rima da unidade 3 da central nuclear almirante Álvaro alberto

Relatrio de Impacto Ambiental RIMA da Unidade 3 da Central Nuclear Almirante lvaro Alberto

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Relatrio de Impacto Ambiental RIMA da Unidade 3 da Central Nuclear Almirante lvaro Alberto

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1. EMPREENDEDOR

1. EMPREENDEDOR 1. EMPREENDEDOR

A Eletrobrs Termonuclear S. A. Eletronuclear, empresa de enconomia mista, subsidiria das Centrais Eltricas Brasileiras S. A. Eletrobrs foi criada para explorar, em nome da Unio, atividades de gerao de energia eltrica atravs de tecnologia nuclear.

Razo Social: ELETROBRS TERMONUCLEAR S.A. - ELETRONUCLEAR

Registro Legal (CNPJ): 42.540.211/0001-67

Endereo Completo:

Sede: Rua da Candelria, n 65, Centro Rio de Janeiro RJ CEP: 20.091-020 CNAAA: Rodovia Rio-Santos (BR-101)km 522 Itaorna Angra dos Reis RJ CEP: 23.900-000

Telefone / FAX:Sede: (21) 2588-7000 / 2588-7200 CNAAA: (24) 3362-9000

Representantes Legais:

Paulo Roberto Almeida Figueiredo Diretor Presidente CPF: 378.777.477-72 Telefone / FAX: (21) 2588-7018 / 2588-7212 E-mail: [email protected]

Luiz Rondon Teixeira de Magalhes Filho Diretor de Planejamento, Gesto e Meio Ambiente CPF: 029.773.698-13 Telefone / FAX: (21) 2588-7019 / 2588-7213 E-mail: [email protected]

Pedro Jos Diniz de Figueiredo Diretor de Operao e Comercializao CPF: 020.040.627-20 Telefone / FAX: (21) 2588-7045 / 2588-7214 E-mail: [email protected]

Luiz Soares Diretor Tcnico CPF: 546.971.157-91 Telefone / FAX: (21) 2588-7050 / 2588-7214 E-mail: [email protected]

Jos Marcos Castilho Diretor de Administrao e Finanas CPF: 613.896.767-49 Telefone / FAX: (21) 2588-7040 / 2588-7211 E-mail: [email protected]

Contato:

Iukio Ogawa Superintendente de Licenciamento e Meio Ambiente CPF: 824.864.338-72 Telefone / FAX: (21) 2588-7503 / 2588-7253 E-mail: [email protected]

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2. CONSULTORA RESPONSVEL PELA ELABORAO DO EIA/RIMA

2. CONSULTORA RESPONSVEL PELA ELABORAO DO EIA/RIMA

2. CONSULTORA RESPONSVEL PELA ELABORAO DO EIA/RIMA A MRS Estudos Ambientais Ltda., criada em 1992, formada por uma equipe multididisciplinar de tcnicos com experincia na rea de consultoria e planejamento. Atualmente, a empresa um plo de referncia nacional no mercado de consultoria e prestao de servios na rea ambiental. Dispe de duas sedes, nas capitais Porto Alegre e Braslia. Entre seus principais clientes, incluem-se empresas pblicas e privadas de destaque no mbito nacional e internacional.

Razo Social: MRS Estudos Ambientais Ltda.

Registro Legal (CNPJ): 94.526.480/0001-72

Endereo Completo:

Matriz: Rua Barros Cassal, 738 Bom Fim Porto Alegre, RS CEP: 90.035-030 Filial: SCN Quadra 5, Bloco A, Sala 1.108 Braslia Shopping Braslia, DF CEP: 70.715-970

Telefone / FAX:Matriz: (51) 3029-0068 Filial: (61) 3201-1800

E-mail:Matriz: [email protected] Filial: [email protected]

Contato:

Alexandre Nunes da Rosa Scio-Diretor CPF: 339.761.041-91 Endereo: SCN Quadra 5, Bloco A, Sala 1.108 Braslia Shopping Braslia, DF CEP: 70.715-970 Telefone / FAX: (61) 3201-1800 E-mail: [email protected]

CTF (IBAMA): 196572

CREA: 82.171

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3. CARACTERIZAO DO EMPREENDIMENTO


3.1. QUAL A DENOMINAO DO EMPREENDIMENTO?

3.2. ONDE SE LOCALIZA A CNAAA?

3.3. QUAL O LOCAL PROPOSTO PARA A IMPLANTAO DE ANGRA 3?

3.4. QUAIS SO OS PRINCIPAIS DADOS DA USINA ANGRA 3?

3.5. COMO FUNCIONA UMA USINA NUCLEAR PWR?

3.6. POR QUE O REATOR TIPO PWR FOI O ESCOLHIDO?

3.7. COMO SER O ARRANJO GERAL DE ANGRA 3?

3.8. QUAIS SERO OS EDIFCIOS E AS ESTRUTURAS DE APOIO DE ANGRA 3 E PARA QUE SERVEM?

3.9. QUAIS SO OS PRINCIPAIS EMPREENDIMENTOS ASSOCIADOS?

3.10. RESDUOS NO RADIOATIVOS

3.10.1. Quais so os resduos no radioativos produzidos por Angra 3?

3.10.2. Como sero tratados os resduos slidos no radioativos da Angra 3?

3.10.3. Como sero tratadas as emisses atmosfricas no radioativas de Angra 3?

3. CARACTERIZAO DO EMPREENDIMENTO 3.1. QUAL A DENOMINAO DO EMPREENDIMENTO? - topo A denominao oficial do empreendimento deste relatrio : Unidade 3 da Central Nuclear Almirante lvaro Alberto - Angra 3. Esta unidade ser parte integrante da Central Nuclear de Angra, onde j se encontram instaladas, e em operao, duas usinas nucleares: a Unidade 1 (Angra 1) e a Unidade 2 (Angra 2). O nome da Central Nuclear uma homenagem ao Almirante lvaro Alberto da Motta e Silva (1889 - 1976), pioneiro da pesquisa no campo da tecnologia nuclear no Brasil, principal articulador de uma poltica nacional para o setor e um dos incentivadores da criao da Comisso Nacional de Energia Nuclear - CNEN. 3.2. ONDE SE LOCALIZA A CNAAA? - topo A CNAAA, com rea aproximada de 1.250 ha situa-se no distrito de Cunhambebe, municpio de Angra dos Reis, Estado do Rio de Janeiro, a cerca de 133 km da cidade do Rio de Janeiro, 216 km da cidade de So Paulo e 343 km de Belo Horizonte (Figura 1 e Figura 2). O principal acesso rodovirio ao local a rodovia federal BR-101 (trecho Rio-Santos), que faz a ligao com a cidade do Rio de Janeiro. O acesso cidade de So Paulo feito inicialmente pela BR-101, at Caraguatatuba, no Estado de So Paulo, da pela rodovia estadual SP-99, at So Jos dos Campos, e em seguida pela rodovia federal BR-116, at a capital do estado. Essas ligaes permitem o acesso rodovirio ao restante do pas.

Figura 1 - Localizao da CNAAA - Distncias aproximadas. Fonte: Eletronuclear

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3.10.4. Como sero tratados os efluentes lquidos no radioativos de Angra 3?

3.11. REJEITOS RADIOATIVOS

3.11.1. O que radiao?

3.11.2. O que so rejeitos radioativos?

3.11.3. Como so classificados os rejeitos radioativos?

3.11.4. Quais so os rejeitos slidos radioativos produzidos por Angra 3 e na CNAAA?

3.11.4.1. Como ser feito o gerenciamento dos rejeitos slidos em Angra 3?

3.11.4.2. Qual a quantidade de rejeitos slidos radioativos a ser produzida por Angra 3?

3.11.4.3. Onde sero acondicionados os rejeitos slidos radioativos de Angra 3?

3.11.4.4. Qual a quantidade de elementos combustveis irradiados produzidos nas usinas de Angra e onde so armazenados?

3.11.5. Quais sero os rejeitos gasosos radioativos produzidos por Angra 3?

3.11.5.1. Como sero processados/tratados os rejeitos gasosos radioativos de Angra 3?

3.11.6. Quais sero os rejeitos lquidos radioativos produzidos por Angra 3?

3.11.6.1. Como sero processados/tratados os rejeitos lquidos radioativos de Angra 3?

Figura 2 - Localizao da CNAAA (sem escala). Fonte: Eletronuclear 3.3. QUAL O LOCAL PROPOSTO PARA A IMPLANTAO DE ANGRA 3? - topo



3.12. CRONOGRAMA DE IMPLANTAO

3.13. SISTEMAS DE SEGURANA DE ANGRA 3

3.13.1. Como ser o sistema de segurana de ANGRA 3?

3.13.2. O que so os Dispositivos de Segurana Passivos?

3.13.3. O que so os Dispositivos de Segurana Ativos?

3.13.4. Quais os fatores humanos que interferem na segurana?

3.13.4.1. Cultura de Segurana

3.13.4.2. Cultura de Segurana na ELETRONUCLEAR

3.13.5. Quais as experincias em usinas semelhantes?

Figura 3 - Local Proposto para a Implantao da Usina Nuclear Angra 3. Fonte: Eletronuclear O local definido para a implantao da usina Angra 3, em Ponta Grande, Praia de Itaorna, est situado dentro do stio da CNAAA, onde esto localizadas as usinas Angra 1 e 2 (em operao), e vem sendo estudado e monitorado desde a dcada de 70, atravs de diversos estudos e programas ambientais, em conformidade com as normas e diretrizes dos rgos regulamentadores e fiscalizadores. Ressalte - se que a Comisso Nacional de Energia Nuclear - CNEN, atravs da Resoluo CNEN no 11/02, publicada no Dirio Oficial da Unio em 23 de setembro de 2002, referendou o Ato de Aprovao de Local de Angra 3.



