l i n d a d o s ,

p o d e m o s c i t a r o " A T ñ X - 6 0 0 " , u s a d o n o s E s t a d o s U n i d o s , p r o ­

j e t a d o p a r a s e r t r a n s p o r t a d o p o r v e í c u l o f e r r o v i á r i o e

p o s s u i n d o a s s e g u i n t e s d i m e n s õ e s 2 , 7 " ^ ^ x 2 , 7 4 n i x 1 5 , 2 5 m e

o n d e a c a r g a u t i l c h e g a a 4 5 . 8 0 0 k g . O u t r o r e c i p i e n t e p r o ­

t e t o r b a o t m t o c o n l i c c i d o e o " o u j j c r T i g e i " c o n s t i u í d o p e l a

" P r o t e c t i v c P a c k a g m g I n c , L o u j s v j l l e , K Y - E s t a d o s U n i -

d o s " , q u e c o n ^ l i l u i e m u m l e c i p i c n i c c o m p a i o d e d u p l a d e

a ç o , s e p a i a d T. [ l o i 2 5 <• i n d c p o i l u i r l m o q u e s e r v e c o m o

i s o l a n t e t é r m i c o a l e m d e p i o l c f j C i a c a r g a , a b s o r v e n d o o

136

choque em caso de colisão. As dimensões internas deste re­

cipientes são l,93m X l,93m x 4,36 m, podendo transportar

42 tambores de aço, cada qual com um volume igual a 210 li

tros, ou seja, uma carga uLil dc 1 3 o 6 0 0 kgo

De um modo geral, a tecnología disponível satis­

faz todos 03 lequisitos necessários para a construção das

embalagens usadas no transporte dos rejeitos de baixa e

media atividade, ao passo que para aquelas formas de re -

jeito que até hoje não tem sido transportadas, como por

exemplo os gases, iremos necessitar de um maior período -

de tempo para o desenvolvimento de uma tecnología adequa­

da a este fim, embora saibamos que esta tecnología estará

apoiada naquela ja existente.

Dentre os recipientes que têm sido desenvolvidos,

podemos citar aquele que tem por finalidade o transporte

de ^^Kr. O cilindro que conLom o f ís a uma pressão de 3^

atmosfera., o colocado no jnleiioi de um caceo cobeito por

uma blindagem com 5 cm de chumbo. A cquantidade total do

•^KT a ser transportada, ijoiem, deve ser limitada de tal

loinia qiie linliaino no iii nx i mo 000 Ci no mlexioi do (as

co, por causa dos problcmic cuidos com a remoção do ca -

lor gerado. Para os gaooc nobie^, cotudos tem sido desen­

volvidos em que "e upõe (¡uc o i i^e ^erão co] etadc cm

cilíndroo com capac idadc dc 00 1 i lio , a uma pressão de

1 5 0 atmocleras. L tos cilíndioo ex 1 un, então, colocado^

no interior de ca..cot cheiOs cíe agua, ([Uc serviriam como

blindagem c meio dc l lan'" I excnc 1 a dc calor. A Pigura 3 9

nos apresenta um recipienlc para o '^^Kr. Um veículo íex-

137

A K M A Ç Ã O

T R A V E

C O N J U N T O RE(

B A R R I GUI

P A R A F U S O D A T A M P

T A M P A D O C A S C O

E X T E R I O R X

C A R V A L H O

C A S C O B L I N D A D O

C O B L I N D A D O P A R A

I L I N D R O D E G X S

P A R A F U S O D E A P E R T O

R O D E G R A V I D A D E

FIGURA 3.9- Recipiente Típico para o Transporte do

138

roviario poderia transportar 6 cascos, cada qual pesando

aproximadamente 6 ,'4 toneladas para o local designado pa­

ra a sua estocagem.

3 . 3 - Aspectos de Segurança

Ao iniciarmos um estudo sobre os problemas que en

volvem a segurança do raateiial radioativo transportado, de

vemos observai d o i r aspecto um e ariuelo que diz recx^fito

aos programas desenvolvidos com a ímalidade de nos lorne-

cer embalagens que possam suportar acidentes hipotéticos

que as envolvam, sem conseqüências nocivas às pessoas que

por ventura estiverem nas imediações do local deste aci -

dente, bem como "as pessoas diretamente envolvidas com o

transporte, o segundo aspecto a ser considerado e o da sa

botagem Por causa d a dificuldade que temos em quantifi -

car a probabilidade d e uma sabotagem, e necessário criar

medidas que venham a proteger os meios de transporte con­

tra eventuais tentativas n c o ^ e s c n l i d O o

Na avaliação do ri c o n o tionspoite d e matei m s

radioativos devemos lovai em conoidoiação os seguintes as

pectos

a - o numcio e a- ^ c a i a r t eri sticas d e segurança

doo c a n cgajiient c d e m i l ciiais radioativo ,

b - a e x p O j L ç ã o a ladiação em condições noimaio

d e ti m poile, c o n idei indo- o o numero d c

p e s o o u o c condi çõe s o b a s ciuai" v a n o s gi u-

p o s cslaião e x ] ) O o L o ,

r

139

c- a pi obab L l i d a d c , l i c ' [ U c n o L a c caiaoLciXoLic as

dos acidentes dc lianspoite,

d- a reoibtencia das ciabalagens nas quais o ma -

terial radioativo o transportado,

e- a probabilidade, íorma e quantidade de mate -

rial ladioativo que pode ser liberado em va -

n o s lipo. de acídenles,

f- a capacidade de dispersão do material libera­

do ,

g- a densidade populacional na área afetada,

h- a ingestão e milação elo materiais pela pes­

soas expostas,

1 - os efeitos no indivíduo c na população.

A imprecisão no rorneciraento de qualquer um destes

elementos pode levar a uma falsa avaliação do risco A&sim,

torna-se necessário uma perfeit-a comxjreensão destes elemen­

tos de segurança no transporte de materiais radioativos, de

modo que possamos planificar e regular todas as atividades.

vários métodos tem sido desenvolvidos para avaliar

estes aspectos de tianspoilc, tanto em condições normais

quanto era condições dc acidentes. No caso de exposição à

ladiação, por exemplo, observa-se que, em condições normais

de transporlc, esta exposição à radiação e função de

a- nível de radiação na superfície externa do veí­

culo transportadoi,

b- caracteiíoticas dc radiação,

c- distancia do veículo,

e- teni])o de exposição.

O conceito de risco e usado para determinar a se­

gurança sot) o ponto de vista de uma liberação acidental de

material radioativo durante o transportoo Assim, o risco é

delinido como sendo a probabilidade de uiaa liberação aci -

dental,multiplicada pelas consequências potenciais, se es­

ta libeiação ocoircse.

Tendo em vista todas a^ con^^cquênciaj negativas -

de um ato de sabotagem, as características físicas das em-

lagens são projetadas, não so paia ir de encontro às neces

sidades de blindagem e contenção do material radioativo ,

mas também pira proteger e ^ t c s maleiiais contia aios preme

ditados e ilegais

Outras medidas adicionais, como a inclusão de es­

colta e sistema de comunicação, são medidas que devem ser

adotadas paia a proteção do material transportado.

Gomo e cxtirmamente diJÍcil estimar a probabili -

dade de um ilique i um veículo, cuji carga 6 de material

ladioativo, vamos então expor o problema somente sob for­

ma qualitativa.

3 . 3 . 1 - Salvaguaidas Gontra Atos de Sabotagem

A sabotagem dentro do contexto da industria nu­

clear significa qualquer ato delibeiado que pode, direta ou

indiretamente, por om perigo a seguiança e saúde publica ,

pela oxpooição a ladiação. / G 9 /.

K n u C DE Fi^bQU\SA& FiVFPCL^ _ NUCIEARES I P E N

141

Todas ao unidades do ciclo do combustível estão su

jcitas a ataques por grupos organi/ados, inclusive os lo -

caiG de estocagem e tambcm os veículos que transporta^/i ma -

teriais radioativoso Assim, certas medidas i)revcntiva& têm

que ser tomadas ospeciíicamenl e para dissuadir aquele"^ que

pretendem impetrar atos de sabotagem, A eficácia destas me­

didas não podem ser facilmente testadas já que somente no

caso delas falharem, é que teremos os dados documentados.

Embora não possa ser considerada fácil, a solução

para o problema da segurança que envolve os veículos de

transporte pode ser encontrada com menor facilidade do que

para proteção física das usjno- do ciclo do combustível.

No c\^o do iran^poilí , f)odcraos ana] i'-ar, poi c xcm

pio, a rota determinada o a-" i lu c pccificar os locaf onde

o veículo estaria vulneiavcl a um alae[ue, podeiíamoo c^pe-

cificar o tipo de veículo baooindo-sc no tipo e quantidade

de material ladioativo tr aiit poi tado. Depois de determinada

Uo cai a< U 1 í li' I j (. I 11 dl) I i m po t I ( i c i / c il i / ido ,

analisaiíojnos a po sivei. lalha ns medida^ de scguiança

adotadas, mediante ob^eivaçio i temática e exame d a o con­

dições existentes / 57/.

As medida tomadas pai d evitar-se a liberação de

material i\dnoat ivo nao conduoc dc acidentes mais seve -

ias, servem tambcm j)ara proteção coiilij. a i L b c r a ç i o de^le

mesmo material, devido a utin xbo\ <. m rii'- c m b a l i g c T u uti­

lizadas paia o lrin'-])ortc A' norma exigem c ue as embala­

gens sejajii projetadas de modo a cal i 3fazcr todos os le

142

quis:tos R C L I L I V O 3 a blindagem, conlcnção, transiorcncla de

calor e criticalidade nuclear» Quanto maior o conteúdo ra -

dioativo, mais pesada deve sei a embalagem e, assim, de mo­

do geral, quanto mais pesada íor a embalagem maior sera a

dificuldade de danifica-la com expio j v o G o O pc^o da emba -

lagem serve , deste modo, para dissuadir aqueles que ten -

cionam elctivai uma sabotagem, bem como para minimizar as

suas conseqüências.

A operação de abertura de cascos usados no Irans-

poite do C O J I I B U O L L v e l I I I A D I A D O , ( X I Í _ I I J U um plano B E M E L A ­

borado, um la/oavel pciíodo D E I C M [ J O e uma instalação para

o seu manuseio, J I ( L U E o "involucro f)rotctor" não P O D O ^cr

removido A M Ã O , devido A O C U volume O P E S O . Guinclactc

aéreos teriam C ] U E o c i E I I I J ) ! E T J A D U C i remoção teria Q U E ^cr

feita à dictancii, geralmcnfO ob A G U A , por cau^a da n d i a

ção quando t e m - C O O E A ^ C O I B E R I O Me S INO e ue se tcnba e tas

inslalaçõi, J A di J ) O ição , K I J U C I - ( um ccito ¡jri'iodo de

tempo para removei-.-E A T I I Í I ¡ ) I . A abri T U R A dc um C A S C O tianc

portado [)or lien ou cmiinhõe 'X\¡'c x S U A colocação em pg

sição vertical, Lora do veíeuLo P I R A a efetivação do pro -

C E S O O .

Ar embal igen ul 1 1 1 / I D l I C ( | U O R O M o mínimo manu -

seio dentro do sistema de transpor te» Aosim, naquelec l o ­

C A I S onde 1 0 Lev ida,, x E I B O l O P E j içÕe N E C C I R I A , de­

ve-se ter ujii plano que L E guiidc I O D i a A R C A contra qual -

quer tentativa D E sibolapem P I R I I'• I O , c-la A R E A devo es­

tar toda cercada, posouii guaidas treinados, alem de um

o l o L E M A E I E L L E I I I I E conlia inliu O

143

Para q u e s e possa oíeLuai uma viagem segura, o

veículo transportador devc ^ e r piogctado de forma a ofe­

recer obstáculos físicos ao sabotador, bem como ter um

eficiente sistema d e comunicação. Dependendo da radioati

vidade do conteúdo, a embalagem pode ter paredes sufici­

entemente espessas e maciça paia icoistir aos etciLoc -

das munições e explosivos que eventualmente podem ser

usados pelo sabotador.

Como podemos notar, um ato que resultaría na dis

persão dc radioatividade, p irece o star limitado ao u o

de grandes quantidades d e explosivos pelo sabotador que,

além disso, precisaria d e g i c u i d c libeidade d e ação, fato

este que torna bastante impiovavcl o éxito da ação.

As embalagens que contem a^ majores quantidades

d e ladio i t i v idacl ã o o <- i c o (irijjicgidos paia o lejeilo

d e alta atjvidadt L p i i a o eüml)U I í v ] i x i i d i a d o o E U

conteúdo aiem dt K - C L C I I I I I J U j)oilado c irt ca^c o [JC ido ,

estão em forma solida, o (juc dilieuMa a sua cli^persõo

A sabotaí^em d embalagens (onlfiido o i c jeito conlamin<jdo

com elementos t i c U i s u i á m e o s ou i c jci lo d c baixa aUvidade

trariam menores problema., em c i s O dc sucesoo, ja que o

seu conteúdo e menos ladioativo.

A ruptura de tun ca co e um evento considerado co­

mo sendo muito improvável, poiem, urna pequena fissura c um

fato concebive] Ba eado ne I i p o ibilidade, foram irili­

bados cálculos de pievisão d o libe cacao usando - ^ e paia a

fração de conteúdo radioaljvo , calculo'- estes c | u e indica-

141

ram , como melhoi solução , o u^o de cascos transportados

por treno, LanLo no caso do xojfito dc xlLa aLvidadc como

no caso do combustível irradiado . / 69 /»

0 Veículo de Carga para Material Nuclear Especlal

Segundo a filosoJii adotada para o transpoite com

segurança dos materiais nucleoroo especiais, devemos ado -

tar como medida pievontiva um A da ^cgumtes soluçõo'^

uma escolta aimada ou um j)io,)eto copccial de veículo segu­

ro que garanta a integridade da carga ou uma mistura das

duas soluções. Tendo em vista o projeto de ura veículo se -

guro que gaianta a seguiançi do motoriota e seu acorax cinñaní

te, pois basicamente a conriabilidadc do sistema depende

destes homens, alem da garantia da integridade da carga ,

devemos deJmji cci tOo paiamelio dc estudo c piro j c t c / z s / •

Vamos partir do presoujiosto que o motoiista e

seu acompanhante sejam pessoao selecionadas o tremadas de

modo a terem condições de l oiiiax pxovidências nccescauas -

emcdsos de tentativa dc loubo ou desvio da caxga

Num projcI o desenvolvido pela "Sandia Labórate -

lies" foram cons icleiadoo, om rclaçõ.o ao veículo, a imobi

lização, os meios que possam eviI ar o acesso ao veículo ,

a proteção do molorista o um i'-'lcma de comunicação.

1 mob I LI / ic ão

A concepção de um sistema dc imobilização envolve

duis opciaçõcs distintas a piiada do veículo, ou seja, o

ato de mtexxomper a marcha do veículo o, uma vez parado ,

145

iam moio de evitar-se que ele volte a locomover-se.

Recomenda-se neste caso, a adoção de um sioLcma

normal de Irenação, assim o m o t o i i s t o do veículo, ociando

protegido , tem a opção de t entar escapar ao ataque.

A imobilidade do veículo seria acompanhada por

um dos seguintes métodos o fciavamento das iodas, o m c a ­

paci tamento do motor ou cabo d c transmissão, o acionamen­

to do sistema de controle de direção para uma posição vol

tada todo i direili o mantendo-a n o s t a posição. O cisterna

de travamento das rodas bloqueaila ac rodas com os eixos

e seria compatível com os sistemas normais de frenagem. O

sistema de mcapacitamento do motor o/ou cabo de transmis

são, seria posto em ação como um &i="tema de fienagem, com

a diferença que, neste caso, o objetivo seria alcançado -

agmdo-se no sistema d o injeção do combustível do motoi -

p\r i veículo movi me ul ido | )C ) i molot dic e l , ou j i nd j , no

- L C i e m a de ignição j) ii i um veículo e u jo rnotoi ío^ce ul i -

mentado a gasolina. Ü c i o tema de eontiole da diieçao c a ­

t a n a ae opl ido a u m meeani mo d e l i a vãmente mecânico, ['a-

1 inl iiielo-ic ¡lue i po iç~o ichjl id i c j i i i m m ml i eia.

Lcvando-bc e m coiit i a stt_,uianca, o c u ^ I o e j c o n ­

fiabilidade, o sistema que a])re cnta melhores resultados e

o travamonto dac iodas

Rejeição n o Ac e o u Vc íc ul o

A lejeição 110 a e e s o O ao veículo pode s c i dividido

146

4

em duas categorias amplas a c¡ue garante a rejeição do aces

so de pessoas não autorizadas no compartimento de caigas ,

e a que impõo penalidade rímica na intrusão,

O sistema de rejeição deve apresentar um alto grau

de dificuldade ào pessoas não auLoiizadas quo pie tendam ter

acesso ao compartimento de carga por meio de íorça, entran­

do através das portas ou coitando U o paredes do compaiIimen

to. Os meios adotados paia cvitar-se tais fatos não devem -

interferir na operação normal do veículo ou ainda afetar os

circtmstantes O sistema que causaria penalidades aos m -

trusos , afetaria os sentidos, tornando difícil ou impos -

sívcl a eles opeiaiem ocm o u^o de esquemas dc pioteçao»

Pjoteção do Motorista

A c a b m e do caminhão d G V G S cr blindada de modo a

assegurar total proteção ao motoiista e ao acompanhante ,

seja qual tor a caracteri/ação do ataque ao veículo, deste

modo não haja necessidade do uiiii-lo para a sua piolcção,

O nível de blindagem a ser imposto à c a b m e do

caminhão sei ia miluenciado [;e]Os ocumles fatoies a na­

tureza da ameaça , a compatibilidade com veículos comer

ciais normais e o custo»

ErI I mal i va dc Gu-t o

O caminhão escolhido como base para oc cálculos de

147

r custo, 0 ujn veiculo diesel coin uma capacidade de tidxi^poi-

te Igual a o 300 kg eni um eC|)ic^o igual a 2 6 m .

Eotc e l u d o , real i jclo uo L tados UniclOs e;ii 1 9 7 3 ,

não levou em consideração o cu I o do sj^lema de comunicti

ções que também deve ser m e oij)oiado ao veículo. Assim, o

veículo básico ioi orçado cm UStl;28.000 dolares c a: modifi­

cações nececcarii.. , como i blind igem da cabinc, o cj^tema

de imobilização e todo o conjunto necessário para a lejei -

ção ao acesso foram orçados cm USt(37 .000, perfazendo um to-

lal Igual a US^ 6 5 000.

Sistema de Comunicação

O conhecimento da locili/ação exata do veículo é

vital para a segurança global do cislema de transpoite. As­

sim, faz-se necessário estuclir um meio dc comunicação efi -

ciente entre o veiculo c uma c.. tação central controladora

de todo o sistema Esl o meio dc eoinunicação deve er pioje-

tado levando-se cm considei ição a extensão teriiloiial e a

facilidade no manuseio do ec^uipamcnto, scndo que urna única ,

estação central c onl i olaclor i crii adotada, lendo em vista

o alto cusio de opeiaçao, / 66 / no caso de centrais múlti­

plas.

Dciiljc o 1 U m i que [ ) 0 c l(m il i la/fi a c y i¡_ en­

cías no camjio da^ comunie içoe c lie o i adi o tclcí one , sis­

tema de lidio cmipregmdo licqurncia altas , ou a m d a um

sistema de radio empregando Irequência muito alta ("VHP -

Very High Frequency"), ou, 1 malmente, íieciuência ultra al­

ta ("UHF - Ultia High Frequency") acoplado a um sistema que

148

emprega satélites

Eadiotelefone

O ladioLelorone < um loLoma que nos j-'i'opoJ^ciona

um serviço movei de tolelono podendo sei opeiado lacilmen-

te sem a necessidade de pessoal altamente especializado.

Dc tuna manciia gcial, ele conocí i o veículo a uma cenLral

Leleionica local, ja que basacamcnto ^erve para entiai -

em contacto com veículos que (--I lo dentro de um círculo de

aproximadamente 3 0 km de rato, tendo-se a estação princí -

pal no centro deste cíiculo Paia podcimos aplicai ( ste

ociviço ao tiansj)oilc de malea lal i ulioalivo, devemo-. leí,

então, divei'^oc ervaçoo 1 oe u , f oni ínuc e sobrei uclo com

patíveis. A Iigura 3 1 0 nos ax)iosenla um sistema genciali-

ado de comuiucaçiü

Oo cent alo£ eniíc i liipulação do veículo e o ex-

jiedidoi , lcndo-,.e a ccnlj il coulrol icloj i cnlic O s cloi , po

dcm ser leitos util i Z c U i d o - o c uin j i o l ' i n a de deis canaio de

voz ou a m d a um sistema codi Lacado dc mcnoagens.

o 1 L ema li e ixad i o

Uma da'- desvantageno do seivaço dc radiotelefone e

c xaL imeii t e o I al o di não p o d e i mo ul ili/a-lo em sistema^

( [Ue envolvem glaiulc ¡.xlen ~eo I i. 1 1 i I oi i al , como o d a o ea o

do Brasil, a não scr que lejam ^atasfeitas certas condições

especíalo, como loi exposto acama Ni le caso, podóme ula-

DESPACHANTES

VEÍCULOS

FIG,3.10- Sistema Generalizado

de Comunicação

SUPERVISÃO

MONITORAÇÃO

EMERGÊNCIA

o o o

ESTAÇÕES EXECUTORAS .5

150

lizar VL\i oistema de radio que c ínjij ega frequenciab alias

(3 - 30 MI ) ou /icquencja. mui lo alias (VlIP/mil') r lajt-do acima dcbla iaixa de lioquerií la.

Podemo3 em2)ic{',ar o i Icmi cU rada o com íicqurn

cia entro 3 c 30 MHz para dictanciag que vão além de 150km

observando-se, porém que, devido a problemas relacionados

com condições atmosíericas, período do dia, e a atividade

solar, devem ser empregados diversos canais com íxequên -

cias variando dentio daquela laixa dada A Pigura 3,11 -

nos apresenta um sistema uta lazando ladio com frequências

altas.

O sistema que emprega o satélite com frequência

muito altas, so seria empregado no ca c de ter-se uma de­

manda de veículo^ mui lo alia abiangoruio grande exten ão -

IcrriLoria] dc modo a ju I iJic a o. il I o ga'-los noces a

n o s .

I

•

CÓDIGO-

VOZ

LINHA CONTRATADA

•-0- -0-'

o o

o- -o-f

UNIDADES MOVEIS

FREQUÊN­CIA

ALTA

TELEFONE COMERCIAL

ESTAÇÃO CENTRAL ESTAÇÃO CENTRAL o

o

DESPACHANTES

FIG. 3.11- Sxstema de Comunicação util._zando Hadio com Frecuencias Altas.