Figura 4 - Maquete eletrnica de Angra 3. Fonte: Eletronuclear 3.4. QUAIS SO OS PRINCIPAIS DADOS DA USINA ANGRA 3? - topo Tabela 1 - Caractersticas da Usina Angra 3

Tipo de Reator: PWR Pressurized Water Reactor

Fabricante / fornecedor: GHH gmbh Gutehoffnunsghtte (Firma alem) / KWU (atual Framatome - ANP)

Caractersticas do Combustvel: Urnio enriquecido

Procedncia: Alemanha

Potncia Trmica do Reator: 3.765 MWt

Potncia Eltrica da Usina: 1.350 MWe

Eficincia Trmica da Usina: Aprox. 34%

Vida til da Usina: 40 anos

Fonte: Eletronuclear 3.5. COMO FUNCIONA UMA USINA NUCLEAR PWR? - topo Uma usina nuclear gera energia trmica. Ou seja, a turbina, que acoplada ao gerador eltrico, se movimenta com fora do vapor da gua. Nas usinas trmicas convencionais esse vapor obtido atravs do calor produzido pela combusto do carvo, de derivados de petrleo, do gs ou de biomassa. J no caso das centrais nucleares, o calor obtido pela fisso dos tomos do urnio no ncleo do reator. Usinas como as de Angra tm trs circuitos de gua inteiramente independentes. Pelo circuito primrio circula a gua que aquecida no reator. Esse aquecimento ocorre em



funo da liberao do forte calor decorrente da fisso dos tomos de urnio (Figura 5) contidos nos elementos combustveis (compostos de varetas feitas com uma liga de zircnio e estanho onde ficam embutidas as pastilhas cermicas de dixido de urnio, UO2).

Figura 5 - Processo de Fisso Nuclear. Fonte: Eletronuclear A intensidade dessa reao em cadeia (a fisso de um tomo de urnio libera de dois a trs nutrons, que por sua vez bombardeiam os ncleos de outros tomos, liberando outros nutrons que bombardeiam outros tomos, e assim sucessivamente) controlada por barras especiais. Essas barras, quando inseridas por gravidade nos elementos combustveis absorvem nutrons que, dessa maneira, controlam a reao em cadeia. por isso que uma usina nuclear pode ser ajustada para funcionar a baixa potncia ou a plena capacidade (100%), ajustando-se conforme a demanda de energia. Para gerar energia, as usinas nucleares no dependem de regime de chuvas, pois no preciso regular a potncia da usina de acordo com o volume de gua previamente existente nos reservatrios, como acontece nas hidreltricas.



Figura 6 - Esquema de funcionamento dos circuitos do reator PWR. Fonte: Eletronuclear O esquema de funcionamento: Como pode ser observado na Figura 6 a gua que passa pelo reator aquecida a uma temperatura de 320 graus Celsius. Para que no entre em ebulio aos 100 graus Celsius, ela mantida sob forte presso (equivalente a 157 atmosferas, isto , a 157 vezes a presso atmosfrica a que somos submetidos quando estamos ao nvel do mar). Por isso que o sistema se chama "reator de gua leve pressurizada" (PWR, sigla das iniciais em ingls). Em outro equipamento, denominado gerador de vapor, h uma troca de calor entre o circuito primrio e o circuito secundrio, que so independentes entre si: a gua do circuito primrio no entra em contato com a do circuito secundrio, pois circulam por tubulaes diferentes. Com a troca de calor, a gua do circuito secundrio vaporizada, movimentando a seguir, por presso, as palhetas da turbina (a uma velocidade que pode atingir 1.800 rotaes por minuto), que por sua vez, aciona o gerador eltrico. Depois de passar pela turbina, o vapor do circuito secundrio vai para um condensador, onde refrigerado pela gua do mar, trazida por um terceiro circuito. Tambm no h qualquer contato direto entre a gua do circuito secundrio e a gua do mar, que vem pelo sistema de gua de circulao - circuito tercirio. A montagem desses trs circuitos feita de maneira a impedir o contato da gua radioativa, que passa pelo reator, com as demais. O risco de contaminao da gua que devolvida ao mar minimizado, pois, para ser contaminada, teria de haver um rompimento do circuito primrio; em seguida o do circuito secundrio; e mais adiante o rompimento o circuito tercirio para que ento as guas viessem a se misturar. 3.6. POR QUE O REATOR TIPO "PWR" FOI O ESCOLHIDO? - topo



O reator PWR utilizado em 27 pases, entre os quais os Estados Unidos, a Frana e o Japo, os maiores usurios de energia eltrica de origem nuclear. Aproximadamente 60% dos reatores nucleares em funcionamento no mundo so desse tipo e sua maior aceitao em relao aos demais atribuda, entre outros fatores, aos rigorosos princpios de segurana que so aplicados no projeto, na operao e na manuteno das usinas. Projetado dentro do conceito de "Defesa em Profundidade" em que os produtos de fisso so confinados em relao ao meio ambiente mediante a uma srie de barreiras sucessivas cuja integridade garantida atravs de um conjunto de medidas e sistemas automticos, e barreiras que impedem o escape do material radioativo para o meio ambiente. Atualmente, existem 214 reatores PWR operando. Das 25 usinas nucleares em construo em agosto de 2004, 56% sero equipadas com reatores do tipo PWR, pois este tipo de reator universalmente reconhecido como o mais seguro. Vale ressaltar que jamais ocorreu um s acidente nuclear fatal com um reator deste tipo em operao. 3.7. COMO SER O ARRANJO GERAL DE ANGRA 3? - topo O projeto de Angra 3 prev a construo de vrios edifcios e estruturas de apoio, distribudos conforme mostrado na Planta - Arranjo Geral da Unidade 3 da CNAAA - Angra 3, apresentada na Figura 7.

EDIFCIOS / ESTRUTURAS / EQUIPAMENTOS PRINCIPAIS ANGRAS



UJA - EDIFCIO DO REATOR (ESTRUTURA INTERNA) UJB - EDIFCIO DO REATOR (ESTRUTURA ANELAR) UB - EDIFCIO DE CONTROLE UBP - EDIFCIO DOS GERADORES DE EMERGNCIA E GUA GELADA UJE - COMPARTIMENTO VAL, VAPOR PRINCIPAL DE GUA DE ALIMENTAO UJF - ESTRUTURA DA ECLUSA DE EQUIPAMENTO DO PRTICO ULB - EDIFCIO DE ALIMENTAO DE EMERGNCIA E GUA GELADA ULD - EDIFCIO DE PURIFICAO DO CONDENSADO UPC - ESTRUTURA PRINCIPAL DE TOMADA DE GUA DE REFRIGERAO UKA - EDIFCIO AUXILIAR DO REATOR UKH - CHAMIN DE DESCARGA DE GASES UMA - EDIFCIO DA TURBINA (TURBO GERADOR) 1/2 UGX - TANQUES SEPARADORES E COLETORES DE LEO UYA - EDIFCIO DE ADMINISTRAO 1UQB e 2UQB - CASAS DE BOMBAS PARA GUA DE REFRIGERAO UQJ - POO DE SELAGEM - GUA DE REFRIGERAO UQM - POO COLETOR DE GUA DE SERVIO UQN - DUTOS PARA DESCARGA DE GUA DE REFRIGERAO UYF - PORTARIA PRINCIPAL UST - OFICINA BCT - TRANSFORMADORES DE REDE EXTERNA AUXILIAR