LOCAIS REMOTOS

*

4 P K C V I S i ^ O D A D l f U V N D / D l T R A N S P O R T E

lo m i c i a r m o G un estudo visando obter un quadro qe-

ral do problcna quo enqJoba o transporto do natoriais -

radioativos, devemos terem mãos um certo número de m -

formações como, por exemplo, o volume do receito qera -

do, os métodos dt reduqão do volume adotados, as espé -

cies de embalagens com as rc^poctivas capacidades, etc

Em un prograna destinado ao controle e administra­

ção do material radioativo ciuo inclua tanto o rejeito

quanto o conlíustível nuclcor, torna-'^e es<^encnl upia

definirão exata de todos os parâmetros dentro do ciclo

do combustível nuclear adotado para que, desta maneira,

seja dotcrninado o montante do nalerlTl a sor tran'-por-

tado Como consoquoncja , podomo-^ deduzir o dimensiona

mento de toda uma indústria que dcvo ^-^prir as neccssi

dades, ben remo obter dado^ pora a estruturação do pro

blemi q u G envolvo a estocagrn do rejeito radioativo go

rado

i-Jestc Capítulo, aprosentnmos uma previsão da deman

da de transporte para os materiais radioativos produzi^

dos nas diversas unidades do ciclo do combustível atõ

o ano 2010 baseado em informarõos disponíveis sobre o

ciclo que deve ser instalado no Brasil e em dados obti_

dos a partir da eyneriôncia adquirida por outros paí -

153

ses que já. o p e r a m d i v e r s a s u n i d a d e s n u c l e a r e s

L e v a n d o - s e em c o n s i d e r a ç ã o que p a r t i m o s de h i p ó t e

ses que p o d e m s o f r e r a l t e r a ç õ e s s e n s í v e i s no futuro e

que p o d e m i n f l u i r na q u a n t i d a d e do r e j e i t o g e r a d o , b e m

como no rejeito t r a t a d o , pois este d e p e n d e f u n d a m e n t a l ­

m e n t e d a t e c n o l o g i a s e l e c i o n a d a e e m p r e g a d a , d e v e m o s ana

lisar os r e s u l t a d o s o b t i d o s sob a ó t i c a dos p a r â m e t r o s

a d o t a d o s , e que são f o r n e c i d o s a b a i x o

E m b o r a s a i b a m o s que até o ano 2 0 1 0 , d e v e m o s p r o v a ­

v e l m e n t e ter em o p e r a ç ã o o u t r o s tipo"^ dc r e a t o r e s c o m o -

os (East B r o e d c r Pcactor) e UICR (Iligh T e m n e r a t u r o

Gas Cooled Reactor) , vano<- nos b a s e a r a p e n a s no c i c l o

d o c o m b u s t í v e l de r e a t o r e s do tipo P V P , q u e s e r ã o a

grande m a i o r i a m e s m o na e v e n t u a l i d a d e d a o p e r a ç ã o dos

P P R G H T G R Dcsto m o d o , t o d c os p a r â m e t r o s idotados

são r e f e r e n t e s ao ciclo do P T R , q u o d e v e r ã o ser p o n d e r a

dos uai a uma a v a l i a r ã o p r e c i s a das n e c e s s i d a d e s de t r a n £

p o r t e

4 1- H i p ó t e s e s e P a r â m e t r o s A d o t a d o s

O p r o a r a n a 'íuclcar Prasi loiro p a r a a g e r a r ã o de

e n e r g i a e l é t r i c a foi i d e a l i z a d o , t o m a n d o - s e como b a s e

o fato de termos r e c u r s o s h i d r á u l i c o s l i m i t a d o s O com­

b u s t í v e l fóssil de p e t r ó l e o ê i n s u f i c i e n t e p a r a a t e n d e r

as nossas necessidades energéticas , já que a reserva

brasileira de petróleo é insuficiente quando comparada

ã demanda , fato este quo se repete quando analisamos

a nossa posirão quanto as reservas de carvão, com a

agravante de ser de baixa qualidade, o que nos obriga

a importá-lo em larga quantidade Por outro lado, espe

ra-se utilizar a reserva brasileira de folhelho piro -

betuminoso para fins mais nobres que para a geração -

de energia elétrica

O potencial hidroelétrico brasileiro, segundo a

Eletrobras, é de aproximadamente 209 000 MUe, valor es

te que equivale a demanda prevista para o ano no entor­

no dc 2000 , já quo a qcrirão do c n o r g i T elétrica no [jaís

tem crescido com uma taxa m a i o r quo 10% por ano J-sta -

taxa de crescimento no<- tem garantido um crescimento

econômico que vai de 6 i 11? por ano

Ia curva da demanda, elaborada pela <Iuclebras ,que

vamos torrar como base para nossc- cálculos, notamos

que a tiva de crescimento a n u a l di capacidade nuclear a

ser instalada supera 18% tendo como objetivo manter o

nosso crescimento econômico, i ela sustentação da deman­

da de energia elétrica total

• ^ A partir do ano 2004,na falta de outros dados, ado

V ^ tamos um vilor dc 8^ p a r a a taxa do crescimento para a

„^ geração de eletricidade, de modo a garantir um cresci

nento econômico nunca inferior a Cí (Ver Fig 4 2)

155

A F: gur-i 4 1 nos mostra o curvn da Nuclcbrás (segun­

do nrevisão feita era 1 ^ 7 4 a f o ano 2000, cuando tería­

mos uma carRcidade nuclf^r irstalada de anrcvimadáñente

73 000 FWe.

Pari obter-se o número de centrais nucleares oue en­

trarão en! operação a cada ano, dividimos a curva em m -

tervalos discretos de 1300 M\/e, que correspondem a c^na-

cidade de cada usina nuclear padrão adotada no Brasil A

Tabela 4 1 mostra o resultado alcançado com o u-^o deste

TBetodo

As características básicas da usina nuclear , tornada

coTBo fflodelo para cálculos que nos fornece o volume do

rejeito gerado, estão apresentadas na Tabela 4.2.

Dev-mos observar que, para efeito de calculo, foi con

siderada a potencia do primeiro reator, que deverá en -

trar em operação era Angra dos Reis, como pendo 6?6 " V/e.

A Figura 4.1 tem sido refeita nos últimos anos e apre^

senta grandes incertezas ouanto a sua realização no áe -

correr do^ anc Dada e' sns mcerte-^as, resolvemos ner -

manecer fiéis as oriE'inais da Mucl«»bras, -feitas em 1^7^»

uma ve? oue, os resultados obtidos ne'^te e'-tudo não per

derão a sua validade quando reali/erraos uma transi ação -

no tempo de acordo cota o atraso da entrada em op'»rarão -

das unidades nucleares previstas í obvio «--ue, nos nri-

ireiros anos, os cálculos de rejeitos tornar-<íe-ão inpr£

cisos dado as bruscas variações n' canacidade nuclear

inrtalndT causadas pelo nort» das usinas • seu pequeno

numero Contudo, de nualnu«r forma, as previ

soes do acúmulo ric^ rejeitos radioa -

156

ra

+J

u (D Ul

íd

>^

m d)

u 3

H U

Cu (d u

20001

FIGURA 4.1- Previsão da Capacidade Nuclear a ser Instalada no

Brasil até o ano 2.000 (Fonte NUCLEBR^b).

157

TABELA 4 1- Relação entre o Número de Reatores e a Capa­

cidade Nuclear a ser Instalada

/•oio Júmero de

Centrais

Núnero total

de Centrais

Potência/ano

(.lUo )

Potencia

Total -

( Mie)

1981 1 1 r,2 6 626

1982 - 1 - 626

1983 - 1 - 62 6

1984 - 1 - 626

1985 - 1 - 626

1986 - 1 - 626

1987 1 2 1300 1926

1988 - 2 - 3 926

1939 1 3 1300 3226

1990 1 4 1300 4526

1991 1 5 1300 5826

1992 1 6 ] 300 7126

1993 2 8 2600 9726

1994 2 10 2600 12326

1995 4 14 5200 17526

1996 5 19 G500 24026

1997 5 24 6 500 30526

1998 5 29 C500 37026

1999 5 34 6500 43526

2000 5 39 6500 50026

2001 5 44 6500 56526

2992 C 50 7800 64326

2003 6 56 7800 72126

2004 4 61 6500 78626

2005 5 66 6500 85126

2006 5 71 6500 91626

2007 5 76 6500 98126

2008 6 32 7800 105926

2009 6 88 7800 113726

2010 7 95 9100 ,] 22826

15B

ta vos sonontc serão válidas a n Ó 3 um determinado período ini

cial quando então, a capacidade unitária das usinas for re­

lativamente pequena quando conparada ã capacidade total

instalada (< 5?- )

As provisões correntes, obtidas de informações esporá­

dicas que aparecem na imprensa é que a primeira usina nu -

clear brasileira deverá entrar cm operação comercial em

1981 e as unidades de 1 300 VVc começarão a ser inseridas

na rede elétrica no entorno do ano de 1987 Portanto, as

previsões de cálculo dos rejeitos em verdade, deverão ser

transladados em 4 anos, supondo-se no entanto , a manuten

ção do ritmo dc aumento da cipacidado nuclear scqundo a

Piqura 4 1, en período pós- 1987

A Faqura 4 2 n o j mostra a curva da previsão da capaci­

dade nuclear a '-cr instalada no Prasil até o ano 2010, s e ­

gundo a< hipóteses e parânetros adotados

Os valores da Tabela 4 3 abairo são referentes a uma

média na vida útil de um reator nuclear, sendo calculado a

partir dc um reator modelo de 1000 M^o /102 / e o número

de elementos combustíveis para uma recarga baseado nos

reatores 7\ngra I e II

Ouanto ao rejeito nas diversas unidades do ciclo do com

bustível , tómanos como base os valores publicados na li -

tcratura especializada / 69 /, / 28 / e que são apresenta­

das na Tabela 4 4

159

120

(ü :s

E-i w H

W cn

w u D

a Q H

U

A -í O

riGURA 4 2 - l'revisao da Capacjdade Nuclear a ser Instalada no

Brasil ate o Ino 2010 , sequndo as Fipóteses e

Paiarietios adotados

160

TABELA 4 2- Características da U'-ina nuclear

Tipo do Reator

Potência

Oueima de Combustível

Enriquecimento

Fator de Carga

PUP-"Pressurized Water Poactor"

1 300 Wlo

33 000 M"D/T

QCf/o

TABELA 4 3- Requisitos do Ciclo do Combustível

62 6 MUe

Concentrado de Urânio (ton/a) 113,9

UFg natural (ton /a)

UFg enriquecido (ton/a)

Número dc elementos combustíveis

para uma recarga

1 69

32,5

1300 M'e

236,6

351

67,6

40 64

I C I

Antes de entrarmos cm maiores detalhes no que se refe

re ao cálculo do volume do material radioativo e do número

de veículos necessários para o seu traníçorte, devemos fa -

zer algumas observações a respeito dos parâmetros adotados,

de modo a ter-se uma base firme para uma análise posterior

Como sabemos, o Programa Nuclear Brasileiro prevê a

construção não só de centrais nucleares, mas também de to­

das as unidades que formam a indústria de base que deve ga

rantir o perfeito funcionamento do complexo Assim devere­

mos ter unidades de conversão do concentrado de urânio

(U^Og) em hexafluoreto de urânio (UFg), de enriquecimento

isotópico, de fabricação do elemento combustível , e de re

processamento

Devido ao ponto em que se encontra o desenvolvimento

deste Programa Nuclear no que diz respeito a instalação -

destas unidades no Brasil, ainda não temos todas as carac

terísticas técnicas que, somado ao fato da indefinição

quanto aos métodos e sistemas de tratamento do rejeito -

radioativo, naturalnientc no^ levarão 5 imnrecisões na

quantidade de resíduos a sor gorada e, consequentemente ,

no dînonslonamonto do trin^^porto

Já que diversos ^atores podem alterar o cronograma da

entrada om opcnrão das d:vor umdTdo<- do ciclo do com

bustível, vamos admitir certas datas como ponto de parti­

da, paia efeito do cálculo e coerência com determinados -

trabalhos que estão sendo desenvolvidos neste Instituto ,

na mesna área /87 /

152

TABELA 4 4- Constantes para o Pejeito Gerado nas Unidades do

Ciclo do Combustível

Unidade Tipo do Rejeito Volume A-nual (m )

626Mye 1300 MWe

Conversão em UF^

6

Processo I ("seco") Baixa atividade 57,6

Processo II("úmido") Baixa atividade 25,7

Enriquecimento Isotó­

pico

Fabricação do ele­

mento combustível

Usina nuclear

Reprocessamento

Paixa atividade 0,15

Baixa atividade 18,1

Baixa atividade 274

** combustível

i m d i a d o

Contaminado con

elemento transu­

rânicos IP, 2

Baixa atividade 4,4

* plutonio 169 kq

A]ti atividade 5

119,6

53,3

0,31

37,7

570 ,7

40 conj 64 conj

37,7

9,1

351 kg

10 ,4

* com uma queima de 3 5 000 M'JD/T

** Baseado no número de elementos combustíveis dos reatores

Angra T o TT

I. P. (L-tL NUCLEARCS

163

Tscolhenos, então, 1989 como o ano do mlcio das opera­

ções de diversas unidades, como das instalações de conver­

são do concentrado de urânio (U-^O^) em Hexafluoreto de urâ­

nio (UFg), das unidades de enriquecimento isotópico e fa -

bricação dos elementos combustíveis Ouaisquer ajustes pos­

teriores, na data de início dc operação deve ser concomitan

te com o desenvolvimento da capacidade nuclear instalada

A escolha desta data implica no reconhecimento da ne -

cessidade de importação das primeiras recargas para Angra I

e II que deverão entrar em operação antes desta data, segun

do previsões da Nuclcbrás

rm recente trabalho publicado (set ,1978) /lOO/, vemos

que a unidade piloto de Enriquecimento Isotópico jã se en -

contra projetada para uma capacidade de 200 t de unidades -

de trabalho separativo, devendo ter sua construção iniciacia

em breve

Ouanto a unidade de reprocessarento, a data escolhida é

1995 , por tratar-se dc uma unidade que envolvo maiores pro

blemas tecnológicos c ambientais

Com a finalidade de deixar bem claro o método que nos -

levou a obtenção dos resultados aqui calculados , abordare­

mos novamente certas considerações no tocante a cada unida­

de do ciclo do combustível

L64

Mineração e Peneficiamento Químico do Minério - Atual -

mente , não é empregado nenhum tipo dc tratamento especial

para os resíduos produzidos nestas duas unidades, devido a

baixa atividade, sendo normalmente deixados no próprio lo -

cal de produção

Ouanto ao modo de transporte, pode-se afirmar que o pro

blema é do fácil resolução, já que a distância entre o pon­

to de mineração e o dc bencficiamento químico do minério de

ve ser pequena, devido ao qrande volume que estará em movi­

mento l movimentação deste volume poderá ser feito, median

te o uso de cimmhões dc grande cipacjdade ou então de va­

gões ferroviários

As preocupações a serem tondas são mínimas, supondo- se

que a operação deva ser levida a cabo om local de J)aixa den­

sidade populacional e sabendo-se que, cn se tratando do ni -

nério natural, a sui atividade é biixi

O concentrado dc urânio (U^Op) lipicamonte, deverá ser

transportado em tamboics do T O O com capacidade para o O, 38

toneladas cada um Nos nossos cálculos, /amos usar como

constante um valor total iqual ^ 15,2 toneladas quo represen

ta a capacidade líquida aproximada do un veículo de capacida­

de total íquida de 40 toneladTS

Conversão en UPg- Ista unidado do ciclo do comlmstivol

pode empregir dois processos, internacionalmente conhecidos

cono Método de Pxtracão por ^olvente Omido (i et •='olvent Fx-

tration Method) e Proco'-so Pidrofluor i '"eco ("Dry líidrofluor

Process") Os volume^ devidos a f stc - dois processos são cal

J 6 5

calados separada.iente en razão da diferença apresentada en­

tre ambos, porém empregando o mc^mo tipo dc cmbalaao para

o seu transporte, com capacidade líquida igual a 12,7 tone

ladas por unidade de transporte Tste valor oerá usado co­

mo constante, devido ao fato de ser transportado apenas um

destes cilindros dc cada vez en um veículo rodoviário O

rejeito proveniente desta instalação é do bai^a atividade,

sendo transportado em tambores de aco com capacidade de

transporte do O ,'^0^ m"^, admii inc'o-<^o cpio um veiculo carre­

gue 64 destes tambores de cada voz, empregamos este valor

como constante , o no caso dc ser utilizado um vagão ferro

viário, adotamos como capacidade do transporte um valor

igual a 140 tambores que passa a ser constante neste caso

Enriquecimento Isotópico - Os dados referentes ao ro -

joito produzido cm unidades de enriquecimento pelo processo

de jato-centrifugação foram tomadas como sendo iguais àque­

les obtidos en um outro processo que c o do enriauecimcnto

empregado a difusão aasosa Ista solução se deve ao fato

de não ternos nenhuma unidade dc cnriciuccimcnto que emprega

a jato-centrifugação en operação comercia] no mundo e por­

tanto, dc mexistii qualquer dado real de geração de rejei­

tos radioitivos no'^to processo A similaridade entre jato -

centrífugo e difusão gasosa não provem tanto do arranjo en­

tre cascatas para os dois casos, mas sim da sua maior simi­

laridade que outro processo comercial disponível que ê a

ultra centrifugação Fste processo po'-'sui características

bastante distintas entre as quais pode ser citado o grande

166

número de compressores e válvulas pequenas o que resulta

em um volume de rejeito 56 vezes maior quando comparado ao

processo de difusão gasosa / 69/

Quanto ao produto final desta unidade, que é o hexafluo

reto de urânio enriquecido, sabemos quo ó normalmente trans

portado em embalagens do tipo A, possuindo a forma cilín

drica e com capacidade para 2,2 toneladas Cada veículo ro

doviário transporta cinco destes cilindros de cada vez, per

fazendo 11 tonoladis, valor este que i^assa a ser constante

para os nossos cálculos

O rejeito produzido, como em todos os casos onde temos

rejeito de baixa atividade, obedece ao mesmo sistema de

transporte c pregado nas ouïras unidades do ciclo do com­

bustível

rabricação do Llemcnto Combustível - O rejeito produzi­

do nesta unidade o embalado e transportado da mesma maneira,

como descrito acima, quando tomo'- rejeito de baixT atJvJdi -

de

Os elementos combustiveir fabricado*-, são acondicionados,

dois a dois, sendo que um veículo rodoviário transporta 6

destas embalagens de cada vez, totalizando 12 conjuntos de

elementos combustíveis

Central Nuclear - 1^ exceção dos elementos de combustível

irradiado, o rejeito produzido nesta unidade, em decorrência

1 G7

da classificação adotada, foi considerado como sendo todo de

baixa atividade, obedecendo assim aquele processo dc acondi­

cionamento e transporte devido a esta categoria de rejeito

Como podemos observar, no Apêndice B deste trabalho, vá

rios países consideram que boa parte do rejeito produzido

em uma central nuclear deveria estar classificado como per­

tencente a uma categoria que se situaria entre a de baixa

e alta atividade, recebendo assim um tratamento especial

O elemento combustível irradiado, poderá ser transpor­

tado em cascos especialmente construídos para esta finalida

de, que tem uma capacidade variável, de acordo com o fabri­

cante Em nc'-o caso adotamos um casco com capacidade para

7 elementos combustíveis Maiores detalhes foram descri -

tos no Capítulo 3 deste trabalho, onde foi apresentada uma

lista contendo diversos cascos que estão disponíveis

Reprocessamento - Nesta unidade nós temos como rejeito

gerado, o de baixa atividade, o de alta atividade e o conta­

minado con elemento-- transurânicos Incluímos também como

produto de um cstáaio de purificação desta unidade, o plu -

tônio que deve merecer atenção especial, pelo papel que re­

presentará em futuros programas quo incluam reatores alimen

tados com esto tipo do combustível

O rejeito de baixa itividadc, como nas outras unidades,

será acondicionado c transportado como nos casos anteriores

citados acima

1G8

O volume de rejeito dc alta atividade preparado para o

acondicionamento, foi suposto ser suljmetido a um processo -

de solidificação empregando a vitrificaçao, segundo dador -

americanos Tstc volume solidificado o então acodlcionido cm

recipientes cilíndricos com um volun'e interno igual a

0,2ra' Como podemos observar em várias figuras apresentadas

no Capítulo 3, estes cilindros são colocados no interior de

cascos, que não diferem muito daqueles empregados para o

transporte dos elementos combustíveis irradiados O número

destes cilindros transportados em cada casco, pode variar ,

dependendo do diâmetro e comprimento dos mesmos e que, pa­

ra efeito de cálculo, foi fixado em 12

Um dos pontos críticos para o transporte de rejeitos ra­

dioativos é aquele que envolve o rejeito contaminado com ele

mentos tiansurânicos Iste fato pode cr observado quando ,

pesquisando a literatura especializada, notamos que pouco se

sabe a respeito das características daquele material resul -

tante do desencarnasamcnto dos elementos combustíveis ("Clad­

d m g Hulls") Como consequência deste fato não desenvolveu -

se qualquei tipo de acondicionamento apropriado para esta

especie de rejeito, limitando-so a adaptar embalagens do ti­

po B

Como foi citado no Capítulo 3, dividimos o rejeito conta

minado com elementos transurânicos em dois crupos, um que

inclui todas as ferragens do material do desencamisamento e

o outro que mclui os filtros e materiais que não exigem cui.

dados especiais

169

O primeiro grupo, onde encontram-se as ferragens, deve

passar por um período de resfriamento c ser incorporado era

um material matriz, enquanto que o segundo, devido as suas

características de baixa atividade, deve ser submetido a um

processo de redução de volume Considerando-se o cronograma

para reprocessamento no Programa Nuclear Prasileiro, bem -

como a dificuldade que envolve o projeto na escolha de um

tipo de acondicionamento especial para as ferragens e de

quantificar os dois grupos em separado para efeito de dimoin

sionamento de transporte, consideramos somente o volume to

tal envolvido contendo os dois grupos referidos, após ser

submetido a um proccoso de redução

O caõco tJiJicanonto uLilizido pira o transporte deste -

rejeito, é resultado dc um nrojeto levado a cabo , .c1 a "Allied

General aclear Services" que teve como objetivo o doscn/ol-

vimento de un casco para o transporto das ferragens, pc^suin

do um volume interno aproximado de l,6 2m" Deve-se notar

que, no caso do considerarmos os dois qrupos separadamente ,

poderíanos empregar recipientes com um volume interno nuito

naior para o transporte do rcjoito do grupo dois, e a s s m d_i

ninuir sensivelmente o número do veículos necessários

O embalado escolhido para o transporte do plutónio pode

ser aquele que está sondo também desenvolvido pela "Allied -

General luclear Services", quo podo transportar atê 32 kg

do P U O 2 , oliodcccnc'o 1 composacão i-'oLÓpica pré-dctcrmmada

'laiores detalhes sobre este embalado foram mostrados em figu

ras do Capítulo 3

170

4 ?- Obtenção dos resultados

O cálculo do volvme do rejeito radioativo gerado e do di

mcnsionanento do transporte é una tarefa fácil, que não re -

quer o uso de nenhum sistema de copiputar-ão complexo Pealmen

te, a base de todo o estudo que tcm por objetivo a admmis -

tração do rejeito radioativo é a perfeita caracterização de

todas as unidades componentes do ciclo do corabustível nu -

clear, dos sistemas empregados c também da obediência a um

cronograma pré-estabelecido

Em decorrência do atual estágio na implantarão das vinida

dos nucleares no nia^il, poneos dado^ c^tão disponíveis , o

que nos forca a adotar o cálculo nti]izando meios indiretos

Assin, tendo em mãos a capacidade nuclear a ser instalada ,

os daros obtidos na literatura ospecializaa, e fazcrdo-sc

uso de um pequeno programa on Imauagon 17SIC, pudemos che -

gar aos resultados desojados

O primearo passo tomado, foi o do separar o ciclo do

combustível nucJeir cm duas partos, ou ''cja, todas as unida­

des nucleares que serven de apoio na fabricação dos elemen­

tos combustíveis (mineração , beneficiamento químico do miné

n o , conversão do ronconi rido dc urinio om hexafluoreto do

urânio, enriquecimento isotépico c fabricação dos elementos

combustíveis) de um lado, e do outro , ficariam o reator e a

unidade de reprocessamento

171

Para o primeiro grupo, tanto para o material combustí­

vel, quanto para o rejeito radioativo gorado, empregam-se as

seguintes fórmulas

onde

Z =

G = 3CZ + T

W = G - U

V = TJ - ^

X C O número f'^'^ reatoro^ \)< ^r^o ontrir em operarão er''

um determinado ano o quo noc^'-citim do cargas complc

tas de combu=-tívcl

y é o número de reatores que jí se encontram om ope­

ração e necessitam dc 1/3 (\c carga total, como re -

garaa,

Z núm.cro de reatores eciuivalcntc s para o suprimento -

de material ou rejeito produzido,

C con"-tanto referen to ao suprimento dc material ou re

jeito produzido, tcndo- ' -o ronio base una central de

1300 IV-^e (As Tabelas 4 3 o ^ 4 dão os valores refe­

rentes a cada rogaria)

T constante referente ao suprimento de material ou re

jeito produ/ido, tondo- ( rono h o uma rentrai dc

62 6 e,

G volume total de maternl combustível, ou rejeito ra

dioativo,

1/2

U constante que representa o volume do recipiente on­

de será transportado o material combustível ou o

rejeito,

U número total de recipientes exigidos,

P constante que representa a capacidade do veículo ro

doviário ou ferroviário,

V número de veículos exigidos

Para o segundo grupo, há uma simplificação, pois já -

não nos interessa se temos um reator novo requisitando uma car

ga completa ou um reator requisitando uma recarga, pois trata­

mos unicamente do rejeito produzido Assim temos

Z = S - 1

G = T + CZ

U = G - U

V = 'J - P

onde

S é o número de reatores do ano em questão

Os valores para X, Y e T são dados pela Tabela 4 1 ,

ao passo que os valoreo para I o C são encontrados nas Tahc -

Ias 4 3 e 4 4

173

Como, mfeliznente, a grande maioria dos dados encontra

dos na literatura são referentes a reatores modelo de 1000 IWle,

adotamos valores 301 maiores para o primeiro caso por tratar­

se de reatores do 1300 M^e, e 37% menores para o segundo caso

(de 626 rWe), sendo que a proporcionalidade deixa de ser váli

da quando trátanos do número de elementos combustíveis que é

temido de modo compatível com empregados cm Angrn I c II

4 3- Resultados Obtidos

Nesta secção apresentamos cjuitorze qrâficos, cono resul­

tado dos cálculos efetuados onde, considerando-sc todas as hi_

póteses expostas na Srccão 4 1, chcgou-sc ao número dc voícu -

los necessários para o transporto do matcrjal combustível c do

rejeito gerado até o ano 2010

O i^pêndice 7 nos apresenta as tabelas correspondentes ãs

curvas traçadas nos gráficos aqui expostos

Vamos aqui relacionar as figuras com as respectivas tá­

celas de modo a simplificar qualquer consulta

Figura 4 3-

Tabela A 1

Figuia 4 4-

Tabela A 2

-lúmero dc veículos necessários para o transporte

de concentrado de urânio

Número de veículos necessários para o transporte

do hexafluoreto de urânio natural

174

Figura 4 5-

Fabela A 3 ->•

aúnero de veículos necessários para o transporte

do hexafluoreto de urânio enriquecido

Figura 4 6-'

Tabela ? 4 J

Inúmero de veículos necessários para o transporte

dos conjuntos de elementos combustíveis fabrica­

dos

Figura 4 7-

Tabela A 5

Figura 4 8-

Tabela A 6

Figura 4 9-

Tabela A 7

Figura 4 10

Tabela A 8

Figura 4 11

Tabela A 9

Figura 4 12

Tabela 7 10

Número de veículos necessários para o transporte

do rejeito gerado na unidade de conversão do con

centrado de urânio em haxafluoreto de urânio, pe

lo processo a seco

Número de veículos necesrários para o transporte

do rejeito gerado na unidade de conversão do con

centrado de urânio eri hexafluoreto de uranio , -

pelo processo unido

Número do veículos noces-ários para o transporte

do rojeito gerado na unidade dc enriquecmcnto -

J GOtÓpiCO

Núnero de veículos necessários para o transnorte

do r c j G i t o gorado na unJdado oe fabricaoio dos

elementos conl^ustíveis

Número de cascos necessários para o transporto -

dos conjuntos dc elementos combustíveis irradia-

doo

Número dc veículo*^ rodoviários , ou ferroviários,

necessários para o transporte dc rejeito gerado

na central nuclear

1 7 5

Figura 4 1 3

Tabela A 1 1

Figura 4 1 4

Tabela A 12_

Figura 4 1 5

Núnero de veículos necessários para o transporte

do rejeito de baixa atividade gerado na unidade

de reprocessanento

Número de cascos necessários para o transporte do

rejeito de alta atividade gerado na unidade de

reprocessamento

Numero de cascos necessários para o transporte do

Tabela 13 J rejeito contaminado com elementos transurânicos -

gerado na unidade de reprocessamento

Figura 4 1 6

Tabela A 1 4

Número de recipientes necessários para o transpor­

te de Plutonio.

fNSTI LTO DE PCSOUrSAS ENEP^--^ i MUCLC\R. \ ^ r ,

1989 1995 ?000 2005 2010 Tempo em Anos

FIGURA 4 3- Número fe ^'oiculos lecessários para o

Transporte do Concentrado de Urânio

1989 1995 ?oon 15 2010 Tonpo em anos

FIGURA 4 4 - Número de Veículos Necessários para o Transporte do UPg Natural

178

1989 2000 2010 Tcnpo on anos

FIGURi^ 4 5- núnero de Veículos ^ocessário*- para o

Transporte do UP^ Tnriquecido

179

T r 2005 2010

Tempo em anos

FIGURA 4 6- Número de Veículos Necessários para o

Transporte dos Conjuntos dos Flementos

Combustíveis Fabricados

O

U

10

10 3-

10 -

180

1989 1995 2000 2005 2010

lempo cm anos

riGUPA 4 7- Número de Veicule^ Necessários para o

Transporte do Rejeito Gerado na Unida­

de de Conversão em UPg pelo Processo

181

199 5 2onn 2005 2010

T o m p o e m a n o s

riGURA 4 8- N ú m e r o d c V e í c u l o s N c c o s o á r i o j n a r a o T r a n s

p o r t e d o R e j e i t o q c r a d o n a U n i d a d e d e C o n -

vor'-T.o cn U F ^ p o l o P r o c e s s o Onido

182

O

O VH

>

3 -

2 -

—1 1

1995 2000

~I 1

2005 2010

Tempo em anos

FIGURA. 4 9- Número dc Veículos Necessário para o Tran£

porte do Rejeito Gerado na Unidade de Enr-

riquccimcnto Isotópico

w o

O VH O

>

183

1985 1995 2000 2005 2010

Tempo cm anos

IIGUHA, A 10- lúmero de Veicule^ iNlcccssários para o Trans­

porte âo Pe-jeito Gerado na Unidade de Tabri-

carão dos ricrcnto<^ Combustíveis

m O U Ifl (0 u

1R4

1985 1995 2ono 2005 20]0

Tempo on anos

riGURA A 11- ilûnoro clc C-isco'' 'Iccesscários para o Trans

porte do-- Conjuntos de rieraentos Comhus -

T I V G I S Irradiado"^

1985 1990 1995 2000 2005 2010 Tenpo em anos

FIGUR? 4 12- Número de Veículos '^odovxârios ou Ferroviários Ne­cessários para o Transporte do Pejeito Gerado na Central Nuclear

o rH P U

VH

> 13

10

186

2 0 0 0 - j o n s •'010

T o n p o o n a n o s

] I G U R / i ^ 13- N ú n e r o d e V e í c u l o s N e c e s s á r i o s p a r a o

I r a n s p o r t e d o T c i o i t o d c B a i x a A t a v i d a

d c G o r a d o r a U n i d a d e d e P e p r o c e s s a m e n t o

187 O u 2 w 10

U

10 -

—-, 2000 2005 2010

Tempo em anos

riGUR;^ 4 14- T'Iumoro de Casco^ lecessários para o Trans^ porte do Pejeito dc Zita T^tividade Gerado na Unidddc de Reprocessamento

188 V) O ü w ra u

1 0 3_

10'

1995 T

2000 2005 - t -

2010

Tompc cn anos

i TGUR/\ 4 15- L í ú n e r o d o ( "isco-- Noco-^sáric para o i L a r r - p o r t c d o P c i o n t o Contaminado com rlcnontos Tran<-urânicos, gerado na U m -d i d c d o Pcprocc '-^amonto

f t i S T i U l O D C P E S Q U I S A S E N E P C 1 1 \

!_ P- F [ I

N U C L C A R u

CO

<u

q CD H ft H Ü a)

189

10- 4

10

10 4

»-

1995 2000 2005 2010

FIGURA 4 16- Número de líecipiciites Neces- ' ' P° ^^^^ sãrios para o Iransporte do Plutõnio Gorado

190

5 . AVALIAÇÃO DA SEGURANÇA DO bF^TEl^ DE TRANSPORTE NO

BRASIL

Neste Capítulo, apresentamos um quadro g( ral sob o

ponto de vista da segurança sobre a experiencia brasi -

leira no setor de transportes em geial, rodo e íerrovia

n o s , com a inclusão de um pequeno histórico e resulta­

dos de um levantamento estatístico sobre os acidentes

em rodovias e leirovias no País.

Ao analisarmos o ciclo do combustível nuclear, tor­

na-se [latente a impoitância do papel lepiementado pelo

transporte de materiais radioativos, tanto no aspecto ad

ministrativo dos rejeitos, quanto naqueles que abordam -

aspectos Imanceiros, ecológicos c de segurança pública

Devemos, oor conseguinte, sistematizar e ordenar conheci

mentos e informações relativas a esta operação de modo a

otimizar todo o processo e asoim oferecer maiores garan­

tias ao público.

Devemos também salientar que o objetivo principal,

durante a elaboração deste capítulo, íoi o de chegar a

resultados que nos permn tisse avaliar, embora de maneira

preliminar, a segurança do sistema do trans¡;oite no Bra­

sil, aléra de T)ropiciar meios para futuros estudos que

tenham em vista a ioimulação da -lolítica administrativa -

sobre os resíduos gerados nuo centiais nucleares brasilei

ias, Podemos compreender as limitações dos propósitos des

te estudo nuando deparamos cora a^ deiiciências do siste­

ma estatístico do País e, i ari iculauiientc no oue concerne

191

aos acidentes ocorridos.

Como observamos nos capítulos anteriores, o transporte

dos materiais radioativos devera ser levado a cabo basica­

mente através da malha rodoviária e ferroviária do País e,

em assim sendo, os transpoites marítimos e aéreos são ci -

tados apenas como um complemento desbe estudo.

5.1- Introdução

Em um sistema econômico, o transporte de carga tem um

papel relevante a ser considerado, quando observamos que

serve de complemento a operação de todas as unidades produ

tivas, garantindo o escoamento dos bens gerados e a perfei

ta alimentação de todo sistema. Neste caso a sua demanda

está estreitamente ligada ao desenvolvimento econômico ge­

ral, sendo influenciado pelo crescimento da produção e do

consumo de bens, e também serve como determinante das ati­

vidades de outros setores, criando por conseguinte sua

própria demanda.

Para termos uma exata visão do papel que representa o

setor de transporte, basta dizer-se quo este setor é res -

ponsável pela geração de aproximadamente 6 % do Produto In

terno Bruto (PIB) nacional, estando portanto, dentro de

uma faixa oue vai de 6 a 10% observada para os países de­

senvolvidos ou em desenvolvimento./ 4 /. Dentro deste per­

centual, também está incluída uma peouena parcela devido -

ao sistema de comunicações em geial.

192

Ao pesquisarmos a evolução do setor de trans­

portes, no Brasil, constatamos que houve uma completa

ausência de balanceamento entro as diversas modali -

dades de transporte, provocando uma distorção na

composição da demanda , distorção esta que pelo menos

até 1 9 7 0 , veio se acentuando. Assim, vemos oue em

1 9 5 0 , o transporte rodo-ferroviáiio foi responsável -

pelo atendimento de 58% das tonoladas-quilomctros -

deslocadas, uercentual que saltou para 60,5% era

1960 e 75% em 1970 , a Tabela 5 1 mostra a par­

ticipação do sistema rodoviário, íerroviário, maríti­

mo e aéreo no tiáiego de moicadojlus no Brasil / 4 /.

Espera-se que este notorio desequilíbrio, venha a

ser corrigido lor meio da ação governamental, m o r e -

mentando a capacidade o c L K 1 ene la do sistema ¡K la

integração e complerafntaiid ide intermodal. Neste sen­

tido, já se pronunciou o então Ministro dos Transportes

Dyrceu Nogueira, em 1 9 7 ^ , I O D I mdo-nos a esperança

dc resultados dc taio medida^ / 12 /

193

TABELA 5 - 1 - Evolução do Trafefo de TíTcadonas no Brasil

(em "bilhões de toneladas-quilómetro)

AFO RODOVIÁRIO FERROVIÁRIO MARÎTir'O AÊREO TOTAL t .km % t km 0/

, .. .' t km t. km % t km f

1950 10,8 38 8,^ 29,2 9,^ 0 , 1 0,4 28,4 100

1955 ? 3 , ] 5 ? , 7 21,2 1 1 , 5 2'=>,R 0,1 0,2 45,8 100

1Q60 42,6 6^,5 13,2 18 , 7 1 4 , 5 20,6 0 , 1 0 , 1 70,4 100

lf^65 7 1,6 6'7,5 18 , 7 17, I S S 1 /», 6 0 ,2 0,2 1OG 100

1P70 140,Q 7^,0 ^ 0 , ? Pl,r 0,2 0 , 1 10?,Cl 100 1

Para sabermos os motivos pcloo (juais chegamos a esta

ausência de mtegiação entre as modalidades de transporte ,

que teve como conseqüência esta distorção grave na distri -

buição das mercadorias no País, devemos analisar as causas

históricas, detalhadamente.

Como é do conliecj me n í o dc oodo>, cm nosso País de di -

mcnsõcs contjncnta l o, tivemoo o desenvolvimento aulunomo de

diferentes pólos de economía i)riiriirio-<-xportadora Assim es

tes pólos regional:, se integraiam, etn irincípio, com os cen

í 1 os 2 ndUo til e i£ cui onc U o ( , .ri 11 x ce rni r mente , a O o nor I e -

americanoG, toinando-..e depen(3(nt( .> dc te sistema mtcina -

cíonal de meicados e cm de ti i mento do J i e i c a d o nacional que

pudesse propiciar a formação e ampliação de um mercado au­

tónomo . C ida pólo icgional piocuiava exportar a sua pro -

dução de matéria prima e excedente do alimentos, importan­

do produtos manufaturados de modo a satisfazer sua necessi­

dade

Criou-se, desta maneiia, um pioce^oo que exigiu inves­

timentos na area dc transporte procurando solucionar os

problemas de escoamento da f>rodução ¡'rimáiía para o i-oito

194

regional e a absorção dos )rodutos manufaturados vindos dos

principais centro^ industriais euiopeus. Devido ao lelacio-

namento uue tínhaiaos então com a Grã-Betanha, foram instala

dos sistemas ferroviários e .'ortuarios de proi^riedade des -

tes, íazendo a ligação litoral-mterior que se requisitava

e complementando-se entre si

Nota-se que estas primeiras medidas tomadas, deixaram

o País sem ferrovias que ligassem os principais pólos, no

sentido longitudinal (paralelo ao mar), insuficiência esta

sentida mais tarde com as rodovias Assim nesta primeira

etapa as ferrovias que transportavam as mercadorias até os

portos regionais, ociviram dt compluiifnto a operação das -

linhas de navegação, que tanto transfiortavarn as cargas pa­

ra a Europa, quanto para outros pontos do País suprindo a

lacuna existente

Con o po.í >cn doo m o ^ , o E t udo > Unidos da América

substntujiam a Gj i-Bct uihu no cornando da economia mundial,

]^assando a sei o nosso pimcioai ,;aicfiio, e como seria de

se esperar, influenciou o coin])ortamenoo dos pólos primário

exüortadoies brasileiros

Mesmo uossuíndo uma nova oiientação para o comércio -

exterior, os nossos sistemas lerioviários e portuários sa-

tisiizeram as necessidades no setor de transportes. Este

luadio geial começou a ,e inodiluai cum o suigimcnto dc um

setor industrial dentro do si ema econômico brasileiro ,

como conseqüência da política de substituição de importa­

ções colocada em prática a princíuio após a gramde depres­

são de 1929 c po-terioimcnte a segunda Guerra Mundial

19 5

Pouco a pouco, o Braoil ¡ aosa dt ura simf)] cs País ex­

portador de raatcrias-primas e ali.mentos, para un País ex-

uortador de produtos manuíaLuradoo leves c intermediários.

A violenta expansão do tinasporte rodoviário para

muitos tijos de carga, nos Estados Unidos, suplantando teç

nologicaraentc ao Jciiovia , aliada a desarticulação dos

sistemas lerroviários e portuáiio Í P Z com que em diversos

países esta tendência também fosse seguida, inclusive no

Brasil. Infelizmente, a substituição mtermodal em nosso

País processou-se de maneira desordenada e, ao contrário -

do que ocorreu nos Estados Unidos e outros países desenvol

vidos, se fe? lapidamente.

A operação deficiente da rede marítimo-ferroviária ,

os maciços investimentos rodoviários, a implsuitação dd in­

dústria dutomíbilíotica, a neccc^oidadc de expansão c con -

solidação dp um mercado nacional nara as manufaturas, ío -

ram fatores determinantes i ara a exoansão rodoviária no

Brasil A construção dos tionco^ longitudinais do sistema

rodoviário vieram assim mcoioorar as regiões economicamen

te estagnadas como os estados do Nordeste ao mercado nacio

nal apoiado principalmente na industrialização do eixo Rio

São Paulo

A partir da Segunda Gucira, a cada ano, tornou-se ca­

da vez mais acentuac3i a participação do transporte rodo -

viário, aumentando o descciuilíbilo na distribuição das raer

cadorias, como ocdemos constatai

19C

5.2- O Transüorte Ferroviário de Carga

A história das ferrovias brasileiras começa a ser con

tada quando em 1835 ( 3 1 de outubro , extamente) , por meio

do Decreto nS 1 0 1 do Regente Pe Diogo Antônio Feijó, eram

concedidoo privilégios às corai) mhias quo viessem a se

formar para a exploração do sistema entre o Rio de Janeiro

e as províncias de M m a s Gerais , Rio Grande do Sui e

Bahia.

Hoje , a malha lerroviária brasileira se compõe de

3 1 . 0 0 0 km de via permanente de qualidade diversa e diferen

tes bitolas, distiiüuída como aiiresentado na Tabela 5 2 -

abaixo.

TABELA 5 . ? - Gomnosição da Malha Ferroviária Prasileirp Distribuído segundo as Principais Ferrovias

EMPRESAS Km BITOLAS

1 ,60n l,455m 1 ,00m 0,76 m

Rede Ferrovi.á ri a 2 3 79,2 1 736 21 7 1 1 202

P r P A S A <=> 183 1 7,4 1 661 — 3 . 5 2 2 —

E"^.Vitóri n-M m a s 782 2,6 mm 782

EF. Amapá 194 0,6 - 194 - -RF. Campos do

Tordão • 47 0,2 — — — —

+ Ferrovia exclusivamente para fins turísticos.

197

Do to Lal acima apresen lado jpcnac 7,2?ó ( 2 188 km) são

de I m h a s oleti i íicadas, 8?, 3% tem bitola de l,00m contra

1 1 , 4 % de bitola com 1 ,6o m.

Com a industriali/-.ação gradativa do País , a luele sis

tema ferioviário implantado pira atender as necessidades -

de uma economía exportadord. de produtos primários, loi tor

nando-se inadequado devido a nova c^tiutuxa da economía

brasileira não apresentando flexibilidade e tampouco, eíi-

ciência .

A instalação das vias férreas visava criar um meio de

transporte do interior para os portos regionais , já que

o sistema econômico exxjortador brasileiro caracteriza- se

pela agregação de economias exportadoras regionais , iso -

ladas umas das outras Esta situação somada ao íato de

existirem diierenças de bilolis, deJiciências de traçado ,

altos custos de construção, iicmsíeiiiam para as rodovias

a responsabilidade du consolidação dc um mercado nacional.

A partii da Segunda Granue Guerra a economia nacio­

nal experimentou um novo impuloo, oasoando a nroduzir

bens intermedíanos para exi)ortaç3o e I m a i s para o aten­

dimento do mercado interno ljt( avanço econômico coinci­

diu com o m i cio do processo dc deterioração contínua do

sistema ferroviário, passando j)ara o setor público o con­

trole das estradas de feiro que até então luncionavam sob

a forma de concessão e de prooriedade privada, com toda

a obsolescência do e< uifiament o e suas deficiências o, era-

cionais.

198

Este auadro, mesmo com i cnaçcão da Rede Ferroviária

Federal (RFFSA) pelo Govrino FfdcraJ, e da Srcretaiia de

Transportes pelo Governo do Lslado de óão Paulo, não so-

íreu alterações ladicais, provocando délicits operacio -

nais iren'-os Como ^olução p ir i csi e desiquj líbrio í m a n -

ceiro, inverteram-se vultoo is quantias a título de subven

ções operacionais, com o setoi icrroviário participando -

com 90% ( 1 9 7 0 ) do total dc subsídios concedidos pelo Go -

verno Federal.

TABELA 5 . 3 - Situação Financeira das Ferrovias Brasileiras

/ 77 /

Dl SC Rira NAÇÃO 1 9 ? 3 19/^1 1 9 7 5 1 9 / 6 1 9 7 7

cj u/eiros

Receita 2 . 3 7 4 2 . 5 b / 2 . 5 9 6 2 . 8 5 9 5 ^ ^ 6

Despesa 3 . 3 3 1 3 . W 1 . 6 5 1 5 7 7 4 5 . 6 2 5

Deficit - 9 5 7 - 8^^7 - 2 . 0 5 5 - 2 . 9 3 5 - 2 . 2 0 9

* Moeda de 1 9 7 3

Nota-se qUc no período 1 9 / 3 / 1 ) / 7 o ritmo de crescimen­

to da despesa 1 0 1 oem maior do oue o da receita, aumentan­

do consideravelmente o délicit operacional do sistema que

exigirá, com toda a certeza, mudanças estruturais proíun -

das.

No Brasil, como em alguní. ¡ 3 1 ' s e s industrializados

(Remo Unido, Estado^ Unidos ( Ajomanlia Ocidental por exem

pio), observou-se uma redução loieciável na quilometragem

total, airavés da eliminação dos trf-chos antieconômicos ,

orocurando-se desta maneira aumen* 1 1 a produtividade geral

do sistema 1erroviário paia enJienl ir a competição das 1 0 -

199

dovias nas linhas uioncais üo L J O H I O Unidos, oue cm 1955

possuíam 555 000 kn de linha., lejif i , reduziram esLc to -

tal para aproximadamente 550 000 km nos nossos dias A mes

ma tendência foi seguida pelo lie m o Unido (,ue oascou de

50.500 ])ara 1 3 000 km, Alomanh<x Ocidental de 51 .000 paia

28.000 km e o Brasil de 57 000 j)ara 29.850 km num mesmo pe

ríodo.

A União Soviética , que possuía 120 .700 km passou

para aproximadamente 140.000 km e juntamente com os rjaíses

socialistas de um modo geral, constituem-se em exceções a

esta tendência pois doLendo o monopoLio dos serviços de

trans])orte e não cntrenlando i c oncoiré*nc 1 a do set;or rodo­

viário, orientaram sua política ne^te setor, de modo a

fortalecer as íerrovias

EitPT dados não "orvcm para justificar a po­

sição do sistema 3 erroviário brasileiro Í J O I S devemos,

antes de mais nada, analisar as caiacterístícas do

]robleraa era cada [)aÍG. Porem, demonstram a tendência

de uma utilização cada ve z maior das vias navegá­

veis e oleodutos.