Figura 7 - Arranjo Geral de Angra 3 Fonte: PSAR Angra 3 (Eletronuclear, 2002) 3.8. QUAIS SERO OS EDIFCIOS E AS ESTRUTURAS DE APOIO DE ANGRA 3 E PARA QUE SERVEM? - topo O Edifcio do Reator, formado pela estrutura interna e pela estrutura externa (Reator-Annulus), de concreto armado com 60,40 m de dimetro externo e 0,60 m de espessura, que circunda a esfera de conteno e envolve o sistema de resfriamento de emergncia do ncleo. A edificao est projetada para constituir uma barreira radiao ionizante durante a operao normal da usina e em casos de acidente. A esfera de conteno, por sua vez, est encerrada dentro de um edifcio de proteo de concreto armado - denominado Edifcio do Reator - projetado para resistir a terremotos e ondas de presso. A esfera de conteno envolve completamente o reator, o sistema de gerao de vapor, a piscina dos elementos combustveis usados e o depsito dos elementos combustveis novos, bem como a blindagem de concreto, de 1,2 a 2 m de espessura, que circunda o vaso de presso do reator. A Estrutura da Eclusa de Equipamentos - por onde entra o material combustvel e que serve tambm de acesso para os grandes equipamentos do Edifcio do Reator. O Compartimento de Vlvulas de Vapor Principal e gua de Alimentao compondo tambm o Edifcio do Reator. Edifcio Auxiliar do Reator - onde se encontram as instalaes de tratamento dos rejeitos gasosos, lquidos e slidos resultantes dos sistemas instalados no Prdio do Reator e do prprio Prdio Auxiliar do Reator, possui um controle de acesso ao vizinho Prdio do Reator; Edifcio de Controle - onde se encontra o controle das operaes da usina. Edifcio da Turbina - onde se localiza o grupo turbogerador de energia; est conectado s galerias de gua de resfriamento dos condensadores e aos transformadores principais (trs), auxiliares (dois) e de reserva; O Edifcio de Alimentao de Emergncia Eltrica e gua Gelada; Edifcio dos Geradores de Emergncia e gua Gelada; Edifico de Purificao do Condensado; Edifcio da Administrao; Edifcio Auxiliar da Administrao;



Edifcio da Portaria Principal - permite acesso controlado entrada da usina. Complementam as instalaes da usina os tanques de gua desmineralizada (dois), a tomada d'gua de resfriamento dos condensadores, a estrutura de tratamento de efluentes lquidos convencionais, a estao de tratamento de esgotos, o tanque separador e coletor de leo, a chamin de descarga de gases, as casas de bombas (duas), o poo de selagem principal, o poo de coleta da gua de refrigerao e servio, a oficina e depsito, o almoxarifado de lubrificantes em uso e a rea de estocagem de cilindros dos gases empregados no processo geral de gerao de energia. Adicionalmente, pode ser dito que o sistema de refrigerao do reator requer, para seu funcionamento, diversos sistemas auxiliares e complementares. Os sistemas auxiliares esto destinados a injetar, escoar, purificar, desgaseificar, ajustar a concentrao de cido brico e adicionar produtos qumicos gua de refrigerao, enquanto os complementares, tratam os rejeitos. Os principais sistemas auxiliares so os de: controle de volume, purificao da gua de refrigerao, tratamento e armazenamento da gua de refrigerao e controle de produtos qumicos. Os principais sistemas complementares so os de: de ventilao, tratamento de rejeitos gasosos radioativos e processamento de rejeitos slidos contaminados com radiao.

Figura 8 - Vista Geral dos empreendimentos associados a Angra 3. Fonte: Eletronuclear 3.9. QUAIS SO OS PRINCIPAIS EMPREENDIMENTOS ASSOCIADOS? - topo Os principais empreendimentos associados Angra 3 so: Angra 1 - Usina nuclear de 657 MWe que, junto com Angra 2 e a futura Angra 3, compem a CNAAA; Angra 2 - Usina nuclear de 1350 MWe, que junto com Angra 1 e a futura Angra 3,



compem a CNAAA; Centro de Gerenciamento de Rejeitos - CGR Depsitos Iniciais de Rejeitos Radioativos - recebem os rejeitos de baixa e mdia radioatividade, provenientes de Angra 1. Angra 2 utilizar o Depsito 3 do CGR, que est em fase de licenciamento junto ao Ibama. Quanto a Angra 3, esta no utilizar o CGR Depsitos 1, 2 e 3, estando planejado que a deposio de seus rejeitos de mdia e baixa radioatividade se dar no Depsito Definitivo de Rejeitos Radioativos, cuja entrada em operao est prevista para ocorrer juntamente com a operao de Angra 3. Subestao Principal - onde ser alimentada a rede de alta tenso, por intermdio de trs transformadores de tenso monofsicos de 25/525 kV, que recebero a energia gerada em Angra 3. A subestao pode ser vista na Figura 9.

Figura 9 - Vista da subestao principal da CNAAA. Ao fundo as usinas de Angra 1 e 2. Fonte: MRS Estudos Ambientais, setembro de 2002. Rede de Alta Tenso de 500 kV - que receber a energia gerada em 60 Hz e 25kV nos geradores; Linha de Transmisso - de 1.400 metros, que transportar a energia (em tenso de 500 kV) gerada na CNAAA; Subestao de Furnas (500 kV) - que recebe a energia gerada na CNAAA e interliga a rede com trs subestaes (duas no Estado do Rio de Janeiro e uma no Estado de So Paulo). Com o incio das operaes de Angra 3, ser instalada uma quarta linha conectando a rede outra subestao no Estado do Rio de Janeiro; Subestao de 138 kV - que realizar outra interligao com o Sistema Furnas, para o caso de perdas no sistema de 500 KV; Linha de transmisso de 138 KV - que interligar a subestao de 138 kV subestao de 500 kV, por meio de um transformador trifsico de 138/500 KV; Estrutura de Descarga da gua de Refrigerao - um canal / galeria ser construdo para interligar o sistema de descarga de gua de refrigerao de Angra 3 galeria /



tnel que recebe tambm as guas dos sistemas de gua de refrigerao de Angra 1 e 2 e conduzindo os referidos efluentes para lanamento no saco Piraquara de Fora;

Figura 10 - Vista da estrutura de descarga da gua de resfriamento das usinas da CNAAA, no saco Piraquara de Fora. Fonte: Eletronuclear Laboratrio de Monitorao Ambiental (LMA) - criado em 1978, o LMA fica em Mambucaba, a aproximadamente 10 km da CNAAA, desenvolvendo um trabalho de monitorao e controle ambiental permanente na regio. Tem como objetivo principal elaborar, implementar e executar os programas e estudos necessrios para permitir a avaliao dos possveis impactos causados pela operao da Central Nuclear no meio ambiente e na populao da regio.



Figura 11 - Laboratrio de Monitorao Ambiental - LMA Fonte: Eletronuclear 3.10. RESDUOS NO RADIOATIVOS - topo 3.10.1. Quais so os resduos no radioativos produzidos por Angra 3? - topo Assim como os rejeitos radioativos gerados nas usinas da CNAAA, os resduos no radioativos podem ser gasosos (emisses atmosfricas), lquidos (efluentes lquidos) e slidos ou pastosos (resduos slidos). Resduos slidos: a fase de construo da Angra 3 produzir restos de materiais orgnicos, lamas, produtos de limpeza qumica, esgoto orgnico, entulhos de obra, sobras de madeira, restos de alvenaria, pontas de vergalho de ao de construo, latas de tinta e solventes vazias. Em sua fase de operao, a usina produzir sucatas, papis, resduos orgnicos, produtos qumicos diversos, resduos oleosos, entre outros. Emisses atmosfricas: restringir-se-o praticamente quelas provenientes da combusto do leo Diesel utilizado na Caldeira Auxiliar, bem como dos motores dos dois grupos geradores Diesel do Sistema de Emergncia, que no sero operados continuamente. Efluentes lquidos: os principais efluentes lquidos (no radioativos) proviro dos sistemas de resfriamento dos condensadores do vapor de exausto das turbinas de baixa presso (basicamente gua do mar), assim como do tanque de neutralizao de efluentes, das bacias de tratamento de efluentes, dos poos de drenos dos respectivos edifcios da turbina, dos tanques de separao de gua/leo dos transformadores principais, auxiliares e de reserva, assim como dos sistemas de tratamento de efluentes sanitrios. Estes resduos, antes de serem liberados para o meio-ambiente, sero processados e tratados de modo que seus poluentes eventualmente presentes (e/ou que excedam os limites permitidos para liberao no meio ambiente), sejam trazidos a valores abaixo dos limites mximos de concentrao, para liberao, tais como definidos e estabelecidos pela legislao ambiental vigente no pas. 3.10.2. Como sero tratados os resduos slidos no radioativos da Angra 3? - topo



Angra 3, em suas fases de construo, montagem e operao, seguir as diretrizes j estabelecidas e praticadas na CNAAA: Sero enviados para aterro licenciado; ou Comercializados, atravs de leilo, se ainda possurem valor comercial residual, como nos casos de sucatas (ferrosa, no-ferrosa, metlica de modo geral, vendidas para reprocessamento), dos leos e lubrificantes (vendidos para posterior refino); ou Encaminhados para tratamentos/destinaes especficas, de acordo com cada tipo de resduo (reciclagem, reprocessamento, incinerao, etc.), atravs de contratao de servios especficos.