Em termos com\ arativos , podemos afirmar que a den­

sidade raédia de tráfego de mere idor ias c' baixa (1,968 x 10^

toneladas quilora^tro poi km de I m h a ) , propoici onalmente

à extensão territorial do País e ao comí)rimento das I m h a s

exjiloradas O lercurso racdio da mercadoria transportada no

Brasil i 0 1 de ¿i o 197/, 'b r,< nu ' 1 C J baixo quando

200

comparado por exemplo aos Estados Unxdos e a União Soviética

que possuem igualmente vastas extensões territoiíais e onde

o percurso médio ultrapassa os 800 km

TABELA 5 . 4 - Distribuição Intermodal dos Transportes para os

Principais Países / 72/

PAÍS Ferrovias Rodovias Vias^ Navegáveis

Oleodutos

União Soviética 7 7 , 2 7 , 2 5 , 1 1 0 , 5

Alemanha Orien­

tal 7 0 , 2 2 1,4 5 , 6

Prança 55,0 28 ,0 1 7 , 0 -E.U.A. 50,0 25 ,0 25,0 -Japão 38,0 20,0 52 ,0 -Alemanha Oci­

dental 37,0 2 7 , 7 24 ,8 1 0 , 5

Brasil 1 6 , 2 7 4 , 2 9 , 6 -

Quanto ao emoi ego do i' tcrai ieiioviário brasileiro

no transporlc de iiiateiLiis ladioj'ivo , rs()era- e r|uc cc j<un

tomadas medidas elica^es, visando auarcihá-lo de modo a

pod( 1 satioía C J U O exigência m\M la f ir<j a ,uelc I i fio dc

tríiuisoor tc quioj to e.j^)(CLticü ..ão recomendarlo-. pA <x

Agência Internación 1 ] de Energia Atómica (lAEA).

201

O mercado de transporte d o se toi lerroviario para ma­

teriais perigosos, pode ser aquilitado T)ela adição do trans­

porte de produtos ou'micoo.

O Grupo Executivo de Integração da Política de Trans­

portes (GEIPOT) realizando um estudo sobre o transporte de

produtos químicos perigosos, entregue ao então Ministro Dyr­

ceu Nogueira, concluiu que grande parte dos veículos que

transportavam estes produtos não atendiam às condições téc -

nicas-operacionais exigidas, em íunção das caracterísLticas

físico-químicas das cargas (alta periculosidade). O estudo

visou principalmente o ácido sultúrico, a soda cáustica (hi­

dróxido de sódio), o cloro e a b iirilha (carbonato de sódio),

além de msumos básicos para o desenvolvimento das indústrias

euímica, petroquímica, de íoitilizant(o, papel e celulose en-

tie outras. Todos enquadraram-JC em uma ou mais categorias -

especiais d e c a i g i m i l i m a v e ] , r o í i o M v a , oxidante c vene -

nosa Quando a categona e s t u d a d a íoi i dos coiiosivos, c h e ­

gou-se ao mesmo t i u o d e conclusão, m e ] u m d o - s e aqui o ['LO -

blema de dr-ocmbart|Uc no^ termmai - i i i a i í t imos laJta d e pos -

soai e equioamento esleciali? ido. Jalla d e segurança nos

terminais, e : , t c / 13/

O t i a r i o P O i t i d f material rad'oilivo>, oaia c r l*-va­

do a cabo pelo setor ferroviario, exigirá como vimos, profun

das alterações no cs aiema adiiimi >ttal i vo- tecnológico, nara

ue possamos ter garantido um nível aceitável d e segurança ,

tanto para a ponulação, q u c U i t o )ira O J empregados envolvi -

dos

202

5 5 - 0 Tran^t)OJie R u d o v i U L o d( C upx

Após a S^gimda Grande Gueixa Mundial, com a sua par­

ticipação aumentada no al endiinçnto da demanda, o transporte

rodoviário orovocou acréscimo oubotanoiais na rede lodoviá-

ria total. Assim, em 1 9 ^ 5 o Brasil dispunha de uma rede as

faltada com inena'^ ^25 lUi lóinel ros, evolumdo-se para

2 592 km em 1955 e para 2 .424 km em 19 5 . Hoje, o País

possui uma rede básica aslaltada com jaais de 70.000 km li­

gando as cinco rcgaopo geogriLicuo, oroj^iicionando maioi se

gurança e economia / 1 3 / .

TABELA 5 . 5 - Evolução da Hede Rodoviária Nacional / 13 / .

( em km)

ANO PAVIMENTADA NÃO PAVIMENTADA TOTAL

1957 7.0 65 458.0/16 445 .109

1 9 7 6 70 871 1 415.456 1 48 6 527

Os valores dados pela Tabela 5 . 5 , 'uando compaiada

com os dados de alguns países, mootia ue, apesar da expan­

são da rede brasileira de estradas de rodagem, não possuí -

mos ainda bono índicco dc rodovia asfaltada por quilômetro

de superfície, como Doderao obscivai na Tubela 5 6 apic sen­

tada abaixo.

203

TABELA 5 6- Comparação entre Países das Redes Pavimentadas/81/

PAÍS Extensão

pavimentada

( X 1000 yv\)

•".uperf ície

1000 km^

Extensão

Pavimentada

]-m/1000 km^

T^lemanha Ocidental 382,0 245 ,2 1 557,6

Inglaterra 343,3 244 ,9 1 496,5

França 705,0 560 ,6 1 254,1

Itcália 273 ,0 304 ,1 897 ,6

Japão 264 ,8 369 ,3 716 ,9

E U A 2 833,3 7 707,8 367 ,5

f ndia 236 ,1 3 136,4 74 ,6

México 73,6 1 963,6 37,3

Austrália 208 ,2 7 701,2 27,0

Canadá 193,4 D 9 56,7 19 ,4

Brasil 78,0 8 512,0 9,1

Um dos latones oue devem DPP citados como fundamentais

na política tariláiia, e ,uf jcm duvida deve tei pesado na

evolução do sistema de Lrans])ortc no Biaoil, c o 'ato de que

d tarila para caip^as no 1 1 ui )0T t r roeloviaiio ( oimada em

condições de mercado livie cnquant:o que Oo serviços ferroviá­

rios e portuários l ên is sua'' laiiíuo lormadas em condições

monouolistUO Do lalo, i 11e^ Ibi1 Id idc com ue c tragado a

204

tarifa rodoviária ii^noe a elevação de cuscos, permite rea­

justes imedialoo, contrastando com a inercia e di'icuidados

burocráticas uaia o reajuste da^ tari las nos demais ocLores

de transnoite presos ao setor [)iibl ico

Alem de todos os asuectoc analisados na secção ante­

rior para o sistema íerroviário, devemos abordar como um

dos fatores preponderantes [)ara a exjjansão do transporte ro

doviário, a maneiia simpliJicada com que ó tratada a opera­

ção de carga e descarga oferecendo também o serviço de por­

ta a porta. Somam-se a este lato a maior regularidade e ra­

pidez do transporte rodoviário, quando se sabe cue a velo -

cidade comercial no sistema ferroviario brasileiro jara o

transporte de carga não passa dos 18 km/hora ( 1 9 7 7 ) .

Com rcendendo o j iapel do sist ema rodoviário no trans

porte de cargas D e n g o s a s ])ara o desenvolvimento das indus­

trias químicas, oetroquíraicao, de autovcículos, da aviação

comercial etc, o M J U I i é n o do Trsns|)ortrs rrsolvou, por

meio do De )artamento Nacional de £,aradas de Rodagem(DNER),

preparar um Relatório Geral e Preliminar, fundamentada no

estudo dob elementos oue compõem o .eu conjunto, para que

desta maneira possa lormular sua política neste setor.

A eeuipe responsável por este estudo, denominado "Es

tudo do Transporte Rodoviário de Cargas Perigosa*"", consta­

tou do m i c i o a impossibilidide de conhecimento das carne -

terísticas principais do tráfego rodoviário desta espécie e

optou pela ncsquisa de dados piimano^ e do dimensionaraento

205

do problema que envolve a opeiação do sistema ./l6 /•

Esta iniciativa do Ministério dos Transportes ( 1 9 7 8 ) ,

demonstrou a necessidade de prepaiar o setor rodoviário para

cumprir o importante papel (lue lhe cabe e que, assim como o

setor ferroviário, requisitará urofundas alterações para pro

piciar a segurança de transporte almejada.

De acordo cora o Conselho Nacional de Trânsito, os pro

dutos perigosos estão divididos nas seguintes classes

la, classe - Explosivos

2a. classe - Gases corapriraido, liouefeito e dissolvi

do sob pressão

3 a . classe - Líouidos inilamaveis

4a. classe - Solidos ou suostâncaas mílamáveis

5 a . classe - Substâncias oxidáveis

^a classe - Sub-tância^ venenosas (tóxicas e infec­

ciosas)

7 a classe - Substâncias radioativas

8a. classe - Corrosivos

9 a . classe - Suostâncias mistas perigosas.

Para que se possa avaliar as condições com oue é

transportada a carga perigosa no Brasil, piecisamos tomar

conhecimento da Legislação e Normas Nacionais e de simila -

I es csti anf ( 11 A^^im, terno víiia d i 4^0 içõf'" do CON -

ÏKAN (Gonoflho Nacionil dc Tiuio i l o ) , do Mjni t ói lo do Ti i-

balho , ABNT (Associação Bia^iLeira dc Normas Técnicas), da

CNEN (Comissão Nacional de Energía Nuclear) euc

f~\ -il . 10 ÛE PCoCU b/S Cl J 1 ° C

1 \r

206

Adota-se a seguinte clasriíKaçdo para a^ ernuic^-as

de transüorte oiii oneração no País, f ur o prestam a es^r

serviço

Classe A - Empresas esoeciali/adas no transporte de

caigas perigosa^ a grunel.

Classe B - Empresas especializadas nos transporte de

derivados de petróleo, a granel.

Classe C - Emijresas transportadoras de carga geral e

eue transportara caigas perigosas, íracio­

nadas a granel

Apoiado nos resultados do diveisoo formulários e vi­

sitas, elaborou-se então o Relatei io Pirliminar, do qual

transcrevemos aauí alguns ítens para maior compreensão do

probl ema / I G / .

Em relaçãj às erapresas transportadoras Classe A, cora

uma frota estimada de 1 .000 vrículos , oibe-se que 29% nãu

utilizara instruções ou noimas em nenhuma iase do transporte

e 57% desconhecem a existência de noimas da ABNT.

Para as transportadoras Claose B, com uma frota es -

timada em 10 ¿00 veículos, constatou-sf oue elas estabele -

cem os itinerários em função de dois critérios, a saber ,

menoi distância e raelhor rodovia Poicra, nossuem conheci

mento das recomendações gerais r,uanto ao estaci onaraento do

veículo carregado.

Os dispositivos de segui <3nça tur (irvfm (xi^tii na >

áreas de carregamento e descarregamento sao desconhecidos -

207

de 4 °o das enipicsas ClasoCS A o i3

As cm )resas Classe C, dlo ()ÜUCJ. U enção à periculosi

dade do mateiial, confiando ^ua&e q\ie exclusivamente, n3 le

sistência e boa qualidade das çmbalagenD.

Deduz-se, com lacilidade, que embora existam certas

normas e uma legislação especííica sobre a matéria, estas -

são insuficientes para garantir a manipulação segura des -

ses produtos. Um exemplo claro pode ser dado pelos transpor

tadores de explosivos que se utilizam de veículos de car -

rocería aberta, com o qual movimentam 9b% da produção nacio

nal (5 000 toneladas mensais), icondicionadas em caiyas de

paiolão ou madc^ia, do 1 5 ou 25 kg, e protegido o por 'nce -

rados impermiaveis

Como sabemos, a Comissão Nacjonal de Energia Nuclear

é a entidade encarregada de regulamentar o transporte de

materiais radicaijvos no Brasil, devendo pronunciar-se a

este respeito em breve Atualmente, como reíerência, e ado­

tada a norma oublicada cela Agência Internacional de Ener -

gi 1 Atômica , que miei i/monte não c dr fácil com[jiepnsão ,

alem de não cobiir todos O o asocctoo envolvidos nesta ativi

dade.

5.4- Estatística dos Acidentes de Tiansporte

Um dos asíjcclos do segurança no I r in porí e de maio -

riais radioativos, de lundamental importância, é a avalia -

ção do comportamento das embalagens emi;regadas em condições

4f

208

normais e de acident oo Lmboia jojihi submetidas a diversos

testes, estas embalagens podem (ncontrai oituaçÕes leuis

exoiemamente seveias, n a ' U a i o ¡jodcinoo t(i a liberação de

uma parte do seu conteúdo , com c onorqurnc ias adversa'' ao

meio ambiente circundante

Para aquilatar o conhecimento sobre probaoilidade de

ocoriência de acidentes e analisai as prováveis conseciuên-

cias, devemos ter em mãos dados esta^{stlCos reíerentes ao

fluxo e tamoém ao numero de acidentes dos veículos segundo

a severidade Assim, a probabilidade de acidente e dado pe­

la relação

número de veículos acidentados P =

núraei o total de veículos movimentadoí

No Bx lo 1 L , iiH u de critonli ixmo ilpumio i e j f r T u -

cias / 77 /, / , paia as K novias c alguns relatório

internos para as lodoviuo, não c o n i unos com dados suiicien

tes para os cálculos n e c e s s á r i o , obngando-noo a cônsul -

tar os boletins de ocorrência, e partir de certas suposi -

ções, oue nem sempie n o s tra em i et,ul * ados satisiatonoo .

Nota-se oue os trabalhos dr ustat isuica e análise de

acidentes rodoviários no País são dolicientes, tendo obje­

tivos limitados, e não raramente apresrntando baixa conJla

bil idade devido ao sistema empregado na coleta Alguns tr_a

balhos incluem estudos na área de segurinça de tráfego, co

mo aoueles apresentados pelo ins ituto de Pescuisas Hodo -

viárias / 17 / c)ue, poiem, não cobrem todos os aoj^ecLos de

interesse ¡;aia a nossa dissertação

209

5 4 1- Estaríslica do Acidontor oara Veículos fíodoviános

A estalística do acidoriLoo lodoviarxos no Brasil í

pobre, a sua analisr (luaso não ( K I onl C E^ta limitação

da disponibilidade de dados [-¡ara uma análise quantitativa

torna extremamente ardua, ou custooa, (jualciuer estudo apro

fundado. Apoo a procura de dadoo junto a diversas l U o i i -

tuições ligadas ao setor de segurança e controle de trá -

fego concluímos oorrestringirmos ao eotudo dos dados refe

rentes à Rodovia Presidente Dutra.

Os dados para o setor rodoviário íoram baseados nas

informações disponíveis da Rodovia Presidente Dutra (BR -

116), no trecho paul iota, que sc conotituc em uma rodovia

denominada "Arterial Principal" segundo a Classificação

Funcional Rodoviária / 14/ e possue duas pistas (rodovias

divididas) com 4 íaixao de tránsito (dois para cada senti­

do) / 17/.

As rodovias podem ser cl issiiicadas de diversas ma-

neii:.as, das cuais destacamos ao seguintes

a) quanto à geografia da região atravessada

b) quanto à região em (luo jo locali -'am

c) quanto ao controle de acesso

d) quanto ao numcio de pistas e número de laixas de

trânsito por pista

e) quanto ao as])ecto iuncional

Devido às características peculiares da rodovia Pre­

sidente Dutra, torna-se necessário ob ;a^ a rão aplicabi­

lidade dos resultados aqui obtidos, toda vez que quisermos

considerar outras rodovias.

210

O volume medio diáiio de veículos c calculado poi

meio de quatro coletas trimestrais, onde cada coleta é

realizada durante 24 horas , por 7 días consecutivos. Os

valores obtidos pelo "Seiviço d( Lngcnharia e beguiança de

Trânsito, Setor de Estatística e Goleta de Dados do 82 Das_

trito Rodovaáiio Federal", esta apresentado na Tabela 5 .7»

devendo-se salientar ]ue os veículos de caiga incluem os

caminhões (leves, médios, pesados) reboques, semi-ieboques,

e utilitários.

Como podemos observar, nesta Tabela, o volume médio

diário nas proximidades de São Paulo é muito mais intenso

que na divisa com o Estado do Hio de Jaruiio (aproximada -

mente 8 vezes). Deste modo, tendo em vista a segurança,usa

remos nara o cálculo da piobaoilidadc o volume mais alLo

Calcularemos, tainbem, a probabilidade e n outro ponto de

volume o m^ais baixo - ara )odermo mili - ^ J i o tiíírgo coi -

rcspondente ao centro d a Rodovia Presidente Dutia, e Iinal

mente, obte^n-se a media )ondoiacia destes volumes inresent a

dos

Os acidente., ocoiiido.- na^ r s t i i d u o de lodagem sob

juiisdição da Polícia Rodoviai la Federal, oão registiadoí.

em "Boletins de Oc :> ri ênc la" IJ-iaril ( ao apiesentado no

A])rndicc C Ba-^eado nest bolrt in , ( lat)oia~ e um t r l - i i ó -

n o anual de acidentes, de onde podemos obter um grande nú

meio de míorraaçõej ma ue, m i el i/mente, não os sc¡;aia -

cuanto ao t m o de veiculo acidentado ücoie raodo,'ivemo

que consultar 'odo o b )1 c I m de ococr^nci i. á( J 97^*

paia obter dados n* c t ^inos >obj f o com oitaucnto doo vcí

culos de caiga noo acident' , ( oUa cun c .uencias , i

211

fim de i d c n n í L c a r o ^ipo dc V P Í C U I O r o nível do gravida­

de dos a c i d c n o e s

A Tabela 5 8, nos mostri o lesuHado do levantamento

dos acidenues ocorridos no ano de 197Ü, en manto a Tabe -

la 5 9 discrimina as conseqüências do acidente que envolveu

um ou mais veículos de carga.

Os volumes médios anuais de trálego considerados são

os seguintes

a) próximo a Vila M a n a 77073^1-0

b) próximo a Queluz 2456085

c) media ponderada dos tiechoo 4424165

A distribuição semanal dos acidentes paia os veículos

de carga é aoroximadaraentc ,)i oooic i on il i aia o^ dj e i ú t^is ,

tendo em vis^a as Imitações ira¡JOSta& i ai a o tiáiego drsios

veículos nos i m s d' semana (T b e t a 5 . 1 0 )

P a r t i c 11 cxndo cora ai ena 5 0 % do volume médio diaiio ,

os veículos de caiga cnvolveram-sc tm 5 % dob acidentas r_e

g L o t i a d o o Em valor pciccntuj.!, o nume a o de ve L C U Í O O do

carga jUe sc envolveram era i c i d c n t e o , cm lelação ao total,

chega a casa dos ¿10% ( valoi médio)

TABELA 5 7- "olu-^e lédxo Dxário (1978) de Categorias de Veículos Irafegando na Podovia Presidente

Dutra

Posto ce Coleta Passeio 9. Coletivo % Cargas c Outros % Total

Vila M a n a 69370 73,23 3969 4,19 21116 22 ,30 273 0,28 94728

Guarulhos 62587 73,93 3062 3 ,62 18889 22 ,32 70 0,08 84608

Cunbica 516^1 71 ,df; 330^ - ,57 1-7257 23 ,88 67 0 ,09 72269

S José dos Cáenos 30679 67,73 2713 5,99 11^43 26 ,15 61 0 ,13 45296

Roseira 10651 5 3 , ^ 1 1535 7,75 75534 38,32 23 0 ,12 19793

Queluz ¿1305 35 ,6^ 1020 8 ,-16 6729 55,79 8 0 ,06 12062

M

TABELA 5 8- acidentes na ^odovia Presidente Dutra ( trecho naulista ) - 1978

'lês no ae i ci Veículos '•'úrero de vítimas Tipos de Veículos

centes envolvidos r £.tais Feridos Total Passageiros Coletivos Cargas loto Outros

J ar 397 762 014 ]33 147 400 75 284 - 3

Fe\ 361 661 0 1" 137 156 343 59 256 1 2

' ar 371 696 014 121 135 301 69 324 2 -

1 333 619 016 119 135 308 58 251 1 1 1

! ai ]

383 739 018 139 157 352 65 322 -

1 Jun 306 581 018 109 127 278 51 250 1 1

Jul 444 852 n 10 133 143 493 60 280 13 ã

P^o 416 751 023 131 154 378 58 310 2 3

Sct 365 659 ^13 14f; 159 318 56 281 - 4

Out 395 651 017 175 192 383 65 201 1 1

1 289 707 010 152 162 337 51 313 3 3

Dez 475 83^ 1 017 1''2 Igq 1 452 60 369 5 3

Total 4630 1 i

8567 1

189 16 67 1856 4343 727 3441 29 25

00

T/.EEL7 5 9- J^cidentes Envolvendo Veículos de Carga na Dutra e suas Conseqüências

1 1

ês ! i^o de ^T^eículos de carga envolvidos en acidentes 7 0 de vítimas co" ferimentos 1 t I 1

sen vítiraas com feríeos leves

C O ' - ' feridos araves

con mortos Leves Graves "ortal

1 f 1 Jan 1 221 32 9 5 37 11 7

re\ t

193 37 19 11 39 23 7

'ar 276 26 13 8 32 16 7

^ J 3 r 203 30 14 7 34 14

ai ' 269 26 20 12 50 14 11

Ju^ 209 22 10 o 35 14 l'

Jjl 243 20 12 2 22 12 2

; o 255 30 17 4 33 15 4

Set 230 27 20 32 IS 5

u . U. 244 38 20 3 46 22 2

•«ov 254 29 20 10 55 15 7

Dez 298 40 26 5 46 25 7

Total 2875 357 208 82 461 199 78 1

K3

215

TABELA 5 1 0 - Numero de Acidenlf ooni Veículos de 0 rpa por

Dia da '3crana no Ti echo Piulista da Via Prcsi-

dcnto Dutra

ii2 de Aci Dom Seg Toi Qu T r Qu 1 n t- Soy La bdbaio dentes

264 106 415 471 264

4,24 15,40 L8 ,70 1 6 , 5 2 18,B5 1 0 , 5 6

Pelo lato de não exisLii no boletim de ocoixencia -

uma classilicação dos acidente^ segundo a gravidade, opta

mos por fazer alguma ruposic^õe bancada'" na Tabel i 5 * 9

Enquanto, nos Estados Unidoo, i ever idade do acidente é

classificado cora uaoc na velocidade do veículo quando aci­

dentado e ni ocoi I Pne 1 i ou n"ío dr 1o['o, ) pirtir dos dados

disponíveis, nos classificamos o acidente dc acordo com as

conse<,uênciao, ou ^ej i

a) Acidentí s o e m vílimit- . menor

b) Acidentes com Jeiido- leves .... moderado

c) Acidenti s com J e 1 ido j graves .... o - ' V E R O

d) Acidentes C O M mortos extremo.

Devemos ter em mente cue et ta classificação embora

nos apresente um quadro geral d O o acídenles , não e a ideal

pois, podemos ter um acidente com morto onde os veículos

pouco sofrem , ou ainda um acidente sem vítimas ( ue dfixe

os veículos bastante danificado a Ura outro indicador de

gravidade de acidentes poderia o c r o custo do acidente

Inielizmente, esie dado rarabcm não e levantado nos boletins

de ocorrência

216

A probabilidade de termos um veículo de carga envol­

vido em um acídente, segund) .ui giovidade íoi calculada e

é apresentada na Tabela 5 il, xbaixo O trecho puulnta da

Hodovia PreoidrnLc Dubi i Le 'ii "' km

TABELA 5 11- Prob ib'1 idade d( Ac drnLe por Vnículo km

GRA.V1DADE m L d I A POKDEiUDA DOS TRECHOS DA RODOVIA

Menor 1,4 X 1 0 - ^

Moderado 1,7 X 10""^

Severo 1,0 X 10"-^

Extremo J,9 X 10-8

5.4.2- EstaLÍotica de Acident' pjj t VrícuJo Fçrioviái 0 3

Os dados estâtíoLicos, ne.ta occção íoram baseados

nas mioimaçõe di^iioníve, ela J'iPAiA (Ferrovia P3uli.sta

S/A) que, i.nc i )aimenLe pAid o c L ^ O do dcidenocs, mo -

traram-se in-^uiiclenles c impicci^o'-, dificultando a nos­

sa tareia

A FEPASA classiiicou suas vii-^ de acordo com as nor

mas da U I C (Union Internationale de Chemins de Fer) que

adota como iatoi deteimin.mte , a intensidade de tiaiego ,

segundo a lóimul x / 3 5 /

V '\ - ' n 100 laD m

onde

T = (carga teórica rebocada por dia( incluindo o peso da lo-

comotiva )

2J7

T = m

T ^ = carga roal Kbocada por di i , coirosi ondente ao tiaío-

go de passageiros,

carga real rebocada por dia, correspondente ao tráfe­

go de mercadorias ,

V = velocidade máxima admitida para o setor da via consi -

derada. Considera-se uma velocidade mínima de 80 km/h

a fim de levar em conta a ladiga geralmente elevada ,

causada pelos trens com baixa velocidade,

D = diâmetro nominal das rodas da maioria dos vagões que

circulam em um certo setor da via ( em metros),

P = peso máximo por eixo concopondente às rodas de diâme-

tio D ( em toneladas)

De acoido com Oo valore a de T^, ioiam estabelecidas

nove categonas de vias

TÁPELA 5 12 - Classificação dns Vias da rm^.T^

Categorias Tonelaqem bruta reliocada por dia

la -^t

> 102 000

2a 102 000 > \ > 70 000

3a 70 000 > > 40 000

4a 40 000 > ' t

> 25 000

5a 25 000 > ^

> 12 500

6i 1^ 50 0 't 000

7 a r, 000 > 't 3 noo

8a 3 000 > T • t

> 1 noo

9a 1 ono >

213

TÁPELA 5 13- Milha Pcrroviária da rm'^jP, Distribuida

•Segundo Categorías

UR Categorías ( Vm de extensão)

3a 4a 5a 6 a 7a 8a 9a total

1 — — 334 280 30 68 - 713

2 - - 309 213 185 104 157 969

3 - - 165 98 243 - - 506

4 - - 80 303 317 - 54 754

5 73 375 88 - - 75 483 1 095

6 - - 479 45 - 292 128 944

7 - - 63 90 — 162 — 315

Total 73 375 1 518 1 02 9 775 701 822 5 296

Ti^BEL? 5 14- acidentes com Trens de Carga nas 7 Regiões

NO de acidentes (total)

T^cicentes ser /acrões danificados

acidentes com loco­

motivas danificadas

Acidentes no oátio

^cioentes ra linha

<\< de ^ agces da-^ifi-

cacos

ce acicentes co-

custo esti'^ado

Pre:]uízo total (CrC)

Prejuízo r-aterial

(Cr$)

UP-1 UR-2

73 30

18 10

13 6 I 2

50 6 4

23 24 5

"2 ' 37 1

1

26 1 2^

1556 779 I 926 617 1 366 777

UR-3

0.73 644 197 863 298 561

UR-4

27

15

14

10

17

16

23

317 279

189 968

UR-5

51

13

17

23

28

61

34

iUR-6 UR-7

53

22

21

23

30

61

51

97

26

12

16

81

110

62

1 638 9271 4 323 560 4 113 339

266 915 800 693 1 354 983

220

Podemos ver oela Tabela 5 . 1 3 ouo a FEPASA ncão possui

vias classificadas como sendo de la. e 2 a . categorías, em

nenhuma das 7 regionais , a sabei UP-i Sorocaba, U E - 2 Boln

catu, UR - 3 Bauru, UR - 4 Arara^uara, UR - 5 Campinas , UR- 6 %

beirao Preto , UR - 7 Santos

O número de vagões carregados, que circularam pelas

vias da FEPASA em 1 9 7 8 íoi do 3 ^ 0 0 6 0 ( 3 5 7 . 1 0 1 em 1 9 7 7 ) ,

mcluindo-se os vagões recebidos de intercambio. Estes va­

gões transportaram 1 3 2 3 2 . 7 2 7 tonelddas úteis, nas mais di­

versas íorniao (derivados dc ¡ X L j Ó I C O , liigo, cimento. Jarc­

io, milho, adubo, e |-< )

Como no ca^o do-, aciden^'e^ rodoviários, eivemos de

recorrei às informações someni e enconL.riclas nos arquivos

Em 1 9 7 8 , foram relatados nouco naio que 1 100 acidentes na

FEPASA ( 1.200 em 1 9 7 / ) sendo ouí , de Ic total, uma pecuenj

percentagem envolvc^u i-r^ns de 1 a ^age 1 1 os.

Devemos silnniar que, ,.iii (ícili dr cálculo da pro

habilidade d e acidente, consadc 1 i- r joincntr os iens

de carga íormados c O i i i D l c t o . , o m movimcnio nas vias o u em

tránsito nos patios Assim sendo, ioiam df^ ixados d e lado

os vagões de caiga lanobradci nc t nar los, ação c -la que

provoca boa ^arte dos acidentes i'iatados.

Para este levantamento a o i a m cônsul r o d o o os [ i o c e . . s o s

dos acidentes ( U R - l ) e o s relatórios J m a i s das demais re

gionais

221

Respeitando as condacõos icina descritas, encon­

tramos 340 acidentes na rrPASA, distribuídos como apre­

sentado na Tabela 5 14 , com 371 vaões envolvidos

O prejuízo total da rrPASA cm 68,5% dos 340 aci­

dentes elevou-se a Cr$12 289 000,00 aproximadamente, dos

quais Cr$3 198 000,00 referem-se a prejuízos materiais

Pelo fato dc não contarmos com o custo estimado

de todos os acidentes , tampouco com a lotação dos trens,

torna-so impossível organizar umi classificação que ado­

te estes pontos como fatores preponderantes Fste traba­

lho pode 3cr efetuado, com a colaboração desinteressada

dos responsávoir pela 7 regionais, a adoção de um esque

ma de trabalho objetivo, o, principalmente, muito tempo e

perseverança

A FFPASA possuía em 1977, 6 880 Vm do vias fér -

roas, anclumdo-sc os desvios (da ferrovia e de particu -

lares) que vão ser considerados nos cálculos devido ao

fato de termos observado um tom número de acidentes nes -

tes locais

A probabilidade do acidento por vagão x km na

FFP7 <=;A, obscj vando-^o rc- ilva*- ncjmn oposta-", fica

sondo a seguinte

371 - , ,„-7 — = 1,6 X 10 340 069 X ^880

r GTi 1 o DC PESOU SA& E IML ^ I r

2¿¿

A ordem de grandeza ob"^crvada na relação acima expos_

ta , nao se modifica, nesmo no caso de considerarmos to­

dos os acidentes da rrPAHA como sendo de trens dc carga

e mantendo a media de vagões avariados por acidente Es­

ta conclusão tem um significado especial, já que estamos

abordando aspectos de segurança, apesar de não podermos

precisar a severidade de acidentes nas ferrovias

¿¿0

6 - CONCLUSÕES i. SUGESTÕES

6 .1- Conclusõcb

Nesta secção, vajnos discutir os resultados do traba­

lho, dividmdo-o om duao pai I ( j ¡Jimcipais uma, envolven

do os aspectos legais e, outra, os aspectos técnicos do

transporte de raaleriais ladioativos.

Coníorme os prazos estabelecidos para a operação das

diversas unidades nucleares no Pais, djsnomos, a grosso mg

do, de tempo suiiciente iara a tomada de medidas para aten

dimento das necessidades em sintomas de tran^uoite os quais

ate hoje, não Io: am ipiojoritadi oluçõ''deiinitivas.Nes

te mesmo cuadro encontramos, tamoem, O o processo, de soli­

dificação e estocagem dos rejeitos de alta atividade, o

tratamento o acondicionamonto doj matoiuais resultantes do

desencamisamento dos elementos combustíveis ("Claddmg

Hulls") uue devem sei desenvolvidos rm tempo.

Dentro dos asnectos legais, notamos a necessidade da

regulamentação do transnorte de mateilais radioativos no

Brasil. Cono sabemos, a Coinio-^ão Nac i ona] de Energia Nu -

clear ( C N E N ) é a entidade lesponsável n^ia sua normaliza -

ção e, oaia tanto, ja apiesentou um esboço auoiado nos

regulamentos da Agência Internacional dc Energia Atômica -

(TAEA) Devemo j salientar, porem, nuo o o t a s noimas nem sem

pre aboidam os to^)icos de maneiia explícita, suscitando -

inúmeros trabalhos complementares, deixando claramente ex-

224

po. ta a noct3..idado de imnlcnirai içio tir taje noimao e ' a-

cilitar sua apL c ição e , cor ioor iur nt( nu utc , garanti! a . se­

gurança almejada.

O risco de acidentes mostra rjue devemos preparar toda

uma míra-estiutuia J isica o I r gal, antes que os veículo'"

tiansportando materiais radioativos circulem pelas nossas

estradas de rodagem e vias lérrras já nue, atualmente, o

contiole sobre o tiansijorte do materlaij perigosos tem sa-

do ineficiente o msuiiclent e .

Baseando-se na previsão de demanda do transoorle de ma­

teriais radioativos no Brasil, ( j u o con st j tuiu-se num dos -

objetivos dcst( tiabaiho, ( tamboia na [aobabilidade de ocor_

lencia de um acidente, notamos eue, ,)ai i uma viagem riedia

de ] .000 km, os uarámetros de demanda riais importamos pa­

ra os anos 2000 a 2010 serão

a) O transporte do hexaíluoroto de urânio natural, para

O D materiais combustíveis não iiiidiado-^ exigirá, rospec -

tivamente, 1 .479 e 3 . 2 7 5 viageno.

b) O transuoite do rejeito de baixa atividad^ produzido

na unidade de conversão de U ^ O . o m UF pelo processo " Dry

Hidrof luor" gr rara una demanda do 480 e 1.06^4- viagens,

1ospec tivamente.

c) O rc^jeito dí baica atividade produzido nas usinas nu

oleares , gerara demanda de 1 - 135 o 3 .750 viagens para -

aqueles anos

225

(?) O rran ' = ' T o i t n do corabu :>! í vo ] ini adiado, caso auotemos

VLSXÁ Oi^eiação de ciclo do combusc L V - i sem reprocessamputo ,

pioduzíra demanda de 30? e 801 viagens anuais respectiva­

mente.

e) O transporte do rejeito de alta atividade , para a

opção com oneração da unidade d" reprocessamento , neces -

sitará d(, ? ( 80 viagens, ir I K t i ivamenU

Por outro lado, existe o problema d( detinição dos valo­

reo das probabilidades dr acidfnte para os casos de utili-

zar - s e rodoviao ou Jerroviai como KU lo de transjjorte. Os

valores estimados , para ambas a o o[)çõ( o íoram restrilas as

estaiísticas ia V. a Duixi o FIPASA Contudo, o b v i o i i^ntr, a

p j 0 0 ib ilid idt dr aeidcnle. dc V( i ' dimiriuii com o t' m o , com

a ^.onotrução !< rod^vi i j o h iicjv' J m* rioo cong-'sl i onada e

co I a adoção ae nocrnas conc( i çor > d^ t gurança Portanto,

to_na-se m ) O o . ível r n mar a i r i l i r ouabii i dadp d' ocoi -

rência dc ac dtntc mvoLvrudo m 11 ' ii ji > ijdioatjvoo cor -

quanto a diíj cuidado s ^ i xi x pj i moi d i c j mr u t ( no d( jcnvolvi-

mento da "curva de apei ±c içoanicni o" d i eg-uxança nas estra­

das no temwo.

Para uma prevsão dr aciden'^ s no iuluio, estimamos a

groo..o modo a ''lob j b i l i dacic -jaj a do i :. ca O ) que conoidrid-

mos como extremos um, reore < nt a o ca'-o cssimiota de mdn-

ter-sr no tcioo a i iobabilidade df acidentes atualmente rei

nante na V a Dutra « íLPASA ox cn ivament-^ nara o caso do

ti uiopoi te d mit ( j 1 a 1 i idJ oai i vo Oui lo , j c j' i ( jf nta o

226

caso otimista de atmqir-se o índice de segurança remante ho

jp nos Estados Unidos da América

Os valores estimados e adotados como probabilidades -

de acidentes para o Prasil são 1,7 x 10 acidentes por veí­

culos X km, no caso de utilização das rodovias e 1,6 x 10~^ -

acidentes por vagão x km para as ferrovias Já para os FUÁ,

as probabilidades passam a ser as seguintes 9,9 x 10 ^ aci-— B

dentes por veículo x km e 7,9 x 10 acidentes por vagão x km,

respectivamente Os valores referem-se, no primeiro caso a

somatória das probabilidades para as diversas categorías de

severidade e, no segundo, ã probabilidade de um acídente mode

rado, ajustando-se assim os casos americanos com as condições

encontradas no Brasil

Devemos levar em consideração, porém, os diferentes -

piramotros a-^sumidos quando do cílculo destas probabilidades

Assim, notamos que, nos Fstados Unidos da América, o princi­

pal parâmetro é o custo material do acídente, que proporciona

uma classificação segundo a sovcridado (menor, moderado, seve

ro, extra-severo e extremo) Im cad i uma das categorías de

severidade são também observadas a velocidade do veículo o a

duração do fogo originado em decorrência do acidente

No Brasil, impossibilitados de efetuar uma classifi­

cação com os mesmos parâmetros adotamos o custo humano como

base , na determinação da probabilidade de acidentes rodo -

viários, enquanto que no setor ferroviário rcstringimo-nos

unicamente ao cálculo da probabiliciadc de acidentes por va­

gão X km, devido a total ausência do un parâmetro mais ade -

quado para classific ição cn graus dc severidade

227

Por outro lado, dentro do ciclo do corabubtível nu -

clear, os niais diversos matoriato ladioalivos são tians -

portados. Diversos latores atuam na escolha do meio de

transporte mais adequado como, poc exemplo , o peso, o

custo, etc. Ássim, temos típicamente,o uso de veículos ro

doviários no transporte a) Do concentrado de urânio ,

b) Do hexafluoreto de urânio(natural e enriquecido),c)Dos

elementos combustíveis iabricados, d) Do rejeito de baixa

atividade gerado em todas as unidades do ciclo do combus­

tível. O uso de vagões íerroviarios e loquisitado no trans

porte a) Dos elementos combuscíveis irradiados, b) Do re

jeito de alta atividade e c) Do rcjeito contaminado com

elementos transurânicos.

Baseado nos calculoo pjetuados no Capítulo 4, que

nos iornecem o numero de veículos rodoviários e vagões ler

roviarios necessários para a movimentação dos materiais ra

dioarivos entre as unidades do ciclo do combustível nuclear,

temos os seguintes resultados r)ara os anos 2.000 e 2 . 0 1 0

a) No setor rodoviário, 4 . 730 e 1 1 . 0 7 5 veículos res­

pectivamente.

b) No setor leiroviauo, 320 o I . 5 I O vagões respec -

tivamente.

De posse dos dados acimd exposto a, e considerando um

percurso medio de 1 000 km , caleu] unos O D n u m i I O S de acL-

dentes rodoviai L O S Í J f 1 1 ova JLI 1 0 . lat d O J m o s 2.000 r

2 . 0 1 0 , mostrados na Tabela J , nara O J dois casos C O U O L -

deiados, a sabrr, pessimista e oi mista

220

Oo vdloif-b poLimados d O o I I U J Ü O X Ü O d f acidentes d" aual

quer gravidade, assim obtidos, irpiesentam a somai o n a das

probabilidades multiplicadas uoi Veículo x km nos anos 2000

e 2.010, 1esppcLivamente.

TABELA 6.1- Estimativa do Numero de Acidentes Rodoviários e

Perroviarios nos anos 2.000 e 2.010.

"--^..^ ANO

CASOS"-^^^^__^^ 2 000 2.010

"--^..^ ANO

CASOS"-^^^^__^^ Rodovia Ferrov]a Rodovia Ferrovia

I Probabilicía de DUTRA/FEPASA Mantida (nes^ siaista)

8 5 X 10"^ 19 2 x 30"'-'-

IJ Probabilida_ de ara^rica-na adotada (otimista")

5 2,5x3 0-^ ]1 1 X IO"-*-

O númeio total d^ acident to indturnd^ntcs da gravidade ,

como vemos, não duer'^ mais do que de um ..ator de 2 quando

se compara o caso dos EUA com os dados da Via Dutra e FEPASA,

Esse resultado não causa o U i p r e s a ,ois, em ambos os casos ,

a qualidade d" ^ogurançi doo íistrini' víanos brasileiro'-^ -

escolhidos oão moderno^ e das molhorr do Pjío. Qualitativa-

mem p, esses acid'-nu( s situam-se rntrc o<" d-- menores P mode­

radas conseqüências f , ¡joi u a n t iiuvjvl . u n l f não imjlica -

riam em liberações d'- i idiação

Para o ca~'o ae loaov'ao boiiunl' , ond . ão disoonívpjs -

dados orasiieiios, calculamos o nuinno d' icidences anua i

229

paia acidtnt s d "ai ofVii i con nU'-netas , ondo- r

tamopin o caso aa / i Du.ra c onc; ,)P I IH l t :X ( o Cc^so aincii-

cano como Ooiaiiot i Oc icoUltado ao inic onLados n o lal^ri

la 6 2 abaixo.

Tabela 6 2- Numero de Acídente*^ anuais de extrema &p-"-eri-

dade nos anos 2.000 e 2 010

Caso

2.000 2.010

Caso

Vía Dutra

(Pessimista) 0,18 0,45

Americano

(OtiTRista) ] , 7 X 10"^^ 4,0 V 10"^

Npste ca^o, iia uma ducienc^ i cxt i ' namrn c f oíandr-, como

pode bpr consLatado 3c-la Tcbcla b 2 A |uj cabom algunas ob­

servações. A diocinjância >odi o í r c-'plicada [ J i m e L Talmen­

te nor duas razões uma, a nossa c J a s o J i cação de sincerida­

de loi leiLa oelo niv^-l de gravidade d í danos físicos pe

so u , encjuanlo c|Uc o ca o mi t i i mo ( ( i l i f )Oi d<i.no'' ma -

t e n a i s . No caso da V a DuLra, node havc r mortt s s^m gran -

des danos naLenais no veículo ¡Ido, a mais .i-m^^ortante ra­

zão é devida provavelmenie, aoo maioies recuisiLos raecaní -

eos de segurança nos americanos do quf nos brasileiros.

230

De maneira análoga, p o d ( - j < ostimai o numero de ac id^-n-

t o o • )ara ouaj nuer i amo da mailia do cjclo do conbuolívi nu­

clear, babLando para tanto, corioullar a Jigura coir^soondcn

tc encontrada no Ciuíiulo 4 ( os dado^ firoDubilíbuicoc da

Secção

A m d a dentro dos aspectos legais, gostaríamos de chamar

a atenção ao lato de não teimos df imido, ate hoje , quais as

emoalagens a serem adotadas, juníamentc com os criterios de

sua aprovação, para o seu uso. Embora :.aibamos que uma deci­

são nesse sentido , resultará p£ rencialraent e da polí^-ica glo

bal elaborada naia a admm Lsi iação d o o materiais radioati -

vos, devemos ter em men^c que, H geração de re^jeitos nas usi­

nas usinas nucleares (maior lonti geradora de rejeitos de

baixa atividade) P M g i i a una lomada d e nosição a curto ora/o.

Atualmenuí, noo ¡ A Í O C O e u a U ' ,ja oneram unidade^ nuclea­

res, os proolemas tecnológicos ligados ao transporte dos re­

jeitos radioativos de oaixa atividrid' < também do combusti -

vel irradiado, encontiam-se pralicanont' resolvidos Assim ,

a curto nra - ,0 , e de supor que não encontraremos, também,

maiores oostáculos na sua C L c t i v i ç ã o , desde que sejam obser

vadas as caracte rísl leas de t e ^ rejeito-. ()ue constituem- se

em xatores det( rmmant( O dos proje t O o

A longo pra^o, os maiores ])iODlemas a serem resolvidos,

D I O C R A respeico ao U I A I a m m i o acondic .onamento do material

provenientes do desencamisamento dos <lementos combustíveis

e do ~>rocesso de sol' di j ícação do rejoilo de alta atividade

231

geiado na u n i d ido dc lo,)!oc uuonto

A paiLir d o a n o 2 000 , coiii lo ívcl adoção d ' novos

tioos de P t a t o r e s (lITK * IBií) i o d( '• nvolviraento d o nosso

piograma nuclear, d e v e n í s c o l o c a i (m [ J i a c i c a , T o l a n o s d o -

a p o r ' eiçoamento e tostas dc r r n b a l a g o n s , visando essos no­

vos sisrcinas

Para iinali^ar, gostaríamos de 1risai q u o , esucramos -

con este traoalho ter dado uma noção do oue seía o trans -

poite de matbiíais radioativo^ no Biasii, sua amplitude e

problemas peculiares.

6 2 - Sugestões pdia l'utuioo Traba! h o o

Varaos aquí enumei um i r i i d í k i i h o j qu' d'v iri < i

aboidaaos 'i iiaoathoo ' U L u i a

1 - Po udo d í I aiiuido ai < iii .cl'ti tica^ do X ' j c l O a

ser g - " i a d i ni> unía ci nuc i ur brra^ilnra .

2 - Estudo coi'j jarai i vo d) i oc ^ de indução e so­

lí di j i cacao u o 1 j o 1 c ri 1 j 11 1 v ü o

3 - E o o U d o bobii o tioj ' . i o , d 1 m U j i o n u K U i L o a a o v a -

ç ã o dao embaí i g t n-3 ii i o ' i c u i f oi ! i doc materiais

I a d i o a i 1 v o s

4 - E s L U d o bobi' nu l o - . d( c o n u n i c a ç ã o m i ir um V f í c u i o

^ dc oiansnoit( e contiai ^ ri cooidc nação.

5 - Levantamont o sidlí ,iico i ) U J d d o , considerando o

c u b t o maroiial, lara um ralculcj l e a l í s r i c o do' '' ris­

co j no ' I a I l o J O l ^ s C ladoviaiio í c i L o v i a i i o no Lía -

sil, seu d( -> nvolv miento n o p a oado e - j o s o í v is ila

23?

çoes para o juturo.

^- Estudo sobre a organização de esquemas especiais

voltados paia a movimentação dos rejeitos radioa­

tivos nas estradas de rodagem e vias íérreas bra­

sileiras (aspectos técnicos).

7 - Organi^^ação de pxogramao d*- ore[)aração do x - soal

envolvido no transoortf d'- rejeitos radioativos

(mo'orioLas, gualdas lodoviario', ooColLa, c t c . ) .