Figura 12 - Diagrama da Sistemtica Operacional para o Descarte de Rejeitos Industriais Gerados pela CNAAA. Fonte: Eletronuclear 3.10.3. Como sero tratadas as emisses atmosfricas no radioativas de Angra 3? - topo As emisses atmosfricas, no caso de Angra 3, mesmo se analisados em conjunto com Angra 1 e 2, no necessitam de tratamento, pois sero geradas de forma descontnua apenas quando so usados geradores diesel de emergncia e em concentraes abaixo dos valores mximos fixados pela Resoluo n 8/90 do Conama. 3.10.4. Como sero tratados os efluentes lquidos no radioativos de Angra 3? - topo Angra 3, assim como a similar Angra 2, possui vrios sistemas e processos de tratamento de efluentes lquidos. Podem-se destacar os seguintes: Os efluentes lquidos convencionais provenientes de drenagens de prdios e tanques, bem como dos transformadores eltricos, que possam conter leos com impurezas, tanto



em operao normal quanto em paradas da usina, sero encaminhados para o dispositivo de separao de gua ?leo. Os esgotos sanitrios gerados nas fases de construo e montagem de Angra 3, sero coletados em caixas coletoras de esgoto, dentro dos padres normativos, localizadas no Canteiro de Obras, sendo encaminhados at uma Estao de Tratamento de Esgoto - ETE, a ser construda na fase de implantao do Canteiro de Obras. Na fase de operao, ser projetada uma nova ETE, similar existente em Angra 2. O sistema de tratamento de efluentes lquidos convencionais, utiliza a estao UGN que trata de efluentes lquidos de vrias origens dessa mesma usina, inclusive os efluentes aquosos, j livres de leos, provenientes da estrutura de separao gua ?leo. Os efluentes so tratados em duas bacias de tratamento (de 608 m3 de capacidade, cada uma), operadas alternadamente em ciclos dirios de "recepo/acumulao de efluentes" e de "tratamento de efluentes" propriamente dito. Trata-se de um sistema basicamente destinado a remover amnia (NH3) e hidrazina (N2H4) contidos nesses efluentes. Esse mesmo sistema ser tambm utilizado para fins de correo de pH de efluentes.

UJA - Edifcio do Reator - Estrutura Interna UJB - Edifcio do Reator - Estrutura Anelar



UJE - Compartimento das Vlvulas de Vapor Principal e gua de Alimentao UJF - Estrutura da Eclusa de Equipamentos e Semi-Prtico UBA - Edifcio de Controle UBP - Edifcio dos Geradores de Emergncia e gua Gelada ULB - Edifcio de Alimentao de Emergncia e gua Gelada ULD - Edifcio de Purificaco do Condensado UMA - Edifcio do Turbo Gerador UPC - Estrutura da Tomada D'Agua (1/2 UQB) UKY - Ponte entre UKA e UKH (ventilao) UGD - Edifcio do Sistema de Desmineralizao DAgua UQB - Casa de Bombas de Agua de Servio UQJ - Poo de Selagem de Agua de Refrigerao UQN - Dutos para Descarga de gua de Refrigerao UQM - Poo Coletor de gua de Servio UKA - Edifcio Auxiliar do Reator UKH - Chamin de Descarga de Gasesl UTG - rea de Estocagem de Cilindros de Gs UYA - Edifcio de Administrao BAT - Transformadores Elevadores BBT - Transformadores Auxiliares BCT - Transformador de Rede Externa GHC - Tanques de gua Desmineralizada PAB - Dutos de Admisso de gua de Refrigerao UGM - Poo de Coleta de Drenagens PCB - Dutos e Canais de gua de Refrigerao e de Servios para o Sistema Convencional UYF - Portaria Principal USU - Almoxarifado Eletromecnico UGH - Sistema de guas Pluviais UGN - Sistema de Tratamento de Efluentes Lquidos Convencionais UGV - Estao de Tratamento de Esgotos UST - Oficina Fria e Depsito, Convencional Figura 13 - Esquema das interligaes das vrias correntes de efluentes lquidos convencionais (rejeitos lquidos) 3.11. REJEITOS RADIOATIVOS - topo 3.11.1. O que radiao? - topo Toda matria composta de tomos e, na natureza, a maioria deles estvel; as excees, os que tm ncleos instveis, so chamados de "radioativos", pois, para estabilizar o ncleo, emitem radiao. A radiao pode ser de dois tipos: A ionizante, que, sob forma de partculas ou radiao eletromagntica, capaz de adicionar ou remover eltrons de tomos ou molculas, tendo como exemplo as partculas alfa e beta, raios gama, raios-X e nutrons. A no ionizante, sem a mesma capacidade de adicionar ou remover eltrons de tomos ou molculas, tem como exemplo as ondas de radar, ondas de rdio, micro-ondas e a luz visvel. A luz do sol a forma mais conhecida de radiao e transporta energia em ondas eletromagnticas nas trs faixas de freqncia: curta, mdia e longa. A classificao das ondas de energia em faixas de freqncia feita em funo de sua velocidade, comprimento de onda e freqncia. A freqncia proporcional ao comprimento de onda e quanto mais curta for a onda, maior sua freqncia e, quanto mais freqente, maior a quantidade de energia por ela conduzida. Neste extremo, situa-se a faixa de ondas curtas e, no outro, a faixa de ondas longas, e, portanto, menos freqentes e com menor contedo de energia. Na radiao proveniente do sol, usada como exemplo anteriormente, os raios ultravioleta pertencem faixa de ondas curtas e



os raios infravermelhos, faixa de ondas longas. A radiao natural ou "de fundo", aquela com a qual o planeta convive. tambm chamada pelos especialistas de radiao background. Por sua vez o fallout a incorporao biosfera dos radionucldeos resultantes das experincias com bombas atmicas. A radiao natural , apesar das emisses de radionucldeos artificiais pelas atividades humanas e do fallout, a maior fonte de exposio do ser humano - aproximadamente 88% do total. A dose efetiva causada pela radiao natural varia bastante geograficamente, existindo regies onde seu valor chega a ser vinte vezes superior mdia do planeta, que igual a 2,4 mSv por ano (EIA Angra 2). No Brasil, os moradores de Guarapari (sede) e do povoado de Meape, no Esprito Santo, recebem doses significativas de radiao natural, porque o solo nestas regies rico em areia monaztica, a qual contm elementos radioativos. Em Guarapari, a dose mdia anual recebida pela populao residente da ordem de 12mSv/ano, enquanto que a de Meape est por volta de 38 mSv/ano. Estas doses mdias so muito superiores quela referente aos limites estabelecidos pela CNEN para os controles radiolgicos relativos liberao de efluentes para uma central nuclear (1 mSv/ano). 3.11.2. O que so rejeitos radioativos? - topo A norma CNEN-NE-6.05 (Gerncia de Rejeitos Radioativos em Instalaes Radioativas), de dezembro de 1985, define como rejeito radioativo todo e qualquer material resultante de atividades humanas, que contenha radionucldeos em quantidades superiores aos limites estabelecidos pela Norma CNEN-NE-6.02 (Licenciamento de Instalaes Radioativas) e pelo "Basic Safety Standards - Safety Series 115", cuja reutilizao seja imprpria ou no prevista. 3.11.3. Como so classificados os rejeitos radioativos? - topo Por normas da CNEN, os rejeitos so classificados em categorias segundo o estado fsico (lquidos, slidos ou gasosos), a natureza da radiao (beta, gama ou alfa), concentrao (em Bq/m ou Ci/m) e taxa de exposio na superfcie do rejeito (em ?C/kg.h ou R/h), determinam ainda se so de baixo, mdio ou alto nvel de radioatividade. 3.11.4. Quais so os rejeitos slidos radioativos produzidos por Angra 3 e na CNAAA? - topo Os rejeitos radioativos slidos de mdio e baixo nvel de radioatividade, produzidos durante a operao da CNAAA, recebem a seguinte classificao, com relao a tipo/origem: Concentrado do Evaporador (CE) - oriundo dos sistemas de tratamento de efluentes lquidos radioativos das usinas. Este rejeito solidificado em matriz de cimento (Angra 1) e betume (Angra 2 e futuramente em Angra 3); Resina do Primrio (RP) - utilizada na purificao do sistema de refrigerao do reator. As embalagens com a RP so geradas quando do encapsulamento do contedo do Tanque de Armazenamento de Resina Exaurida do Primrio. Este tipo de rejeito misturado em cimento (Angra 1) e com betume (Angra 2 e Angra 3) para solidificao do contedo; Resina do Secundrio (RS) - utilizada na purificao da gua de purga dos geradores de vapor. As embalagens com as RS so geradas quando do acondicionamento do contedo do Tanque de Armazenamento de Resina Exaurida do Secundrio. Este tipo de rejeito em Angra 1 acondicionado diretamente em tambores. Em Angra 2 e futuramente em Angra 3 no prevista a gerao deste rejeito, pois as resinas so regeneradas para reutilizao;