8 - Fmalmeni ( , os ludo sobif I X O J L U R consiiução dn

proio Li^os de veículo, J jd-^VL.ii los e vagões ler-

rov A I L O S , O N 1 1 d(. R A N D o I->i(cio R O J I I O a ' - ^ U i idos

t-iioi L as , :il 1 nddgein ) u n lot^-ção do condu -

Õ O I , O O l i o 'ei NL 1 I V i , ( (

233

APENDICr A

Apresentamos aqui as tabelas contendo o

número de veículos ou cascos utilizados nos gráfi­

cos do Capítulo IV

234

TABELA A 1- Número dc Veículos Necessários para o

Iransporte do U^Og

TEMPO EM (ANOS) VEÍCULOS

1990 101

1995 444

2000 833

2005 1253

2010 1844

TABELA A 2- Número de Veículos Necessários para o

Transporto do UFg de Urânio Natural

TEMPO TM ( ANOS) VEÍCULOS

1990 179

1995 787

2000 1479

2005 2224

2010 3275

231

lABELA A 3- Número de Veículos Nrcosoários para o

Transporte do UP^ de Urânio Enriquecido

TEMPO En (ANOS) VPlCULOS

1990 40

1995 175

2000 328

2005 495

2010 728

TARFLA A 4- Número de Veículos Necessários para o

Transporte dos Conjuntos de Flementos -

Comburtívcis Fabricados

TEMPO FM (ANOS) VEÍCULOS

1990 35

1995 152

2000 286

2005 430

2010 633

23G

TArrLA A 5- Numero de Veículos Necessários para o

Transporte do Rcjcito Produzido na Unida

dc de Conversão a UF^ por Vía Seca ( Proces­

so Dry)

TEMPO Efl (ANOS) VEÍCULOS

1990 58

1995 256

2000 480

2005 723

2010 1064

lAPEIA A 6- Número de Voículo'" rjocossários para o

Transporto do Rojeito Gerado na Unidade

de Conversão a UPg por vía Omida (Proces_

so "Vet")

TEMPO rn (ANOS) VEÍCULOS

1990 26

1995 114

2000 214

2005 323

2010 474

237

TÁRELA A 7- Número dc Veículos Necessários para o

Transporte do Pojcito Cerado na Unidade

de Enriquecimento Isótopaco

TEMPO EM (ANOS) VEÍCULOS

1990

2995 1

2000 1

2005 2

2010 3

TAPELA A fí- Número do Veículo"^ Necessários para o

Transporte do Pojcito (orado na Unidade

do Eibricacão dos Elonontos Combustíveis

TEMPO EM (ANOS) VEÍCULOS

1990 13

1995 81

2000 152

2005 227

2010 335

238

TABELA A 9- Numero dc Cascos í'ccessários para o Trans­

porto dos Conjuntos do rlcmontos Combustí­

veis Irradiados

TEMPO rn (T^NOS) CASCOS

1990 25

1995 88

2000 307

2005 554

2010 801

TABELA A 10- Númoro dc Veículos ^^odiviários ou Ferro­

viários nocc'-'^ári o- jnra o Iransporte de

Pojoitos Gerido na U'-ina Nuclear

TEMPO EM (T^NO^) VEÍCULO^ ROD VEÍCULOS FFR

1985 ?] 10

1990 lOfi 48

1995 406 186

2000 1435 656

2005 2593 1185

2010 3750 1714

?39

T A B E L A A 11- Número de Veículos Necessários para o trans^

porte do Pejcito de Eaiía Atividade Gerado

no Peprocessamento

TE^ÍP0 E M (i^NOS) V E Í C U L O S

1995

2000 1

2005 3

2010 13

TABELA A 12- Numero de Cascos Fcces''ários para o Trans­

porte do Rejeito de Alta T^tividade Gerado

no Peprocessamento

TEf^PO EM (/'NOS) CASCOS

1995 2

2000 2

2005 20

2010 80

240

TADELA A 13- 'lúrnoro de Cascos Necessários para o Trans­

porte do Rejeito Contaminado com Flementos

Transurânicos Gerado na Unidade de Repro -

cessamento

TEMPO En (/-NOg) CASCOS

1995 11

2000 12

2005 104

2010 430

TABELA A 14- Numero de recipientes necessários para o

Transporte do Plutonio Gerado

TEMPO EM (T NOS) PECEPIENTES

1995 5

2000 G

2005 49

2010 203

241

APÉNDICE B- ;^NALISE DE CPIirPIOS Iñ USO OU PPOPOSTOS

PARA CLASSIEIC;^rí\0 DE RIJEITOS PJVDIOATI-

Nos primordios da era nuclear adotaram-se simples-

mente expressões tais como, "residuos de alta ativida -

de", "residuos de atividade intermediária" e "residuos -

de baixa atividade" Estes termos, apesar de serem des -

critivos e amplamente empregados, podem ter significados

diferentes, pois foram definidos baseados nas condições

de operação do ciclo do combustível nuclear e na tecno -

logia empregada no tratamento e no transporte do mate -

n a l radioativo encontradas por diferentes grupos de pes

quisas em vários países

O fato de não ter sido encontrado um denominador

comum, tornou o assunto b->stanto complexo, di''irultando

o intercâmbio do mformac õos entre os diversos grupos

voltados para o estudo doo rojcitos radioativos Com a

finalidade de eliminar este problcna foram propostas va­

rias classificações, como a da "United States America

Standard-^ Institute US7<"I , por "Tranca e Cera- CNIN ,

Itália" / 10 /, pela Agêncii Internacional de Inergia

i^tõmica / 53 / e a proposta por "Tera - Cu^FN, Itália/42/

Uma classificação qualitativa de rejeitos radioati­

vos é baseada no seu estado físico, resultando em três

categorias os sólidos, os líquidos e os gasosos Os re

jeitos radioativos poden tambõm sor classificados em

242

grupos sjmilnrco ios arina citados, não sendo, porém,

tão óbvios ?ssim, encontramos os orgânicos, os combus

tíveis, os não combustíveis, os compressíveis, os não

compressíveis , em alfa, em alfa-beta-gama, etc Estas

classificações são escolhidas tendo-se em vista as uni_

dades do ciclo do combustível adotadas, as operações a

serem empregadas como, por exemplo, a separação em

rejeitos combustíveis e não combustíveis que implica

em um plano de incineração

B 1- Estado Atual da Classificação do Rejeito Radioati^

vo

Ao realizarmos uma pe-quisa pira determinar qual o

sistema de classificação usado, chegamos ã conclusão -

que não há um consonso gorai em torno do problema ,

nem mesmo considorando-so um único país, como c o caso

da Franca, onde para os rejeitos radioativos líquidos

são encontrados cinco diferentes classificações lia

realidade, não temos classificarão oficial om nenhum

país Somente no Japão, encontramos uma classificação

semi-oficial para os rejeito^ ladioativor

los Fstadoo Unido , idotam-oO normas baseadas cm

Concentrações Máximis Poriiu «s*: ívc i - "MPCs ' , cm

outros países encontramos sistemas baseados nos mais

diferentes critérios, para os rejeitos líquidos e s ó ­

lidos

?43

Para uiii ¡PC Inoi visao ao lobifina, vamos discorr""! so­

bre a classiíicaQdo do lojeilo L ¡diojíivo babeado no eu esta­

do ' L S I C O .

B.1.1- Rejeito Sólido

A classixa-cação dos r o j e L U O O sólidos var^a de oaís pa­

ra país, assim venos que a Prançd emoipga um sj.stema oue é

xunção do acondiCj.onamento utilizado paia a sua estocagem, oij

de a exposição ni cuperlicie i 1 nriio ó conoidmada, no Japão,

a classiíícação e baseada na atividade por unidade de vo -

lume (Ci/m^), a União Soviética utiliza a atividade nor uní -

dade de massa (Ci/kg), a Suécia e o ¡ic m o Unido utilizan - se

de classiiicação em lunção da atividade oor emoalagem (rnCi/cm-

balagem).

Na tab( la abai-^o V M I I ^ U ' D M umo rl i situição atuai na

Prança e no Ja -¡ao

TABELA B.l- Classiíícação do PfQ CiI o Eadioacivo Solido

Grupo de Reopioo l'i uiça Ja-oão

Base d 1 c ] a s ' ' i_ cação

lunção do icondic i on i-mento dc loiiii ciuc u ex^.osição >c,\<i^ < 200 iili/b n 1 super J í c i c c <10raP/h a 1 metro .

lunçlo da ativi­dade por unidade df volume (mOi/cm^)

Baixa Atividade Acondicionada em blin_ dagem dc concreto dê" 10 cm d( r po :,sui i

10~^5 A < 1 0 " ^

Atividade inter­mediária

Acond-Clonada em o l m -dagem de concreto coi.i AO cm df poue sur a

] < A 5 10 " 5

Alta atividade Bl LncLif'-r in de c hum lio A i 1

244

B.l 2 - i?e JP L u o Liquido

O ipjíiío liquido o c oriiuiiif ru r r l U j o i j i c a d o ( oino sendo

dp alta ala.vidade, baixa auiv^dade ( atividadp inLrrmpdiá -

n a , se b«m ou^ podemos enconoiar diveioas classixicações em

mu I O S paíse<" do mundo, como moflía um i labalho do pesquisa

realizado pela Agência Internacional de Energía Atómica em

1 9 6 7 / 53 /. A Figuia B.l- mostra-nos os resultados obtidos

nesta pesquisa.

p Cl/ml Polônia fimscBssEriiimnnjmnniin^

índia — ntnnnHinninirnniffrnminfffunniíniniiffli Jaoao

Suécia r iMMSi«^j«t•^.•fíimmmmxàamwMmmmm^Ksmt,i E U A « M a a a a í M M M í — " 'niillllíiimtllilitllliillHlli.ht.liimíHHftlíiiiil

uraiuiiüiiiiíiiiidiíoiuíiiiiiiffliiíiíüUiii!

• — " Jiiiiiiuüiiiiiiiiiiitiuifiiiiiiiiiiiuüufyiiiiiítí) ^ iSii5ffliiiiií.iimiiHin,"iJüiiiioii ' t " » » o * t s

•i?ffíTfiffinít'íii?íi]iiiiiiJiHifinfftPfflflif.ffli ««f o»^' '.ZLZiiiiimiiiiuiiiiiii!iiiifniiíninfnTmn(iii(iifnfiinífinfiii

Inglaterra íí\Tuh,iSi{Süea!m B e 1 p 1 c a ti. ^•h-^jftitx.-s^^aMMSf mmi

URSS miifiiWMamKaB CZ3 muito baixa atividade

tSsM baixa atividade

LU média atividade

im alta atividade lájat atividade muito alta

I 1 atividade nao id e n t i f i c a d a

FIGURA B 1 - Classi ícação do Rejeito Radioativo Liquido em

Diversos Países.

Ao analisamos esta iguia, nolamoo que o rejeiuo con

siderado como sendo de alta alividade em alguns países, pode

eer classiiicado como de atividade inteimed ária ou mesmo de

baixa atividad( em oulio pii e Pode mo , [)orpm dejinii as

245

expressões da oeguinLe maneiri

O "rejeiLo iíquxdo de ai La aLividade" releip-se aos r e .

síduos aquosos resultanues da o u n a ç ã o do primeiro ciclo de

extração cora solvente, o u equivalente, acrescidos dos resí

duos concentrados dos ciclos ouo^ c c | U f ni r &, na unidade d ' re -

processamento do combustível j i i idiado / 69/ e / 29 /

O "rejeiro líquido d e d i i v i d a d e intermediária" refere-

se a o líquido piovfnícnt d a d c ^ c o n i a m i n a ç ã o das emoalagens -

usadas no tiaiibpoiuc dos el mentos combustíveis, deucio da

unidade de r e )iocps'^amento I s t a d e inição é também emriegada

para uma séi K de uutio. líc^uido [ ei K Í O ^ n o o t a m e m i unidade

de reurocessaj.ien u o

O " i e j c i ( 0 l i quicio de baixa «itiv idade" l e i p r r - s f ao l i

Q U i d o resultan''r d c e jat i c a m e n ^ o d i - . as operações d e trata­

mento o i m p ] ç S LíVida a c jbo íjiiiiio do ciclo c i o combu t LV ( 1 -

nuclear.

Ainda , oaseando-Sí m , t iU' .a dc s nvolv ida ela Agen

cia Intemac L o n a i dc ±-neigicA A Ôn c i, od'^mos n c a i c U " exis­

tem 1^ cLa. I i( içõ( duercnl m i o x j e ' i O o lí cuido.

1 c i 1- I I I í iço( . ão t) ! r ,(1 1 n j í; u I nt ( o J al oi f

J t PEGL u s

246

- Ativiaade doo x^jeitoc^

- F("i( 1 1 1 <1 cl t I 11 mil III () IIII 1 I o 1 d j p o j ~if(

- Conccntiaçõeo liariinas L-''iini 6 s l v r i o.

TABELA B.2- Gamas ac Alividadco paia o Rejeito Radioativo

Liquido

Grupo de Rejeiuo Atuvidade MCi/ml

(medias ponderadas)

Gamas de Atividades

rnconbradas ^Ci/ml

Baixa a1 ividade 3,5 X 10"'^ - 10-1

Atividade inter­mediária a X 10-2

8,89x 10^

10 ^ — * 10

Alta atividade > 8,89 X 10^ 10-2 _

B.l.3- Rejeico Gasoso

O rejeito gasoso, geralmente, não é classi ícado, sendo

apenas descrito la jua a ^ i v i d i d r uoia] i or unidade d' volune

ou ainda oela ai iviaade total Iiu l a d i i i j U i conposição e

a t i V L d a d e é bastante vari ida, d m i i o do o i c i o do conoustível

nucleai, diiicullando qualquei iiaoalho que tenha por objr -

tivo organi-ai um modelo nadrão ni' pos a englobar iodos os

tipos de l e s L d u o s gerados

B.2- G l a s s i f L c a ç õ e s Piopot-as

Nesta secção temos como objetivo t^imcipal, a apresen

tação de alguma 3 cl a o o i J ícações pari o., i''je itos radioativos,

247

que embora não sirvam como modelo ideal para uma regulamen

tação dentro desta área, servem para nos dar uma clara vi

são do problema criado, devido a falta de uma uniformiza -

ção

Im 1967 , a USASI, "United States of America Stan -

dards Institute" propôs uma classificação de rejeitos ba -

seada nos índices da "International Commission on Radiolo­

gical Protection - ICRP"

TAPPLA B 3- Categorias dos Rejeitos Iíauidos c Gasosos

Categorias de Acordo com

os Fatores de Multiplica

ção das Concentrações Má

ximas Permissíveis

Exemplos das Di

fercntes Catego

n a s de acordo

com o" r D

Dcstmoo dos

Rejeitos

A < CMP A-1 Descarga

A-2 Tratamen­

to, F D < 10-

Categoria 1

Descarga direta

C ü? <B<10^xCMP B-] descarga

B-2 trat,FD<10"

P-3 tratamento,

10^<FD<10^

Categoria 2

Tratamento

FD >^ 10^

l0^xCMP<c<l0^xc^^:^ C-1 descarga

C-2 rrat,rD<10-

C-1 Trntamonto

in^<FD<10^

C-4 Trat,106<FE

Categoria 3

Tratamento,FD en

tro 10^ G 10^

10^xCMP<n<10^yCMP D-2 Trat,FD<103

D-3 Tratamento,

10"^<FD<10'^

D-4 Trat,10^<FE

D-5 Contenção

Categoria 4

Trat,FD > 10^

E >10^xCMP L-3 lratamente,

10^<FD<10^

1-4 Irat, 10^<F

L-5 Contenção

Categoria 5

Sem tratamento, ^ Contenção

248

Em 1 9 6 3 , Branca e Gera jjronusf iajíi uma classi íicaçao/Kj/ ,

onde os rejeitos ladioativoo líquido o gasooo loram discurríL_

nados de acordo com os latores de mult;j plicação das concen

trações máximas peimissíveis, ao uas o que os rejeitos sóli -

dos x'oram classi i içados de acoido cura a atividade ^ meia-vida.

Em 1 9 7 0 , a Agencia Internacional de Eneig-ia Atômica -

propôs uma classiiícação onde os jfnos líquido, solido e

gasoso são divididos em 5 giUj O o cue, nor sua ve-i, são sub­

divididos em categorias numeradas d acordo com a atividade -

por unidade de volume, no ca^o dos lojrjtos líquido e gasoso,

e paia o caso do i jeito solido de acoido com a exposição na

superíície e a atividade alia emitida

Em 1 9 7 5 , Eeiruccio Gera piopô^ a manut-enção dos texroos

comentes i)ara a cJ assi 1 1 cação do i ' j f M o o , adotando eorc'm

de'inicoes raai s clai is uaia p s i í . i i u mo 1 fimos.

B.2 1- Classi ícação Pioj)osia d o i óxanca e Gpia

Nesta ciassiiicação dfvciroo Jfvar e m consideração lato.

res lelacionacioi com e y p o ^ i ç M e > i <• uia, aiividadrc p ) f C L -

íicas e lad oro'N ic ' dades do nucl^dcoi , jlom da ai iviaad ,

traduzindo um maioi ^ rigo uii^ o i 1 aoalhadoie 3 qur proc deiii

as O ! eiuçõco dt tia amem o r di > ) 0 içio cius icjeitos

Un dos pontoo uos'tivo^ nesi 1 classi ícação e o núme­

ro de .ntormações dis^^oníveis leialivas ao lejeito e n L . U P S -

tão

B.2 1 1- Rejeitos Líquidos e L a o O j O S

Os lejpitos líquido ' gii' oso são dit ci iminados por ca­

tegorias de acordo c O i n os latono mui 1 ijjlicativos das concen­

trações máximas lermissív ^s (GñP) Es as catfgoiias são <=ub

divididas baseadas nos iatoi^s de df jcontammação exigidas -

uai 1. a df S C ai g i no n c o aml ifiit

249

Grupo com base na meia-vida 1 2 3

CATEGORlK"^-^ T^^2 < 25 d 2 50 d<Tj^^2<10 ^

30* a <T^^^<10-^'^a 10 a<T^^2<10^^

A < 10-' ^ 10-'

B de 10" ' a lo"''" de lO" a 10~^ de lÕ^a 10"^

C de lo'-'- a 10^ de 10"^ a 10 de lÕ^a 1

D de 10^ a 10^ dc 10 a lo"* de 1 a 10^

r Superior a 10^ Superior a lo' Superior a

io3

Abaixo, na Tabela P 3, onrontrainos de forma reduzida

a classificação dos Rejeitos líquidos e Gasosos

B 2 1 2- Rejeitos ^olidos

Os lejeitos solidos, nesta classificação, são agru­

pados por suas atividades em uCi/cm"^ ou yCi/g Para este

caso, há a necessidade de se conhecer a composição do re­

jeito para se aplicar a classificação proposta

TABELA B 4- Categorias dos Rejeitos sólidos com Base na

Atividade e Meia-Vida

¿50

TADELA n 5- Categorias do Pejeito Solido de Acordo com os

índices de Padiação

Categoria índices de Radiação ( i = K x D )

I < 0,002

II de 0,002 a 0,02

III de 0,02 a 0,2

IV de 0,2 a 2

v Superior a 2

D = exposição em R/h medida no ar a 1 m da superfície da

enbalaqem ou superfície livre do rejeito

fator correspondente ã secção da embalagem ou rejeito,

perpendicular ã direção da medida

O coeficiente I reflete as diferentes atenuações do

índice de exposição com a distância, como função das dimen

sõcs da fonte, sondo os valores cmprerrados, os mesmos da

publicação do "IAEA - Pcgiilation^- for the Safo transport of

Radioactive Materials, 1967"

TABELA B 6- Valor do Coeficiente T dc Acordo com a Secção

Secção da Embalagem ou Pejeito Coeficiente K

< 1 m^ 1

1 - 5 m2 3

5 - -O m" 6

> 20 m^ 19

251

Corro, cm geral, o acondicionamento dos rejeitos tem

~ 2 * ~ seções retas inferiores a 1 n , os índices de radiação coin

cidem com a exposição no ar a 1 m da superfície expressa em

R/h

B 2 2- Classificação Proposta pela "USASI"

A aplicação exata desta classificação requer o conhe

cimento da natureza e atividade dos vários radionuclldeos -

contidos no rejeito Como esta informação ó muito raramente

disponível, a classificação é baseada em considerações con­

servativas deduzidas pelo que pode conduzir a uma superest_i

mação da potencialidade poluente dos rejeitos

As medidas necessárias para uma classificação verda­

deira resultariam em um custo elevado e uma exposição adi -

cional do pessoal encarregado daquelas medições

TABPLA B 7- Classificação do- Pcjeito- , segundo a "USASI"

Categorias de Rejeitos Caracterização

Classe A (nível populacional)

- líquidos e gasosos

_< concentração máxima permi£ sível, para membros da po­pulação em geral (incluin­do-se pessoas vivendo na vizinhanças de áreas con -troladas)

- Sólidos £ CMP trimestral/kg sólido , para membros da população em geral (incluindo pessoas vivendo nas vizinhanças das áreas controladas)

ocgue

252

TADFLA B 7- Classificação dos Rejeitos, Segundo a "USASI"

(Continuação )

Categorias de Rejeitos Caracterização

Radiação de Superfície

Classe B (nível ocupacional)

- líquidos e gasosos

- sólidos

- Radiação de Superfície

Classe C (baixo nível)

- líquidos, sólidos e gasosos

- Radiação de superfície

Classe C-1

Classe C-2

Classe D(nível intermediário)

- líquidos, sólidos e gaso -

SOS

- radiação de superfície

Classe D-1

Classe D-2

<_ a exposição de corpo inte_i ro para membros da popula­ção em geral( incluindo pessoas vivendo nas vizi -nhanças das áreas cont )

> Classe A, mas <_ a CMP para exposição ocupacional(sema na de 40 h)

> Classe A, mas £ a CMP tri­mestral para exposição ocu pacional/l'g de sólido

^ Classe A, mas _< a CMP de corpo inteiro para exposi­ção ocupacional (semana de 40 h)

> Classe , mas < 10 x cate­goria B

_< a exposição máxima admissl^ vel para exposição ocupa­cional na superficie

> IDFM

-4 > Classe C, mas < 1 0 x clas

se C

a evposirão máxima de corpo jnteiro, para exposição ocu pacional, na superfície

m i M

segue

253

TÁRELA R-7- Cla-sifícação d o 3 Poje 3 tos , Segundo a "USASI"

(Continuação )

Categorias de Rejeitos Caracterização

Classe E(alto nível)

-llquidoí, sólidos e

gasosos

- radiação de superfície

Classe I-1

Classe E-2

> Classe D

£ a exposição máxima admis­sível de corpo inteiro , para exposição ocupacio -nal, na superfície

> I D E M

Observações

1) As concentrações máximas pcrmissívcis adotadas -

nesta classificação são as publicadas pela "International

Commission on Radjologacal I'rotcction" / 55 /

2) Concentrarão máxima permissível trimestral /kg

sólido = (concentração máxima permissível na água para uma

exposição ocupacional de 168 h) x (2200 ml/dia)x (91 dias/

trimestre) = (concentração máxima permissível na água )x

(2 X 10^)

B 2 3- Classificação Proposta pela Agência Internacional

de Energia Atômica

A Agência em sua proposição, divide o rejeito radioa

?54

tivo segundo o seu estado finco Temos, assim, os rejei­

tos líquidos, sólidos e gasosos, classificados separada -

mente

Após um detalhado estudo, onde procurou ponderar

todos os Itens do problema relacionado com a uniformização

dos rejeitos radioativos, a agência propôs uma classifica­

ção por categorias tomando como base os seguintes ítens

1- Requisitos Sanitários e de Segurança

2- Experiência prática adquirida com instalações de

tratamento de rejeitos

3- Regulamentos para transporte de substâncias ra -

dioativas ("Regulations for the Safe Transport

of Radioactive Materials - IAEA, 1967) /51 /

A classificação com base nas concentrações máximas

permisslveis (CMT) tem a vantagem aparente de associar os

rejeitos ã sua radiotoxicidade Porém, devemos notar que as

CMP não fornecem informações suficientes para avaliar uma -

exposição ã radiação resultante de uma liberação proposita

da ou de uma fuga acidental

P 2 3 1- Rejeitos Sólidos

A classificação dos rejeitos sólidos apresenta a

necessidade de levarmos em conta fatores como o seu manu -

seio e transporte, antes e depois do tratamento A Agência

baseou-se nas seguintes premissas restritivas para propor

a sua classificação, apresentada na Tabela B 8

1) As cia'sif icarões V^ascadas na atividade por uni­

dade de volume ou peso têm-se mostrado insatisfatórias na

descrição do rejeito sólido, dada a heterogeneidade da com

posição e pelo fato de poder sor combustível ou não

2) Permitindo avaliar a maioria dos rejeitos emisso

res y e y + B, caracterizados pela exposição não permite -

avaliar no caso dc emissores a puros

3) A exposição deve ser medida na superfície do re­

jeito ou de sua embalagem, dc acordo com as normas de tran£

Dorte da Agência / 51/, a 1 m da superfície da embalagem

A medição sendo feita desta maneira, é função

3 1) das características da embalagem espessura

das suas parede^ c nc-'tureza da sui construção,

3 2) da natureza básica do rcjoito (alguns emisso -

ros P podem não sor detectados),

à) Para alguns emissores a , o problema da criticai^

dade deve também ser considerado

5) Oue a medição do rejeito na embalagem é sempre -

vaga e as estimativas podem atingir erros de até 100% , de

vendo-se tomar em consideração um coeficiente de segurança

imposto pela possível criticalidade do rejeito

256

TABELA B 8- Categorias para o ^^ejoito Sólido

Categoría Dose de radiação na

superficie d (B/h )

Observações

1 D 4 0,2

Emissores B e Y

dominantes

2 0,2 < D < 2 Emissores B e Y

dominantes

3 2 < D

Emissores B e Y

dominantes

4 Atividade a expressa em

Ci/m^

Emissores a

dominantes

Observação. ^ quantidade máxima de material físsil

contida nos rejeitos sólidos deverá ser indicada como re -

quisito adicional para as embalagens que contenham tal ma

terial

r 2 3 2- Peje:tos Líquidos

Ps propostas de categorias para o rejeito radioativo

líquido , contém cinco categorias e constituem um compromis

so entre os requi ,itos de tratamento do rejeito, nos esta -

belecimentos de pesquisa e nas unidades de tratamento do

combustível nuclear irradiado

As concentrações podem ser expressas em pCi/ml ou

Ci/m-^

257

TABELA B 9- Categorias Para o Pejeito Líquido

Categoría Nivel de Atividade

A (yCi/ml )

Observações

1 A < 10"^ usualmente não sujei­t e a tratamentos

Descarregados como pro duzidos no meio ambien to

2 10-^<A< lO"- sem necessidade de blindagem

Trata­

dos pe­

3 10-^<A_< lO--*- possível blinda gem

los Mé­

todos

habi -

4 10--'-<A< lO' Exigem blindager tuais

5 10^ < A reinem arrefecimento

D 2 3 3- Rejeitos Gasosos

Na maioria dos países, o rejeito gasoso não é classi­

ficado Devemos levar em considerarão, a pequena experiencia

existente sobre os rejeitos gasosos, em comparação aos rejeji_

tos sólidos c líquidos Pelo fato de os métodos de tratamen­

to serem incipientes c existirem diferenças consideráveis em

relação ãs ativinados o composj rão do" efluentes gasosos des

tr modo SC justificn i cl arsif i carão dos rojcitOo ga-'-osos cm

várias categorias

2b8

Tendo-se en vista sua potencialidade poluente, a ati^

vidade total descarregada no moio ambiente tem mais impor -

tância do que a concentrarão poj -, o" ofoltos da descarga -

total dependem dc múltiplos fatores locais de modificação -

tais como a localizarão do ponto de descarga, altura deste

em relação ao solo, direção e velocidade do vento Contudo,

pelo fato de a atividade total não ter significado no manu

seio do rejeito gasoso, a classificação por concentrações de

atividade oferece a única solução para a discriminação das

descargas gasosas

(4

Os rejeitos gasosos foram divididos cm 3 categorias,

adotando-se as mesmas unidades utilizadas para a classifica­

ção dos rejeitos líquidos, ou ''oja, iiCi/ml ou Ci/n"^

TABFLA B 10- Categorias para o Pojoito Gasoso

Categoria Nível do "^tividado

A (Cl/ n^ )

Observações

1 A < 10-^" Normalmente não trata­do

2 io-i"< , < 10-^' rflucntes normalmente tratados por filtração

3 10"^ < A 1 fluentes normalmente tratados por filtração e outros métodos

B 2 4- Classificação Proposta por Gera com Base em lermos

Correntes

Fm seus estudos sobre a classifícação dos rejeitos ra

dioativos, Ferruccio Gera cheaou a conclusão que o uso dos

259

termos correntes pode ser satisfatório, desde que recebam

uma definição objetiva e clara / 42 /

Para Gera as classificações dos rejeitos baseadas em

concentrações de atividade têm pouca relevância no ponto de

vista do tratamento deste rejeito ou da sua disposição,pois

basta lembrar-se da classificação dos rejeitos líquidos, on­

de a classe mais baixa não corresponde, de forma alguma, a

possibilidade de sua descarga para o meio ambiente As clas­

sificações baseadas nas concentrações máximas permissíveis

são representativas da radiotoxicidade dos nuclídeos somen

te no caso da mqestão da água ou inalação serem os modos

críticos de exposição

P 2 4 1- Rejeitos dc Alta ;\tividid(

Devem estar incluídos, nesta categoria, somente os

rejeitos produzidos m unidade do reprocessamento do combus­

tível irradiado, ou o combustível i r r a d n d o on si mesmo, ca­

so não tenhamos a unidade de reprocessamento dentro do nosso

ciclo do conlDustível nuclear Pstes rejeitos contém o todo

dos nrodutos do fissão o significante rjuantidade dos emisso -

res a de lonaa meia-vida

Con a atual tecnologia , os rejeitos são incialmente

produzidos como líquidos com concentrações de atividade de

milhares de Ci/1 Os rejeitos líquido-, c sólidos produzidos

om quaisquer dos proccaoos dc olidificarão requerem um sis­

tema de dissipação de calor, pois são auto-aquecidos

260

B 2 4 2- Pejeitos de Baixa Atividade '

Os rejeitos líquidos e gasosos são considerados de

baixa atividade quando caracterizados por um baixo perigo

potencial Estes rejeitos são, normalmente, produzidos em

grandes volumes, não requerendo blindagem e sendo tratados

por simples técnicas tais como a filtração, floculaçao etc

Em muitos casos podem ser liberados para o meio ambiente

Ouanto aos rejeitos sólidos, todos aqueles que pude

rem ser manuseados sem precauções particulares, são consi­

derados de baixa atividade, <^endo constituídos normalmente

de misturas de vários materiais em que na maioria das vezes

a contaminação é apenas suspeita

B 2 4 3- Rejeitos Imissores a

Estão incluídos nesta categoria, todos os rejeitos -

contendo particularmente os isótopos transurânicos dc meia

vida miito grande, apresentando por este motivo um poten -

cial poluente elevado

Como critério de separação dos rejeitos sólidos que

requerem uma "contenção" prolongada, daqueles que poderiam

ser aceitos para a disposição em valas, foi adotado nos Es­

tados Unidos, o valor de lOviCi/kg já na França, adotou-se

como limite de segregação, o valor de 3 0 000 vezes a Concen

tração Máxima Permissível do isótopo constituinte em água

239

potável, o qual, no caso do Pu, corresponde a

5 X 10-^Ci/m-^ (50 mCi/1)

261

B 2 4 4- Rejeitos Devidos ao "Desencamisamento" dos Elemen­

tos Combustíveis

O elemento combustível transportado para a unidade de

reprocessamento, passa por um processo mecânico de prepara -

ção, antes de ser submetido ao processo químico O material

proveniente do desencamiscimento do combustível irradiado ,

bem como toda ferragem associada ao conjunto de elemento com

bustível, constituem-se numa importante classe de rejeitos -

sólidos

A atividade principal é devida a produtos de ativa

ção, mas deve-se ter em conta a existência de produtos de

fissão absorvidos e emissores presentes, correspondendo as

partículas de combustível que permanecem nas paredes dos

pequenos pedaços de vareta'- usadas para acondicioná-lo

A concentração dos emissores a está normalmente bem

acima de 10 yCi/ka

B 2 4 5- Rejeitos de Nível Intermediário

Incluem-se nesta categoria todos os rejeitos que não

caem cm qualquer das categorias anteriores, sendo e^omplos -

típicos os concentrados dos evaporadores, as resinas satura­

das, os filtros, os componente- rstruturais dos reatores, vã

rios tipos de ferragens ativados ou contaminados etc /ssim,

estes rejeitos não podem '- r laborados para o meio ambiente,

devendo receber um apropriado tratamento e acondicionamento

262

Embora, este tipo de rejeito não exija um sistema de

remoção de calor, há a necessidade de se providenciar um -

meio eficiente de contenção e blindagem

Observações

1) Esta classificação não é exaustiva , e assim, mui­

tas categorias adicionais poderão nela ser adicionadas

2) Esta classificação não jmplica numa escolha de ope

rações subsequentes de tratamento que os rejeitos irão reque

rer

B 3- A Classificação Adotada íleste lrabalho

Como pudemos observar, pela<^ classificações propostas

neste /apêndice, não há ura consenso geral relativo a este pro

blema Assim, cada grupo de estudo voltado para o mianuseio -

do rejeito radioativo, pode encontrar uma solução que melhor

se amolcie los problemas Em Franca, por exemplo, para o caso

do rejeito líquido, encontramos 5 diferentes limites, que

não são necessariamente iguais aos outros 10 limites impos -

tos por outros países para o mesmo t:po de rejeito Podemos

deduzir facilmente então, que só poderemos elaborar uma cla£

sifÍcação, após conhecermos todas as características técni -

cas das unidades do nosso ciclo do combustível, bem como do

rejeito radioativo a ser gerado, como conseqüência dos méto­

dos e técnicas empregadas no seu tratamento

263

Tendo-se em vista, a necessidade de transporte, usa­

mos neste trabalho, a denomanação "rejeito de alta ativida­

de", para designar o material em cuja composição se encon -

tra a maior parte dos produtos de fissão geradas no primei­

ro ciclo de extração com solventes na unidade de reprocessa

mento O material "contaminado com plutonio" só está incluí^

do dentro desta categoria, quando temos um ciclo de combus­

tível sem reciclagem O combustível irradiado, independente

mente do ciclo do oombustívei adotado, ê considerado como -

sendo um caso a parte devido as suas características parti­

culares para o transporte Pelo mesmo motivo, "o rejeito con

taminado com elementos transurãnico'-" é considerado separa -

damente

Também, como conseqüência da falta de uniformização -

na classificação dos rejeitos, resolvemos não enprenar a

denominação "rcjoito de ati\idade intermediária", preferindo

assim descrever as característicis do rejeito e adaptando-as

ãs exigências impostas para o sou transporte

Tanto quanto os diversos organismos e pesquisadores

dc todo mundo, não poderíamos nós, pretendermos criar um mo­

delo para a classificação dos rejeitos radioativos, princi­

palmente , como citamos acima, pelo fato de não termos ãs

nãos todos dados necessário-^ /•''sim, o objetivo pretendido

foi o de adaptar , da melhor maneira possível, todas as in­

formações obtidas, de modo a se alcançar um resultado satis,

fatório para este trabalho

264

APÊNDTCr C

Mcídelos dc Polat5rios de T^cidentes Podo-

viários e Ferroviários

EXEJIPLO DE RELATÕRIO DA FEPASA

F E P A S A C P C 1 x4

o 'O 1^ 10 I .. 7^ OgC 'BO T>1 \ 23A/7a

F E P A S A CPC UM

RELATÓRIO PO CISET-E 10 3 4 76

• f i a 2=

1 ) E - 1 _;~G :so AC^i" - 5) ECTKDIÇÃO DOS VEÍCULOS -

2 0 2

1 c

2'

• ' s 8 ¿0 h o r e a , q u a - á o o . t r e í L 1 2 0 1 , l o c o ' n j t i V d alj,va no f e ^ o e n t r e Apuos e E o t a o a t a , no Km 2 6 o , -

Uoou ( íesoa ' ' ' ' i le r oa - e j u i r t e o v e í c u l o s r o d e i r o t r ¿ '-.T-E tr^^ciro co •'•c_39350 10» l u c a r , r o c e í r o t r a z e i i t- - i i . " - e rcuc-ro t r c i e i r o do t r u - , u e T a z e i r o £0 i iu ' j ae - ro +-aze ' O co t r - c u e t r a z e i r o do I C ---. .a" r-i-c ro •^RT.ze^ro do t'-i^ue d i a r t e i r o e r o a e a -

0 co U E c.í, te->-o 1 3 * i J g a r do A''=T)_105S89 e r o -eijo co t-uTae c .^ 5 - r o co ^ e p a s a 1 S 9 3 0 1 , 14» l u g a r

J - 1 0 > 9 ^ 9 ES'a A C j ' e g a c o cotí d i v e r s o s L i n h a p r i n -a -Ct^cüica b 20 as 19 30 ñ o r a s

J^B Per-'i e-"*e - s o f r e u ava^^ laa r a n a e x t e i s a o ae -^CO L-t „a _e 1.0 e~o-E2AOO¿i ""OS s e r v i ç o s a Bao de o b r a de 12 ho " S í e os s e ^ - - ' e s n u t e r i o i s 250 d o r n e n t e s QE m e d e l r a -.- 1 2 E .C .-3 ue tril'-Oo "-C0. 5 0

1C-32jC7 -_scí"re- s v a r i a a , sendo e n p r e j a d o n o s s e r -V ( OE _e 'er^r ÇuC „ cqc ce o '--a de 7 homens x h o r a e o s s e g u i n

c __ j ^ 2 -oCc .5 C(. e T O , 2 t r o n z e r S 1 6 , 4 l i t r o s 0*6 - o ~ i- „ "O 3 -r^^o 5 c o i * r a p i n o s ce 1 / 4 x 3 » e ^ -"03 -e 1 / 2

-_2D-^re- a v s r - a - , sendo e - p r e ^ a c o n o o s e r -v^,03 re j - c^uO a "a- cc - - " a de 5 h o a e n s x h o r a e os s e s u i n —h ' . . -o i, l i - ' - o „ de á 50 2 s a p a t a s de f e r r o e 5 o o n t r a -

I.- . 5/-S \ i -/: -t 3ajb9 - _ s o f ^ e u a v o r i a s oenco e " ip resaco nob s e r -

\ Oo c r j ^ ' a ac ^ ce - t -a ce 7 homens x h o r a e os s e g a i ^ r a ^ C „ ^ e'-'o ' ' b ' o n i e n ' l o , 10 c o n f a p i -

^ - ^ / j < - / 2 c l i*^0a ce d -eo ¿ • ^ . - L O ^ j S : ; _ aoí-eu a v a r i a s sendo e r p r e g a d o s nos -

3 - 1 , - 1 3 a rco ce ob-^ c e 1 c o r e s X h o r a e 4 s s p a t a e de f e r r o -f e i - i c _ ^

•''e? 1 6 9 3 0 1 _ neo s o f r e u a v a r i a s s o a e n t o f o i e a p r e -Çjoo n o s s e r v i d o s a c a o de o b r a de 1 honea x h o r a e 4 l i t r o s oe

1 ^ L _ -O res \ r r ; j - . o s -

IC-j93o9 c " c a T ^ l o o o as 11 05 h o r a s IC-393PO -6Ti ld>-o as 10,45 h o r a s

o 1_ j C l t c a - r - l o d o es 11,10 h o r a s " X l O j í 9 e - c a r r - l a o o ao 11,30 h o r a s

- w - j í j C c e - ' . ' ' _ c o US 11,50 h o - e o

PS 2 a t - a s o j b ,02 h o r a s 1 a r a - o u 7,43 h o r a s

IC-39367 - Y e a l o IC-39350 - V a z i o IC-35369 - V e z i o r^JÍ 109 01 _ V a z i o A i U . 1059-9 - C b r r e g a d o com d i v e r s o s a S a n t a C ruz

de La S i e r r a

6) SS'ÍVICO DE sócelo -

S o c o r r o d e _ E o t u c a t - j no l o c a l as 10 40 h o r a s , e = ? ' e -g a r c o n o e s e r v i ç o s e r â i de o b - a c e 156 h v ' - e r a x h o r a e o s i ¿ -g u i n t e s c e * e r i e i s 20 l i t r o s ce - a s o l a r a p a r a o r o - o - c e i l — o a ç a o ¿o s o c o r r o e 10 K g ae c e ' " b o r e t o

7) prejuízos Causados X ^"^rovia - -

a) f i o de o b r a B) " a t e r í a l a CJ A t r a e o s de t r e s D) D e s l o c a a e a t o s o c o r r o

T o t a l -

8) D S NMCÃO DI: CAUS -

F r a t u r a de t r i l h o

9) R-sPOr S A B i i i d s s -

Va t e r i a l

C^v 4 7S3 0 0 C^: 17 450 ,OD C 3-. 737 ¿5 C"^ 10 2 -0 CO

Cío 67 325,25

B o t u c a t u , 13 äa J u l h o de 1

JCKVira CC/CR 2/PPV

CNUTENÇAO -CATU

266

TELFGRAGAMA DE NOTIFICAÇÃO DF ;\CIDENTES DA FEPi ST

A r c -L C T / T u f X/ h Jl

(( K P - T I C M O „ f-CDI ^ )/n¡ )) '

lOT ' iC)) 1 - 6 ?T/Pf, 1 6 (rUAiACI) ? P L C J t U - í ? / " C V / jOTbCATj Pj C Z T / tASRA FUNDA

C / U R ? / U E L ? / U E V 2 / U V 4 / E S X / P P V / R C T U

A C I UE -^E ( 1 0 ) E 1

L l ? O i Í : N I ? CARJOSO ] 4 / A 6 l

AS 10 ? 0 ^ ? S 10 KM ?6C POSTE N I EHTPE APUAS E BOTUCATU D E S C A R R I - ^ LARAM CS SEGUISTES VEÍCULOS

I C 30350 VASIu U H O D E I ^ C TnUQUE T . í n , E I O T i u L U r A í DESTINC ' D U T - Í ^ I t • ' " 3 6 " ' VASIO Ut RODEIRO THUIUE D I M J T L H O E U l ROuEnO TSJ^UE T R « -s:nr I I = ' E S T I O ^ U U T Í A

IC S'^B >^ VAS O u'' ' ? O J : N O T I Í U Q U E T ^ " ^ I R O I - > D L U T A ^ H L S T I N O ' J U T I Í H AFD I . T ) ! ! - ) C« '? '<ERAOO D U ^ R J C S A S ~ L S I T - í " ! UM R O D E I R O TRUQUE D U I l -

TEIRO E UM RODEIRO TRUQUE TPASEIRO 13^ LurAR F 189301 VASIO UM R O D E I R O TRUQUE DIANTEIRO HnLUCAR

SOCORRO S 2?í')n 36?b 4 / 1 1 0 PARTIU DE BOTUCATU AS 10 25 HR5 TO LOCAL AS I N 3^ - RS IC T " » ! N L T JCiRi ILADO AS I P -JO tPS VZ 39367 C iC^ ' íR ILALO 11 0? HRS iC 3'?3D^ E T ' A ' R I L ^ I O AS 11 I N HRS

AfD 1 0 ) 9 1 9 E l u A ° n l L A D O AS 11 25 HRs F 1 8 9 3 0 1 ) EICARRILAJO AS U 50 HRS

SOCORRO RECOLfEU PARA PATIO DE HCTUCnTU AS 12 P6 MKS COIDUZI IDO OS VEICULOU A C I D I L N T A D O S

AVARIOU 300 MLlHOb DE LINHA 1 L ^ E D L N O PA ACE 1 AOS TREIS

CATU EH CO^aEgUclCIA PS 1 ASUA^DA A CRUE^ EM COtC^AS E PS ? EC HOTU-

CAUSA TRILHO QUEBRADO ^0 KM ?65 500 RESPOf SABIL lUADt A Af URAR

AVISAREMOS

{ WALDIR )

H TELEx/VviAQTO

C C T / p - Z ^ H

MODELO DE RELATÖPIO MENSAi DE ACIDENTES DA FEPASA

n^LATonio OOS ^ \ £ i • * »"1

J l l J

i f fiiri»,o 4c\' p WA UO p T((t ( 1 '\

013 b

r i - - i ' ! - 1 - - -0 . 7 /

2 J OD

V L I C U L O '

1 J t Uli KO

: 0^5

OüS

0 „ i

lOdS

lo„.

CS -

1 1 _i _

' _ L - Ü I 1_ J _ , (

L J

I n ro

1

f / J CO l l 1 J

'1 r

icn 1 J _ [ 10 I i_ i_ _ 1

i: y r t c V d 0 t

I 1 o V.

Jl ~J

- n o a y J c

6 10

_ lu « i V a 0 ic r r ) A - ü

n T y 1 .

-T r

c co tr I '0

• i r 1 1

1/

r 1

! I - i - I _ j _„ U\ _ __iOI L i

MODELO DE RELATÕRIO 'lENSAL DE ÍCIDENTES DA FEP^^SA ( CONTINUAÇÃO)

RELATÓRIO DOS /CIDCNTES flATERIAIS

ÜB 2

A iO

/ ° / 7 / / O - DIA DO " '' / ' / THCU

'-f / . / T TTTTM 1 R C 1 R 3 , 1 RM I 1 íl I (JU uo t ° RI O csi c^ü ou

THECHO £lf tl/.

ir 01 I NTO

7 \>

OB S

CBS

tojs

o::.

lODS

OÜS

0 1 •

T H r

1 [ r

1 1 r

1" r

1 i [-

"1 i

1~1 '

T — r " i r

! 1 ' i ' 1 1 I I I CBS

1 1 / ] — r -

I : 1 o c 1 L u 1 _ \ 1 o r ^ r c 1 r i i

) 1

: 1 1

CA USA RESUr/ DA DO / C L O 'TE

_1 r j ç 1 vç]

^1 1 c

I 1 1 1

CO

BOLETIÍl DE OCORRÊNCIA DO DNER

' " 110029 ' "CJ:. oioH

ur MC«

-k . «OLi r u o( ocoRiicitci«/ot

« ' J i CCS 91 " IÕT1°t[Õ\

vn m r-n _ r I i t 6 6

- r CA I a 0

1 1 « to » "5

i-Ci V I g.?!-» lîVjiin IHlo ii 'iK? -;

«3

BOLETIM DE OCORRÊNCIA DO DNER (CONTINUAÇÃO)

O

271

REFERCNCIAq BIBLIOCP/FICAS

ADLER, I P Heat transfer stiidy of coha3t-60 shipping con­

tainer progress report no 1 Upton, N Y , Brookhaven Na

tional Lab , Jun 1961 (BPI-657 (T213))

ADLER, L B Heat transfer study of cobalt-60 shipping con- \

tainer progress report n" 2 Upton, N Y , Erookhaven Na

tional Lab , Jun 1961 (PIIL-684 (T23] )

APPLETON, G J & SERVANT, J Y Packaging standars In j

SANDIA CORPORATION Packaging and transportation of ra- t

dioactive materials proceedings of the international '

symposiun for held at Albuquerque, New Mexico, Janua­

ry 12-15, 1965 i^lbuquerque, N M , Jun 196 5 p 32 - 44 [

(SC-RR-65-98)

BÍRAT, J A evolução dos transportes no Erasil Rio de

Janeiro, Instituto Brasileiro de Geografia e Estatística,

1978

BATIE, R V Shipping of radioactive materials at the Natio

nal Reactor Testing Station In UNITED STATES ATOMIC -

ENERGY COMMISSION Contractor safety and fire protection

conference proceedings of the 1958 on held m German-

town, Maryland June 24-25, 19 58 Oak Ridge, Tenn 1959

p 68-73

BECKER, R C Preventing ^hirjpmg incidents two cases stu­

dies In IWITFD STATES AlOMIC FNIRGY COMMISSION Pac­

kaging and transportation of radioactive materials pro -

ceedings third international symposium on held in Rich­

land, Washington , Augurt 16-20, V 1 Uashmgton, D C ,

1971 p 18B-94 (ronr-710801, v 1)

PENEDICT, M & PIGFOPD, 1 II luclc ar chenical engineering

New Yor} , N Y , 'lacGrav/-,'i 1] , 19 57 (MacCraw-Hill m Nu­

clear Fngineering)

BISHOP, "I F C , IG^r', J C IARSiJ)^TL, V V Expcriencc m

the trnnspo] t o f irridiatod f i i o l I n UITIT tD UATIONS

Peaceful uses o f itonic o n o r g y prococding'^ o f the thir

international conference on held m Geneva, 31 August-

9 September 1964, V 13 Nuclear safety new York, J Y ,

1965 p 264-7-?