Filtro (F) - tais equipamentos so usados nos sistemas de purificao e tratamento do refrigerante do reator. So acondicionados em tambores de 200 litros e imobilizados em cimento (Angra 1) e betume (Angra 2 e futuramente em Angra 3); Rejeito Compactado (RC) - so materiais compactveis triturados e compactados por prensa hidrulica para reduo do volume, em tambores de 200 litros. Os rejeitos compactveis so constitudos de materiais plsticos, papis, luvas, sapatilhas, roupas etc. Rejeito No Compactado (RNC) - ao contrrio do RC, este tipo de rejeito no compressvel. So peas, tubos, materiais metlicos, que alm do processo de segregao normal, sofrem processo de corte e re-segregao para otimizao do volume de armazenamento. Para garantir a estabilidade do contedo, estes materiais so imobilizados em cimento (Angra 1) e com betume em tambores de 200 litros (Angra 2 e futuramente em Angra 3). 3.11.4.1. Como ser feito o gerenciamento dos rejeitos slidos em Angra 3? - topo Os procedimentos a serem tomados em relao aos rejeitos slidos radioativos produzidos em Angra 3 so os j implementados e atualmente em utilizao nas outras unidades da CNAAA. Encontram-se documentados e estabelecem a sistemtica de controle dos rejeitos slidos radioativos gerados durante a operao das usinas, onde se destacam as seguintes definies/procedimentos: reas Livres: so isentas de regras especiais de proteo radiolgica, onde as doses equivalentes efetivas anuais no ultrapassem o limite primrio para o indivduo do pblico. reas Restritas: so as que obedecem a regras especiais de proteo radiolgica, onde as condies de exposio podem ocasionar doses equivalentes superiores a um dcimo dos limites ocupacionais para trabalhadores. Para minimizao de gerao de rejeitos na CNAAA, somente permitida a entrada na rea Restrita dos materiais, equipamentos ou ferramentas necessrios execuo dos servios. Procedimentos com Rejeitos Slidos Contaminados: todo rejeito slido contaminado gerado na rea Restrita colocado em sacos plsticos amarelos ou em tambores. O rejeito slido no contaminado colocado em sacos plsticos incolores. A coleta e transferncia so realizadas por empregados responsveis pelo rejeito slido da rea Restrita. Procedimentos de Segregao (separao) de Rejeitos Slidos Compactveis: o rejeito slido contaminado produzido na rea Restrita colocado dentro de sacos plsticos amarelos devidamente sinalizados. Da, ento so enviados para a rea de Segregao ou para a Estao de Encapsulamento (os que apresentam maior nvel de contaminao). Na rea de Segregao, os materiais so separados e submetidos a um novo monitoramento e, os que apresentarem contaminao, so encaminhados para a Estao de Encapsulamento. Procedimentos com os Rejeitos Slidos Radioativos No Compactveis: Em Angra 1, este tipo de rejeito colocado em caixas metlicas e imobilizado com cimento. Em Angra 2 e futuramente em Angra 3, os rejeitos no compactados so solidificados com betume em tambores de 200 litros. Antes do encapsulamento, os slidos contaminados e no compressveis passam por rigorosos processos de descontaminao, que visam a reduo do volume de rejeito radioativo gerado. Procedimentos de Encapsulamento: tm por funo encerrar completamente os contedos radioativos em embalagens apropriadas, para garantir, assim, seu isolamento do meio ambiente, bem como evitar choques mecnicos.



Sinalizao e Controle dos Embalados: o tcnico responsvel da Proteo Radiolgica classifica os embalados, mede as taxas de dose, pesa, sinaliza e identifica o embalado, avaliando posteriormente o nvel de contaminao externa transfervel de sua superfcie. Transporte e Acondicionamento dos Embalados: o transporte de tambores para o armazenamento no depsito inicial executado por um vagonete eltrico operado por controle remoto no caso dos tambores com rejeitos imobilizados em matriz de betume, e por um carrinho manual, para os tambores com rejeitos compactveis, at os pontos de transferncia definidos para a ponte rolante que efetuar a deposio dos tambores. 3.11.4.2. Qual a quantidade de rejeitos slidos radioativos a ser produzida por Angra 3? - topo A Tabela 2 apresenta uma estimativa de produo anual para Angra 3 (em tambores de 200 litros), dos diferentes tipos de rejeitos slidos de baixo e mdio nveis de radioatividade. Tabela 2 - Tipo de rejeito e quantidade dos rejeitos slidos radioativos.

Tipo de rejeito Nmero de tambores/ano (Estimativa)

Compactveis 30

No compactveis 10

Concentrados do evaporador 36

Resinas 48

Filtro 5

Total 129

Fonte: Eletronuclear 3.11.4.3. Onde sero acondicionados os rejeitos slidos radioativos de Angra 3? - topo O depsito inicial de Angra 3, onde sero acondicionados os embalados com os rejeitos slidos radioativos, ser localizado no Edifcio Auxiliar do Reator, da mesma forma como feito atualmente na similar Angra 2; enquanto que os rejeitos slidos radioativos de Angra 1 so armazenados no Centro de Gerenciamento de Rejeitos - CGR, localizado em rea interna CNAAA. A disposio intermediria e final desses rejeitos so de responsabilidade da CNEN, cujos estudos para o projeto definitivo desses rejeitos se encontram em andamento com levantamentos preliminares j realizados por empresas com experincia internacional. A destinao final de resduos nucleares uma questo tecnicamente equacionada, dispondo-se de processos seguros para seu controle, armazenagem e deposio at que deixem de oferecer riscos ao ser humano e ao meio ambiente. 3.11.4.4. Qual a quantidade de elementos combustveis irradiados produzidos nas usinas de Angra e onde so armazenados? - topo Angra 1 - os elementos combustveis irradiados de Angra 1 esto armazenados na piscina de combustvel usado, localizada junto ao reator, que tem a capacidade de estocar 1252 elementos combustveis, quantidade suficiente para toda a sua vida til. At dezembro de 1997, havia 285 elementos combustveis irradiados armazenados nesta piscina, com 1.500 kg de urnio 235 e 900 kg de plutnio total. Considerando-se que a mesma quantidade desses radioistopos ser produzida por elemento combustvel em um mesmo perodo de tempo, pode-se estimar que a piscina completa de elementos combustveis irradiados conter cerca de 6.589 kg de urnio 235 e 3.957 kg de plutnio total. Angra 2 e 3 - Os reatores das usinas de Angra 2 e futura Angra 3 tm uma vida



operacional prevista para 40 anos. Para se calcular, aproximadamente, a quantidade de urnio e plutnio acumulados durante este perodo, utiliza-se os parmetros tpicos de um reator do tipo PWR. A Tabela 3 apresenta a estimativa das quantidades de urnio e plutnio acumuladas nos elementos combustveis durante 40 anos de operao das usinas, usadas como referncia para os clculos, e que indicam as ordens de grandeza das quantidades desses materiais nos elementos combustveis irradiados de Angra 2 e Angra 3, no fim dos seus ciclos de vida operacional. Tabela 3 - Estimativa das quantidades de urnio e plutnio a ser acumulada durante a operao de um reator do tipo de Angra 2 e futura Angra 3

Material Quantidades acumumuladas em 40 anos (kg)

Urnio 235 10.880

Plutnio total 12.640

Fonte: EIA (Estudo de Impacto Ambiental) Angra 2 3.11.5. Quais sero os rejeitos gasosos radioativos produzidos por Angra 3? - topo Os rejeitos gasosos radioativos que sero gerados em Angra 3 tero trs origens: Gases provenientes diretamente do circuito primrio, incluindo os gases de fisso, o oxignio e o hidrognio resultantes da decomposio da gua pelo fluxo neutrnico (radilise) e o nitrognio (gs carreador de purga); Gases e aerossis potencialmente radioativos, gases de ativao eventualmente arrastados pelo sistema de ventilao da rea de acesso controlado da usina, e gases e aerossis potencialmente radioativos succionados pelo sistema de ventilao do Edifcio Auxiliar do Reator e do Annulus; Gases no condensveis provenientes diretamente do circuito secundrio (das bombas de vcuo dos condensadores). 3.11.5.1. Como sero processados/tratados os rejeitos gasosos radioativos de Angra 3? - topo O sistema de processamento de rejeitos gasosos destina-se reduo das doses de radiao liberadas para o meio ambiente, bem como tem a funo de evitar a formao de misturas quimicamente explosivas, atravs das seguintes operaes: Remoo dos gases liberados das colunas de evaporao dos sistemas auxiliares do reator; Purga, com gs inerte, de todos os tanques que contm refrigerante despressurizado do reator para remover os gases de fisso liberados; Manuteno da presso subatmosfrica nos tanques com refrigerante despressurizado para evitar a fuga de gs radioativo para a atmosfera; Recombinao do hidrognio e do oxignio presentes no fluxo de gs de purga, produzindo gua, de modo a manter a frao de hidrognio abaixo de 4% e a de oxignio abaixo de 0,1%; Retardamento dos gases nobres radioativos at que tenham decado na maior parte, para reduzir a taxa de dose liberada para o meio ambiente; Liberao dos efluentes gasosos para o meio ambiente de maneira controlada, quando necessrio, atravs da chamin de descarga de gases; e Reduo da concentrao de H2 dentro do Envoltrio de Conteno, aps eventual



acidente com perda de refrigerante. As emisses atmosfricas, aps tratamento e com concentraes dentro dos limites estabelecidos para lanamento no meio ambiente, so devidamente monitoradas. O monitoramento da chamin de descarga dos efluentes gasosos radioativos destina-se a medir a concentrao de radioatividade presente nos gases descarregados, acionar o alarme na eventualidade de concentraes excessivas e promover a contabilizao das quantidades descarregadas de gases nobres, aerossis, iodo e trcio radioativos em suspenso no ar, para avaliao dos efeitos radiolgicos.

Figura 14 - Fluxograma do Sistema de Rejeitos Gasosos Radioativos. Fonte: PSAR - Angra 3 (Eletronuclear, 2002). 3.11.6. Quais sero os rejeitos lquidos radioativos produzidos por Angra 3? - topo Os rejeitos lquidos radioativos podem ter as seguintes origens: drenos do circuito primrio e sistema auxiliar; guas dos laboratrios, da lavanderia e dos chuveiros da rea controlada. Os sistemas mecnicos da usina podem, durante sua vida til, apresentar pequenos vazamentos. Por esta razo, os prdios da usina que abrigam sistemas que contm ou possam conter material radioativo, so dotados de sistemas especiais de drenagem que coletam e armazenam os lquidos vazados, em tanques situados no nvel mais baixo de cada prdio. De l, o referido rejeito bombeado para tanques de armazenagem para posterior tratamento. As guas provenientes dos chuveiros e da lavanderia, por apresentarem baixa concentrao de material radioativo, so transferidas diretamente para os tanques de monitorao, de onde so liberados para o meio ambiente da usina em conformidade com os requisitos radiolgicos de liberao. 3.11.6.1. Como sero processados/tratados os rejeitos lquidos radioativos de Angra 3? - topo O sistema de processamento de efluentes lquidos tem a funo de coletar os efluentes lquidos radioativos e no-radioativos produzidos na rea controlada e trat-los de tal modo que eles possam ser descartados sem impacto significativo, atendendo-se s normas de segurana no meio ambiente. Os rejeitos sero coletados em tanques de armazenamento, que so direcionados para



as unidades de evaporao, e, quando cheios, so alinhados ao sistema de tratamento pertinente, de acordo com a radioatividade e as caractersticas qumicas dos rejeitos, ou, diretamente nos tanques de monitorao. A lama que eventualmente se acumule no fundo dos tanques pode ser bombeada para os tanques de concentrado. A estao de produtos qumicos fornece as solues de produtos qumicos necessrias para o tratamento. O sistema pode ser visualizado, de forma simplificada, na Figura 15.

Figura 15 - Esquema Simplificado do Sistema de Armazenamento e Tratamento de Rejeitos Lquidos Radioativos Fonte: NATRONTEC, 1998. Os efluentes resultantes do tratamento dos rejeitos lquidos radioativos so liberados controladamente para a gua do mar proveniente dos condensadores principais, somente se a sua concentrao de atividade estiver abaixo dos limites legais. 3.12. CRONOGRAMA DE IMPLANTAO - topo O cronograma executivo de Angra 3 prev 66 meses para a sua implantao, englobando as atividades de construo civil, a montagem eletromecnica, o comissionamento de equipamentos e sistemas, bem como a fase de testes operacionais. Este prazo inicia-se com os trabalhos de concretagem da laje de fundo do Edifcio do Reator e encerra-se com o fim dos Testes de Demonstrao de Potncia da Planta. Neste cronograma executivo de 66 meses esto programados os seguintes marcos principais: Marco 0: Incio da Concretagem do Edifcio do Reator. Ms 9: Incio da Montagem da Esfera da Conteno. Ms 10: Incio da Montagem dos Tanques "Civil Dependents". Ms 13: Incio da Concretagem do Prdio do Reator e incio da Montagem de Sistemas de Ventilao. Ms 17: Incio da Montagem Eltrica. Ms 22: Incio da Montagem das Tubulaes. Ms 32: Incio da Montagem dos Barramentos do Gerador Eltrico. Ms 35: Ligao da Rede Externa de 138 kV. Ms 46: Incio do Comissionamento de Sistemas. Ms 51: Incio dos Testes de Presso do Circuito Primrio e Ligao da Rede Principal de 500 kV. Ms 52: Incio dos Testes de Presso da Esfera de Conteno. Ms 56: Incio da Primeira Operao a Quente. Ms 60: Incio do Carregamento do Ncleo do Reator. Ms 63: Primeira Criticalidade do Ncleo do Reator, Incio dos Testes de Potncia e Sincronizao com a Rede Principal de 500 kV. Ms 66: Fim dos Testes de Potncia e Incio da Operao Comercial.



Na elaborao do cronograma, tomou-se como base a experincia do planejamento de diversas usinas nucleares do tipo PWR de projeto alemo no mundo, j construdas e/ou projetadas, e similares a Angra 3. Foi levada tambm em considerao a experincia adquirida pelo corpo tcnico da Eletronuclear na construo, montagem eletromecnica e comissionamento de Angra 2. O prazo de 66 meses para Angra 3 perfeitamente exeqvel, uma vez que basicamente j se dispe de todo o projeto. O projeto de Angra 3 praticamente idntico ao de Angra 2 "conforme construdo", com atualizaes na rea de Instrumentao & Controle, e de outras pequenas alteraes ou melhorias para se manter a planta no "estado da arte" da tecnologia. Antes do incio da concretagem da laje de fundo do Edifcio do Reator, est programado um perodo de 9 a 12 meses, a ser utilizado em atividades preliminares, tais como a execuo dos servios preparatrios de engenharia, a instalao da infraestrutura do canteiro de obras e os procedimentos relativos ao processo licenciatrio. A Tabela 4, indica os principais marcos necessrios para a implantao de Angra 3. Tabela 4 - Marcos necessrios para a implantao de Angra 3

Marcos Atividades

1 Obras civis e estruturais

2 Montagens

3 Comissionamento dos sistemas

4 Testes

3.13. SISTEMAS DE SEGURANA DE ANGRA 3 - topo 3.13.1. Como ser o sistema de segurana de ANGRA 3? - topo No projeto de usinas nucleares, assim como em Angra 3, est incorporado um conjunto de sistemas de segurana redundantes, independentes e fisicamente separados, que abrange, entre outros, os sistemas de resfriamento de emergncia do ncleo e de gua de alimentao de emergncia e o sistema de isolamento da conteno, que visa o confinamento das substncias radioativas no interior do envoltrio de conteno, na possvel ocorrncia de condies anormais e acidentais. Condies de acidente so evitadas mediante a observncia rigorosa dos requisitos de projeto, fabricao, operao e manuteno especificados para aumentar a segurana nuclear, tais como: Margens de segurana adequadas no projeto de sistemas e componentes da usina; Seleo cuidadosa dos materiais, juntamente com ensaios abrangentes dos mesmos; Garantia da qualidade abrangendo as etapas de fabricao, construo, montagem, comissionamento, operao, manuteno e descomissionamento da usina; Controle repetido e independente do nvel de qualidade alcanado; Superviso da qualidade ao longo da vida til da usina, com inspees peridicas de rotina; Facilidade de manuteno de sistemas e componentes da usina; Monitorao confivel das condies operacionais; Registro, avaliao e utilizao das experincias adquiridas durante a operao, com vistas ao aprimoramento da segurana operacional;