272

9 BOYD, G F Safeguards program for transportation In

UNITED STATES JVTOMTC FNF RGY COMMISSION Safeguards re­

search and development proceedings of the AFC sympo

siun on hold m Los Tolanos Scientific Laboratory of

the University of California, Los T-lamos, New Mexico

October 27-29, 1969 Washington, D C , sem data p 27-8

{rash-1147)

10 BRANCA, G & G L R ? , F Proposed classification of radioac­

tive wastes Pome, CNFN, 19 68 (CNFN Internal Report )

11 BRANDÃO, F A T^spectos técnicos e económicos do Programa

Nuclear Brasileiro Rio de Janeiro, Comissão Nacional de

Energia Ilucloar, 1978 (CMEN, Comunicação interna)

12 BRASIL MINISTÉRIO DOS TRANSPORTES Jornal Transportei,

(55), lun 1978

13 BRASIL "iTNTSTfPIO DOS TRANSPORn«pq Jornal Transportes ,

(56), set 1978

14 BRASIL MINISTfRIO DOS TP/vNSPORTF'^' Departamento Macional

de Estradas de Rodagem Classificação funcional do sis­

ma rodoviário do Brasil RJO de Janeiro, 19 74

15 BRASIL MINISTfRIO DOS TRANSPOPPIS Departamento Nacional

de Fstradas de Rodagem Fstudo do transporte rodoviário

de cargas ro Brasil 1978 (Publicação interna)

16 BRASIL lINISrfRIO DOS TRANSPORT! S Departamento Nacional

de Fstradas de Rodagem Síntese do relatório preliminar

sobre o transporte rodoviário de carga-- perigosas elabo­

rado pelo DNIR 1978 (Publicarão interna)

17 BRASIL MINISTfRIO DOS TRANSPORTES Departamento Nacional

de Estrida-- de Rodagem Trabalhos técnicos do IPR/DNFR

na área de segurança de trá^"ego Rio de Janeiro, 1976

18 BPOBST, " A Transportation iccidonts hov; probable'' Nucí

News, 16 (7) 48-54 , Mny 1973

19 CHAYES, A & LEWIS, V B O ciclo do combustível nuclear

Rio de Janeiro, Atlantida, 1978

TO PESC IMS ^ -ML

273

20 CLARINF JR , II G Fxperiinental studies of cask impact re­

sistance In SANDIA C O P P O R A T I O N Packaging and trans -

portation of radioactive materials proceedings of the in­

ternational symposium for hold at Mexico, January 12-15,

1965 ;\lbuquerque, N M , Jun 1965 p 261-82 (SC- RR -

65-98)

21 CLARKF, R K , FOLEU, J T , ' lARTMAN, W F , LARSON, D W Se­

venties of transportation accidents V 1 Summary Al -

buquerque, M , Sandia Lab , Jul 1976 (DLA-74-001)

22 CLEMENT, J M La centrifuga de gases en el enriquecimento

isotópico del uranio Fnerg Nucl (Madrid), 18(92) 383-9,

1974

23 DAVIS, C R Uranium casck shiomont of Fort St Urain IITGR '

spent fuel In UNITED STATES ATOMIC ENERGY COMMISSION ¡

Packaging and transportation of radioactive materials I

proceedings third Intcrnatton-tl '-ynposium on hold in

Richland, Washington , August 16-20, V 2 Washington, D C

p 974-88 (CONF-710801, V 2)

24 DENNIS, A i , F O I E Y JR , J T , HARTUM^, V F , LARSON, D W '

Seventies of transportation accidents involving large

packages Albunuerque, il "1 , SancMa lab , May 197P i

(SAND-77-0001)

25 DOSIII, F D T n analytical approach to study vehicle colli­

sions In SANDIZ' CORPOPvATION r>ackaging and transpor -

ration of radioactive materials proceedings of the inter­

national symposium for hold at /'Ibuquerqne , Nov; Mexico,

January 12-15, 1965 Albuquerque, M M , June 196 5 p 243-

60 (SC-RP-65-98, TJD-45nO(41 od )

26 DUNAWAY, L L Inrichment errors in interplant shipments In

UNIT] D •^LAilS ATOMIC I Nl J'f Y COMMIS-^TON Packaging and

transportation of radioactive materials proceedings third

international symposium on hold m Pichland, Washington,

August 16-20, V 1 l^ashinaton, D C , 1971 p 1B5-7

(CONF-710801, v 1)

27 FICIIOLZ, G G transportation of nuclear materials In

K/^RAM, ^ " ORGM], I , odiiores Environmental i m ­

pact of Nuclear Pov/er Plants proceedings of a conference

held^Movenber 26-30 , 1974, Atlanta Georgia Nev/ York, d Y

Peraamon, 1976 p 187-231 ^

274

28 ENERGY RESEARCH & DEVI LOPMENT ADMINISTRATION Alternatives

for managing wastes from reactors and post-fission opera­

tions in the LWR fuel cycle, V 1 Springfield, Va , May

1976 (ErJDA-76-43 , V 1)

29 ENERGY RESEARCH & DEVELOPMENT ADMINISTRATION Alternatives

for managing wastes from reactors and post-fission opera­

tions m the LWR fuel cycle, V 2 Springfield, Va , May

1976 (rrJDA-76-43, V 2)

30 ENERGY RESEARCH & DEVELOPMENT ADMINISTRATION Alternatives

for managing wastes from reactors and post-fission opera­

tions in the LWR fuel cycle, V 3 Springfield, Va , May

1976 (ERDA-76-43, V 3)

31 EUROPEAN ATOMIC ENERGY COMMUNITY Examination of the Inter­

national Atomic Energy Agency's regulations for the safe

transport of radioactive materials report on the implica­

tion of the safety criteria for fissile material packages

and study of practical solutjon*^ Pinal report, V 5 Brus­

sels, 1968 (EUR-3485 e,f)

32 EVANS, P D Shipping radioactive substances Phys Today,

|(10) 20-7, Oct 1949

33 EARl IER, E R The packaging transpoit and related handling

of radioactive materials Vienna, International Atomic

Energy /agency, 1961 (RCVIG\; rerics, 12)

34 FERROVIA PJ^ULIMT' Í A A n u á r i o ostati'stico Sao Paulo ,

1978

35 FERROVIA PAULIS^^A ^ A Classificarão das vias São Paulo,

1979 (Circular interna)

36 FLOF, ^ , APJ\UJO, J A , MATSUD/, V 1 Introdução ao estudo

do tratamento de combustívoid nucleares irradiados São

Paulo, Instituto de Energia /^tõmica, ^an 1975 (lEA -

Inf 41)

37 FOLEY, J T & GINS, I P Environment experienced by cargo

durincT normal rail and trucl transport T^lbuquerque, N M

Sandia Lab , ' ug 1971 (SC-J'-71-241)

275

38 GABLIN, K Desmg considerations for high-volume IAEA type ' B protective overpack shipping contaniers m use with cur­rent transportation systems In INTERNATIONAL T^TOMTC ENERGY AGENCY Tests on transport packaging for radioac -tive materials proceeding of a seminar on held m Vien-<

na, 8-12 February 1971 Vienna, 1971 p 355-64 (Procee-| dings series) I

39 GARRISON, R J Safe secure transportation, who is responsi- , ble"? In UNION CARBIDE COPPOPJVTION Packaging and trans- j

I formation of radioactive materials 4 th proceedings of the international symposium on held in Miami Beach, Flo­rida , September 22-27, 1974 Oak Ridge, Tenn , sem data p 78-85 (CONF-740801-P1)

4 0 GrNECIANE, E /tomic energy waste its nature use and dis -posal London, Butterworths, 19 6 3

41 GEORGE, T C Aspects of transportation of radioactive ma -terials In SAl'JDIA CORPOPJ\TTON Packaging and transpor­tation of radioactive materials proceedings of the inter­national symposium for hold at T^lhuquerque, New Mexico , January 12-15, 1965 Albuquerque, N M , Jun 1965 p 74-8 (SC-RR-65-98, TID-4500 (41 ed ))

42 GFRA, F The classification of radioactive wastes Hlth Phys , 22 113-21, 1974

43 GILMORE, V R , editor Padioactive v/aste disposal Lov; and high level Park Pidgo, tl T , N o y - o s Data Corp , 1977

44 GRAINGER, L Regulations for the safo transport of radioac­tive materials Vienna, International Atomic Energy Agen­cy , 1967 (Pewiew series, 6)

45 nOGPOIAN, P Spent fuel rtorago the magnitude of the pro­blem In OECD NUCLEAR TNIT'cy A( ] ]]CY Ihc Storage of spent fuel elements procooding'- of the NFA seminar on Madrid, June 1978 Madrid, 1978 p 31-9

46 HOPKINS, D R , PARKER, P F , T^F, A d Overview of risk as­sessment m transportation of radioactive materials Trans Tjn Nucl Soc , 23 88-9, Jun 1976

276

47 HUDSON II, C R Nuclear shipping and waste disposal cost estimates Oak Ridge, lenn , Oak Pidge Wational Tab , Nov 19 77 (OroJI/Tn-5<>76)

48 iriPE, J van, POMFAUX, J P , IT CERE, U , HEYLEN, P R , DE-BEURELAFR, R A new transport technique for irradiated materials In UNION CAP-njDI CORPORATION Pad aging and transformatjon of radioactive materials 4th proceedings of the international symposium on held m Miami Beach , Florida, September 22-27, 1974 Oak Ridge, Tenn , sem data p 430-7 (CONF-740901-P2)

49 INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGFNCY Regulations for the safe transport of radioactive materials 1961 (IAEA -SS-06/1961)

50 INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGINCY Regulations for the safe transport of radioactive materials 1965 (lAEA-SS-06/1964)

51 INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY ^^CFNCY Regulations for the safe transport of radioactive materials 1967 (I?JA-SS-06/1967)

52 INTEPJvíATIONAL ATOMIC EN} RCV ACr NCY Regulations for the safe transport of radioactive materials 1973 (IAEA -SS-06/1973)-^.,^_^^^

53 INTERNATIONAL ATOMIC ENERG\ AGENCY Standardization of radioactive v/astes categories Viena, 1970 (Techrtical report series, 101)

54 INTERNATIONAL COtlMISSION ON RADIOLOGICAL PROTECTION Hand­ling and disposal of radioactive materials in hospitals and medical research establishment 1964 Oxford, Pcr-gamon, 1965 (ICRP publication Radiation protection, V 5)

55 INTFRÍIATIONAL COMMISSION ON RADIOLOGICAL PROTECTION Prin­ciples of environmental monitoring related to the hand-ling of radioactive materials Adopted by the commission on Sept 3", 1965 Oxford, Porganon, 1965 (ICRP publi­cation Radiation protection, V 7)

277

56 IRVINF, ? R & S H A P P r P T , L P An L r i r p P fuel shipping cask concept and observations pertaining to hazard survival -potencial In UNITED STATES ATOMIC ENEPGY COMJTTSSION Packaging and transportation of radioactive materials proceedings third international symposium on held m Pichland Washington, August 16-20, V 2 ^Taghington, D C 1971 p 1007-14 (CONE-710801, V 2)

57 KENNEDY, R T & LYON, H E Assurance of the effectiveness of safeguards In INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY Nuclear Power and its fuel cycle proceedings of on in -ternational conference on held in Salzburg, 2-13 May 1977, V 7 Vienna, 1977 p 367-79

58 KNAPP, II A Cost and safety considerations in the trans -port of radioactive materials In UNITED STATES ATOMIC ENERGY COr^MI^ S I O N Contractor safety and fire protection conference proceedings of the 1958 on held m German-town^ Maryland, June 24-'?5, 195n Oil "idgo, 7cnn , 19 59 p 54-67

59 KOEHLEP, G W , S L A S K E , M , s r i T C , M ^,anlpulator vrhicles of the I'fucloar Enorgoncy T^rigido jn the ^edcral Republic of Oerrany Trans Am Wucl Soc , g4 50 5, Nov 1976

60 LANGHAJ^P, J W , AIKENS T P , A r P I C S T A D , N J , ^YLCHLI , II E , ZAIIII JP , I L Safety aspects of spent fuel trans­port In U"IT10 NATIONS Peaceful uses of atomic ener­gy proceedings of the third international conference on

held in Geneva 31 August-9 September 1964, V 13 N u ­clear safety New York, N Y , 1965 p 273-81

61 LOSCUTOFF, W V , MURPHY, E S , CLARK, L L , McKEE, R W , HALL, R J A safety and economic study of special trains for shipment of spent fuel Richland, Wash , Battelle -Pacific Northwest Lab , Dec 1977 (BNWL-2263)

62 MALLET, A J UFg container test and development program at the Oak Ridge gaseous diffusion plant In SANDIA CORPO­RATION Packaging and transportation of radioactive ma -terials proceedings of the international symposium for held at Albuquerque, New Mexico, January 12-15, 1965 A^ buquerque, N M , Jun 1965 p 567-79 (SC-RR-65-98)

27fi

63 MARCUS, r R & ASYEE, J Iransport of irradiated nuclear

fuel on the European continent In UNITED NATIONS

Peaceful uses of atomic energy proceedings of the third

international conference on held m Geneva, 31 August-

9 September 1964, V 13 Nuclear safety New York, N Y ,

1965 p 282-90

64 MAWSON, C A Processing of radioactive wastes Viena, In­

ternational Atomic Energy Agency, 1961 (Review series,

18)

65 MERLINI, R J , RUSHTON, R J , BRIGGS, W R National waste

terminal storage program Low level Transuranic wast

transportation studies Golden, Colo , Rockwell Inter­

national, Apr 1978 (RFP-2728)

66 MONTMOLLIN, J M de & SELLERS, T A A system for communi­

cation with commercial special nuclear material shipments

Nucl Technol , 23 117-23, Aug 1974

67 MORGAN JR , J M Review of consequences and cost of acci­

dents in the transportation of higly radioactive mate

rials In MORGAN JR , J M , JOSP.PII, A B , STEVENSON, J

D , JAMISON, D K Shipping container testing programs

report of working meeting on at the Johns Hopkins Uni

versity. May 2-3, 19 62 Oak Ridge, Tenn , U S Atomic

Energy Commission, August 1962 p 21-8 (TID-7635)

68 MORGAN, JR , J M , KNAPP, J W , THOMPSON, J T A Study of

the possible consequences and costs of accidents in the

transportation of high level radioactive materials

Baltimore, Mar , Johns Hopkins University, Aug 1961

(CYO-9772)

69 NUCLEAR REGULATORY COMMISSION Environmental survey of the

reprocessing and waste management positions of LWR fuel

cycle Washington, D C , Oct 1976 (NUREG-0116) ^

70 OSTERKAMP, W (Anotação de aula)

270

71 PEARSALL, S G , MAJESKI, S , GEMMELL, L Design and tes ting of a shipping container for large quantities of ra­dioactive waste In UNION CARBIDE CORPORATION Packa­ging and transportation of radioactive materials procee­dings of the second International symposium on held in Gatlinburg, Tenn , October 1 4 - 1 8 , 1968 Oak Ridge, Tenn 1968 p 6 2 4 - 3 6 (CONF -681001)

72 PEIXOTO, J B Os transportes no atual desenvolvimento do Brasil Rio de Janeiro, Biblioteca do Exército , 1977

73 PETERSON, R W Design of containers for shipment of ra -dioactive materials In SANDIA CORPORATION Packaging and transportation of radioactive materials proceedings of the international symposium for held at Albuquerque, New Mexico, January, 1 2 - 1 5 , 196 5 Albuquerque , N M , Jun 1965 p 4 5 0 - 7 2 (SC RR - 6 5 - 9 8 )

74 PILKEY, 0 II , PLATT, A M , ROHRMANN, C A The store of high-level radioactive wastes, design and operating ex -perience m the United States In UNITED NATIONS Peaceful uses of atomic energy proceedings of the se cond international conference on held m Geneva ^ 1 September-13 September 1 9 5 8 , V 18 waste treatmente and environmental aspects of atomic energy Geneva, 1958

p 7 - 1 8

75 POHLMAN, J R & PICKET, A G Study of design requeriments for sea disposal containers Oak Ridge, Tenn , U S Ato­mic Energy Commission, Apr 196? (riD-15431)

76 PAMAROLA, J & SAVOUYAUD, J Handling and transport pro -blems I n INTERNATIONAL ATOMIC E N E R G Y AGENCY Dispo -sal o f radioactive wastes proceedings o f the scientific conference on held m Monaco, 16-21 November 1 9 5 9 , V 1

Vienna 19G0 p 290-8

77 REDE E E R R O V I A R I A FEDERAI Anuário estatístico das ferro -vias do Brasil, V 2 Rio de J a n e i r o , 1978

78 REED, R E Design concepts study o f a special nuclear ma­terials cargo vehicle Nucl Technol , ? ^ 1 1 2 - 6 , Aug 1974

79 RHOADS, R E An overview of transportation m the nuclear fuel cycle Richland, Uash , Battelle Pacific Northwest Lab , May 19 77 (BNWL-20 66)

280

80 RIBAS, A G S & ABRÃO, A Preparação de apropriado pa­

ra obtenção de UF^ São Paulo, Instituto de Inergia Atômi

ca, nov 1973 (IEA-INF-318)

81 RODGER, W A Treatment and processing of radioactive was­

tes In INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY Disposal

of radioactive wastes proceedings of the scientific con­

ference on held in Monaco, 16-21 November 1959, V 1

Vienna, 1960 p 451-79

82 ROGERS, L R Management of waste from the use of radioiso­

topes In INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY Disposal

of radioactive wastes proceedings of the scientific con­

ference on held in Monaco 16-21 November 19 59, V 1

Vienna, 1960 p 53-62

83 ROGERS, R F A spent-fuel receiver's point of view and ex­

perience In UNION CARBIDE CORPORATION Packaging and

transportation of radioactive materials proceedings of

the second international symposium on held in Gatlinburg

Tenn , October 14-18, 1968 Oak Ridge, Tenn , sem data

p 154-9 {CONF-681001)

84 RUSSEL, J L An evaluation of risk models for radioactive

materials shipments In UNION CARBIDE CORPORATION Pac­

kaging and transformation of radioactive materials 4th

proceedings of the international symposium on held in

Miami Beach, Florida, September 22-27, 197 4 Oak Ridge ,

Tenn , sem data p 730-42 {CONF-740901-P2)

85 SADDINGTON, K & TEMPLETON, W L Disposal of radioactive

waste London, Newnes, 1958 p 63

86 SANFORD, R G Structural analysis and design considerations

for shipping containers of highly radioactive materials

Baltimore, Mar , Johns HopkmsUniversity, May 1961

(NYO-9374)

87 SANTOS, J M E Análise quantitativa dos rejeitos radioati­

vos a serem gerados no Programa Nuclear Brasileiro São

Paulo, 1979 (Dissertação de mestrado Instituto de

Fnergia Atômica)

281

88 SCHMIDT, G L Radiation survey of the transportation of radioactive materials In UNITED STATES ATOMIC ENERGY COMiMISSION Packaging and transportation of radioacti­ve materials proceedings third international symposium on held Richland, Washington, August 16 - 2fl, V 2 Washington, D C , 1971 p 552-64 (CONE-710801, V 2)

89 SEAGRFN, R D , ARAMAYO, G A , HOLMES, R M , W D , SHAP -PERT, L B , EVANS, J H ORNL radioactive carrier drop test facility the design construction, and operating capability Oak Ridge, lenn , U S Atomic Energy Com­mission, 1978 (CONE-780506-21)

90 SHAPPERT, L E An engineering design guide for irradiated fuel shipping casks In UIMION CARBIDE CORPORATION Packaging and transportation of radiactive materials proceedings of the second international symposium on held m Gatlinburg, Tenn , October 14-18, 1968 Oak Ridge, Tenn , sem data p 268-77 (CONF-681001)

91 SILAPPERT, L B , PROBST, W A , LANGH7UVR, J W , SISLER, J A Probability and consequences of transportation accidents involving radioactive materials shipments in the nuclear fuel cycle Nucl Saf , 14(6) 597-604, Nov /Dec 1973

92 SHAPPEPT, L B , JOY, D S , HFISKFLL, M M , TURNER, D W OWI transportation logistics program Oak Ridge, Tenn , U S Atomic Energy Commission, 1978 (CONF-780506-17)

93 SHORT, A Ouality control of shipping cask fabrication In UNITED STATES ATOMIC ENERGY COMMISSION Packaging and transportation of radioactive materials procee dings third international symposium on held m Rich­land, Washington, August 16-20, V 2 Washington, D C , 1971 p 945-72 (CONE-710801, V 2)

94 SISLER, J A The USERDA transport R & D program for en -vironment and safety In INTERNATIONAL ATOMIC ENER­GY AGENCY Transport packaging for radioactive mate rials proceedings of a seminar on held in Vienna , 23-27 August 1976 Vienna, 1976 p 103-11 (Procee­dings series)

282

95 SMITH, C H Shippment of irradiated fuel from power reac­

tors m the 1970's In UNION CARPIDE CORPORATION Packa

ging and transportation of radioactive materials procee­

dings of the second international symposium on held in

Gatlinburg, Tenn , October 14-18, 1968 Oak Ridge, Tenn

sem data p 21021 (CONr-681001)

96 SMITH, D R , LUNA, R L , TAYLOR, J M Analysis of alterna­

tive transportation methods for radioactive materials

shipments including the use of special trains for spent

fuel and wastes Oak Ridge, Tenn U S Atomic Energy Com

mission, 1978 (CONE-780506)

97 SOUSSELIER, Y Coût de transport des combustibles irra -

dies et coût d'entretien d'une usine de traitement chimi

que des combustibles irradies In UNITED NATIONS Pea­

ceful uses of atomic energy proceedings of the third in­

ternational conference on held at Geneva, 31 August

9 September 1964, V 11 Nuclear fuels II Types and

economics New York, N Y , 1965 p 13-20

98 SOUSSELIER, Y Fire tests of packagings for radioactive

materials In SANDIA CORPORATION Packaging and trans­

portation of radioactive materials proceedings of the

international symposium for held at Albuquerque, New

Mexico, January 12-15, 1965 Albuquerque, N M , Jun

1965 p 114-8 (SC-RR-65-98)

99 SOUSSELIER, Y & REDON, A Safe transportation of pluto­

nium liquid or solid product In UNION CARBIDE CORPO­

RATION Packaging and transportation of radioactive ma­

terials 4th proceedings of the international symposium

on held in Miami Beach, Florida, September 22-27, 1974

Oak Ridge, Tenn , sem data p 854-63 (CONr-740901-P2)

100 SYLLUS, C Brazilian nuclear program-strategy adopted for

technology transfer In FARMAKES, R , editor Nuclear

Power Plant construction operation and development pro­

ceedings of the symposium on held in Tokyo, 25-29 ,

1978 sem local, editor, 1978 p 27-35

283

101 THOflAS, J T & SMITH, D R Review of criteria for nu -

clear criticality safety control m transportation

Oak Ridqe, Tenn , U S Atonic Inergy Commission, 1978

(uONr-780506-22)

102 UNITED STATES ATOMIC ENERGY C0^1M3SSION Environmental

survey of the uranium fuel cycle Washington, D C

Apr 1974 (WASH-1248)

103 UNITED STATES ATOMIC ENERGY COMMISSION Environmental

survey of transportation of radioactive materials to

and from Nuclear Power Plants Washington, D C 1972

(WASH-1238)

104 UNITED STATES ATOMIC ENERGY COMMISSION Status report on

handling and disposal of radioactive wastes in the AEC

program VJashington, D C , Aug 19 57 (WASH-742)

105 UNITED STATES ATOMIC ENERGY COMMISSION A summary of

transportation incidents in atomic energy activities,

1949-1956 Washington, D C , 1957 (AFCU-3613)

10 6 WALDICHUK, M Containment of radioactive v/aste for sea

disposal and fisheries off the Canadian Pacific Coast

In INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY Disposal of

radioactive wastes proceedings of the scientific con­

ference on held in Monaco, 16-21 November 1959, V 2

Vienna, 1960 p 60-72

107 WEBB JR , W E & CARLSON, R W The feasibility of trans­

porting nuclear fuel by air Trans Am Nucl Soc , g2

139-40, Nov /Dec 1977

108 WESTEALL, R M & PETRIE, L M Standardized safety ana­

lysis of nuclear fuel shipping containers Oak Ridge,

Tenn , U S Atomic Energy Commission, 1978 (CONF -

780506)

109 YADIGAROGLU, G , REINKING, A G , SCHRÖCK, V E Spent

fuel transportation risks Nucl News, ¿5(11) 71-5 ,

Nov 19 72