Treinamento sistemtico e rigoroso do pessoal de operao; e Desenvolvimento de cultura de segurana da parte do responsvel pelo empreendimento e todos os setores envolvidos com a fabricao de componentes, projeto, construo e operao da usina. A necessidade de proteger a vida humana e o meio ambiente dos efeitos adversos da radioatividade implica na utilizao, nas usinas nucleares, de sofisticados sistemas de proteo e segurana - dispositivos ativos - e de sucessivas barreiras radiolgicas - dispositivos passivos. 3.13.2. O que so os Dispositivos de Segurana Passivos? - topo A maior parte, aproximadamente 95%, das substncias radioativas presentes em uma usina nuclear gerada pela fisso nuclear do combustvel no ncleo, durante o funcionamento do reator. Esses produtos de fisso so confinados em relao ao meio ambiente mediante uma srie de barreiras sucessivas definidas abaixo, que utilizam o conceito de defesa em profundidade e cuja integridade garantida atravs de um conjunto de medidas e sistemas automticos prprios para esse fim: Primeira Barreira - Absoro dos Produtos de Fisso pelo Prprio Combustvel: a barreira mais interna dos produtos de fisso o combustvel nuclear, o prprio dixido de urnio. Apenas uma pequena frao dos fragmentos de fisso volteis e gasosos capaz de escapar da estrutura do combustvel; Segunda Barreira - Revestimento da Vareta de Combustvel: para impedir que esta parcela atinja o refrigerante, o dixido de urnio em forma de pastilhas colocado no interior de tubos de revestimento do combustvel, fabricados com uma liga especial de zircnio e estanho, denominada zircaloy 4, e selados com solda estanque a gs; Terceira Barreira - Circuito Primrio de Refrigerao Selado: apesar do extremo cuidado com que os tubos de revestimento (segunda barreira) so fabricados, e dos exames e testes no-destrutivos rigorosos a que so submetidos, no pode ser totalmente descartada a possibilidade de difuses atravs de microfissuras em algumas varetas de combustvel individuais durante a operao da usina. Por essa razo, os sistemas de purificao e desgaseificao do refrigerante so dimensionados para possibilitar que o reator continue operando com segurana mesmo com algumas poucas varetas de combustvel defeituosas. Nesses casos, o sistema de refrigerao do reator se apresenta como uma barreira estanque, evitando a liberao de produtos radioativos para dentro da esfera de conteno; Quarta Barreira - Esfera de Conteno de Ao: a fim de impedir a liberao nocontrolada de produtos radioativos para o meio ambiente, na hiptese de vazamentos no sistema de refrigerao do reator, este envolvido por uma esfera de conteno de ao estanque. Como esta a barreira final, deve permanecer plenamente funcional, caso todas as outras barreiras falhem. Ou seja, dimensionada para resistir ao mais srio acidente de perda de refrigerante; Quinta Barreira - Prdio do Reator: A esfera de conteno, por sua vez, est encerrada dentro de um edifcio de proteo de concreto armado, denominado Edifcio do Reator, projetado para resistir a terremotos e a ondas de presso.



1 - Absoro dos produtos de fisso pelo prprio combustvel 2 - Revestimento da vareta de combustvel 3 - Circuito primrio selado 4 - Esfera de conteno de ao 5 - Prdio do reator Figura 16 - Barreiras contra liberao de produtos radioativos Fonte: Eletronuclear Em operao normal, a presso no interior do envoltrio de conteno mantida inferior presso atmosfrica externa, visando impedir que produtos radioativos escapem dos seus compartimentos para o meio ambiente. A integridade das barreiras de reteno dos produtos radioativos monitorada mediante medio contnua dos nveis de radioatividade nos vrios sistemas e compartimentos. Alm das barreiras acima descritas, existem blindagens de ao e concreto com a finalidade de atenuar a radiao direta proveniente do ncleo do reator e de componentes e locais contaminados.



3.13.3. O que so os Dispositivos de Segurana Ativos? - topo A eficcia das barreiras precisa ser mantida no s durante a operao normal e sob condies operacionais anormais, mas tambm na hiptese de acidentes mais srios, de modo que a proteo do pessoal da usina, do pblico e do meio ambiente esteja assegurada sob todas as circunstncias. Por esta razo, so tomadas precaues para controlar tambm aqueles acidentes cuja ocorrncia seja to improvvel que, na realidade, no seria necessrio prev-los, tendo em vista o espectro de providncias j tomadas para evit-los. Para controlar esses acidentes, Angra 3 estar equipada com um sistema especial de segurana, composto por um sistema de proteo do reator e pelos dispositivos de segurana atuados por ele, da mesma forma que j ocorre em Angra 2. O funcionamento do sistema de proteo do reator no depende da identificao da causa da falha, pois elimina as condies anmalas por ele detectadas e evita, assim, a necessidade de uma identificao prvia de todas as causas de falha possveis na fase de projeto do sistema. Para assegurar a alta confiabilidade dos sistemas de segurana ativos, so observados os seguintes princpios de projeto: Redundncia As conseqncias de falhas simples aleatrias so evitadas mediante a aplicao do princpio da redundncia. A redundncia implica em multiplicidade de componentes e sistemas, que so instalados em nmero maior do que o necessrio para cumprir suas funes. Assim, o sistema de remoo de calor residual do ncleo do reator, por exemplo, do tipo de redundncia "2 entre 4", ou seja, se funcionarem pelo menos 2 dos seus 4 trens disponveis, esse sistema que faz o resfriamento de emergncia do ncleo, ser ainda capaz de desempenhar a sua funo de segurana. Nas consideraes a respeito da redundncia, supe-se que: Um trem falhe por causa de uma nica falha - falha simples; Outro trem esteja isolado para manuteno; e Os dois trens remanescentes sejam 100% capazes de atender s condies anormais. Diversidade Com a aplicao desse princpio evitam-se falhas comuns, tais como erros de projeto ou de fabricao em reas especficas do sistema de proteo do reator. A diversidade implica na utilizao de modalidades diferentes de grandezas fsicas de medida, fabricantes de equipamentos etc. Assim, critrios diversos so avaliados para a iniciao de um desligamento rpido do reator na hiptese de condies anormais. Por exemplo, um aumento da potncia do reator indicado inicialmente por um aumento do fluxo neutrnico, que provoca a elevao da temperatura do refrigerante e, devido expanso trmica deste, eleva o nvel de gua no pressurizador do sistema de refrigerao do reator. S isso proporciona trs critrios diversos para o desligamento rpido do reator. Separao Fsica Para proteo contra falhas que possam afetar os trens redundantes e adjacentes de um sistema, os mesmos so separados fisicamente entre si. Proporciona-se uma proteo estrutural adequada onde componentes no-repetidos devam ser protegidos, ou onde no seja possvel ou apropriada instalao fisicamente separada dos trens redundantes. Princpio de Falha no Sentido Seguro Sempre que possvel, os sistemas de segurana so projetados de tal maneira que falhas nos prprios sistemas ou no suprimento de energia eltrica iniciem aes direcionadas



para o lado seguro. Por exemplo, as barras de controle do reator so mantidas fora do reator por eletroims. Se faltar suprimento de energia eltrica, as bobinas de acionamento sero desenergizadas, o que ocasionar a queda e insero das barras de controle no ncleo, sob ao da gravidade, provocando o desligamento rpido do reator. Automao Aes para o controle de ocorrncias anormais so iniciadas automaticamente, independentemente da ateno e da capacidade de tomada de decises por parte da equipe de operao da usina. Com vistas a minimizar a probabilidade de decises incorretas tomadas sob presso nos primeiros minutos aps o incio da ocorrncia, todas as funes essenciais de segurana so operadas automaticamente desde o comeo do incidente at no mnimo 30 minutos aps. A experincia internacional tem mostrado que o automatismo em usinas nucleares tem contribudo de forma marcante para evitar acidentes passveis de ocorrer por falhas humanas. 3.13.4. Quais os fatores humanos que interferem na segurana? - topo As interaes humanas provocam mais ou menos erros, conforme o tipo de sistema operado, que podem conduzir a variados tipos de acidentes. Estatsticas diversas indicam que na aviao, em 60 a 87% dos casos as quedas de aparelhos so causadas por erro humano; na indstria qumica 80 a 90% dos incidentes envolvem o elemento humano e na indstria nuclear a contribuio do erro humano para a falha de sistemas durante a seqncia do acidente de 50 a 85%. Os princpios de segurana aplicados a usinas nucleares e descritos anteriormente, as mesmas so projetadas e construdas levando-se em conta a otimizao dos aspectos da interface homem-mquina, particularmente no projeto de salas e painis de controle, de maneira a facilitar a atuao dos operadores e, assim, minimizar a ocorrncia de incidentes ou acidentes provocados por erros humanos. Na usina Angra 3, assim como j ocorre em Angra 1 e 2, a operao ser conduzida por uma equipe de operadores em turnos de 8 horas tendo cada turno um supervisor e um encarregado, licenciados como Operadores Snior de Reator (OSR); Operadores de Painel licenciados como Operadores de Reator (OR) e Operadores de Campo. Adicionalmente, fazem parte da equipe da usina Supervisores de Proteo Radiolgica licenciados; tcnicos de proteo radiolgica; qumicos e radioqumicos; encarregados da manuteno mecnica, eltrica, e de instrumentao e controle; mecnicos, eletricistas, instrumentistas e engenheiros de sistemas, alm da equipe de engenharia de apoio e administrativa. Como condio fundamental para garantir a segurana operacional e um elevado fator de disponibilidade da usina, todos esses tcnicos so submetidos a prolongados cursos gerais e especficos, administrados e conduzidos por especialistas nas instalaes do Centro de Treinamento Avanado com Simulador (CTAS), situado na vila residencial de Mambucaba, com durao mdia de dois a trs anos. Adicionalmente, o pessoal a ser licenciado como Operador Snior de Reator e Operador de Reator, incluindo equipe de operao, chefias da usina e alguns engenheiros das reas de suporte tcnico, deve passar, conforme norma da CNEN, por treinamento no simulador integral especfico desta usina, instalado no CTAS desde maio de 1985. Esse simulador, que uma rplica da sala de controle, contm praticamente toda a instrumentao da usina e pode reproduzir o mesmo comportamento dinmico observado na operao normal, anormal e emergencial da mesma. Esse treinamento altamente especializado e ministrado no idioma nacional por instrutores brasileiros. O treinamento do pessoal tcnico licencivel - Operadores Snior de Reator, Operadores de Reator e Supervisores de Proteo Radiolgica - inclui tambm o denominado treinamento em-servio em usinas semelhantes de outros pases, que o caso dos gerentes e operadores e, em Angra 1, que o caso dos Supervisores de Proteo Radiolgica. Alm disso, toda a equipe tcnica ir participar dos testes pr-operacionais e



operacionais de Angra 3, na sua fase de comissionamento. O treinamento ministrado para grupos de quatro pessoas em regime de turno, de forma a reproduzir no simulador a atuao da equipe da sala de controle da usina - um supervisor e um encarregado de turno e dois operadores de painel - e visa sua familiarizao com o comportamento da usina nas diversas situaes operacionais. As condies que simulam os mais variados tipos de eventos so introduzidas durante o treinamento, sem que os operadores tomem conhecimento prvio das mesmas. Alm do treinamento do pessoal de operao de Angra 2, o simulador em questo foi muito usado para treinamento de pessoal de operao e gerncia de usinas da Alemanha, Sua, Espanha e Argentina, sob a orientao e controle dos prprios instrutores da Eletronuclear, vrios dos quais iniciaram suas carreiras de instrutores durante as fases de projeto e fabricao da usina. Esses instrutores brasileiros que ministram cursos de treinamento para pessoal licencivel e de suporte tcnico de outros pases, desenvolveram alto nvel de competncia e alto grau de especializao. Essa considervel experincia adquirida ser extremamente benfica para o treinamento dos gerentes-chave, operadores e especialistas de Angra 3. O simulador do CTAS um simulador especfico para usinas similares a Angra 3, todos os procedimentos operacionais podero ser testados e validados, antes mesmo de sua utilizao na usina, o que contribuir para reduzir possveis erros humanos operacionais por eventuais deficincias dos prprios procedimentos. Os operadores snior de reator e os operadores de reator sero retreinados obrigatoriamente a cada perodo de dois anos, porm o retreinamento no simulador ser anual, ocasio em que sero simuladas as condies de operao anormais, incidentais e acidentais, de modo a mantlos ativos no conhecimento e na resposta a essas circunstncias e capazes de gerenciar bem as situaes de emergncia da usina. O pessoal tcnico licencivel (Operadores Snior de Reator, Operadores de Reator e Supervisores de Proteo Radiolgica) ser submetido a treinamento que inclui o denominado "treinamento em servio" em usinas semelhantes. No caso de Angra 3, o "treinamento em servio", na fase properacional, ocorrer em Angra 2. Alm disso, toda a equipe tcnica participar dos testes pr-operacionais e operacionais, durante o comissionamento de Angra. 3.13.4.1. Cultura de Segurana - topo A relevncia da segurana em instalaes nucleares existe desde o incio do uso pacfico da energia nuclear. Mas foi no fim dos anos 70, devido ocorrncia do acidente na Usina Three Miles Island (TMI 2), nos Estados Unidos, que cresceu a relevncia com relao ao assunto. O termo "Cultura de Segurana" foi primeiramente introduzido pelo Grupo Internacional sobre Segurana - INSAG/AIEA, no relatrio INSAG's Summary Report on the Post-Review Meeting on the Chernobyl Accident, sobre o acidente de Chernobyl 4, publicado em 1986 pela Agncia Internacional de Energia Atmica - AIEA como Safety Series No. 75 - INSAG 1 e posteriormente complementado no Safety Series No. 75 - INSAG 3, publicado em 1988. O Grupo Internacional sobre Segurana - INSAG/AIEA define o termo "Cultura de Segurana" como o conjunto de caractersticas e atitudes vigentes nas organizaes que estabelece, como prioridade absoluta, que os assuntos relacionados com a segurana de instalaes nucleares recebam ateno compatvel com a importncia dos mesmos. Considera ainda que qualquer problema em uma instalao nuclear envolve falhas humanas e que qualquer organizao com responsabilidades sobre a segurana nuclear, deve implementar e manter uma Cultura de Segurana, com inteno de evitar ou diminuir a ocorrncia de erros humanos, bem como para beneficiar-se com o aspecto positivo da ao humana na deteco e eliminao de problemas potenciais que possam causar impacto na segurana.



O aspecto mais positivo do uso da "Cultura de Segurana", como um princpio gerencial fundamental, que as organizaes e os indivduos adquiram uma ateno ampla para a segurana. Aspectos relevantes da "Cultura de Segurana", que incluem a dedicao e a responsabilidade de todas as pessoas envolvidas, com uma mentalidade impregnada desta Cultura, resultam em: Atitude de permanente questionamento; Preveno da complacncia; Comprometimento com a excelncia; e Promoo da responsabilidade pessoal e da autoregulamentao institucional dos assuntos de segurana. As boas prticas da "Cultura de Segurana" em si, embora componentes essenciais, no so suficientes, se aplicadas mecanicamente. Deve-se ir alm da implementao pura e simples dessas boas prticas, de tal modo que todas as obrigaes importantes relacionadas com a segurana sejam desempenhadas de modo satisfatrio e com: A devida ateno; O pensamento correto; O perfeito entendimento; O julgamento adequado; e A justa percepo da responsabilidade. A ateno para a segurana envolve ainda outros elementos, tais como: A conscincia individual da importncia da segurana; O conhecimento e a competncia; A motivao; A superviso; A responsabilidade, etc. Ainda no contexto dos dispositivos universais da Cultura de Segurana, importante salientar que ela depende dos seguintes aspectos: Requisitos de nvel poltico, em relao aos quais so estabelecidas as bases da Cultura de Segurana; Requisitos de gerenciamento, para o estabelecimento das prticas de uma efetiva Cultura de Segurana de acordo com a poltica de segurana e objetivos da organizao; Resposta dos indivduos que se esforam pela excelncia em assuntos que afetam a segurana nuclear, caracterizada por uma atitude de questionamento, e um rigoroso e prudente processo de reconhecimento; A comunicao, cujo resultado final traduz-se numa contribuio maior para a segurana. So trs os objetivos principais de segurana aplicveis a uma usina nuclear, a saber: Objetivo Geral de Segurana Nuclear: proteger as pessoas envolvidas com a operao da usina, a sociedade circunvizinha e o meio ambiente, pela implantao e manuteno de mecanismos de defesa contra riscos de acidentes radiolgicos.



Objetivo da Proteo Radiolgica: assegurar que, em operao normal na usina nuclear, a exposio radiao ou as liberaes de materiais radioativos sejam mantidas em nveis to baixos quanto possveis, abaixo dos limites pr-estabelecidos e assegurando a minimizao da exposio radiao nos casos de acidentes. Objetivos Tcnicos da Segurana, que so: Prevenir, com alto grau de confiabilidade, a ocorrncia de acidentes na usina nuclear; assegurar que todos os acidentes considerados no projeto da usina, esmo aqueles com baixa probabilidade de ocorrncia mas com conseqncias radiolgicas, caso existam, sejam minimizados; e assegurar que os acidentes severos, com srias conseqncias radiolgicas, tenham possibilidades extremamente baixas de ocorrncia; e Prevenir acidentes deve ser a preocupao maior de projetistas e operadores das usinas nucleares, que conseguida pela utilizao de estruturas, componentes, sistemas e procedimentos confiveis na usina, operada por pessoal que tenha desenvolvido uma forte Cultura de Segurana. 3.13.4.2. Cultura de Segurana na ELETRONUCLEAR - topo Desde 1997, a Eletronuclear formalizou sua Poltica de Segurana, onde estabeleceu seus princpios, compromissos, objetivos e tudo o mais relacionado com a segurana, inclusive as diretrizes que norteiam a base conceitual da sua "Cultura de Segurana". No final de 1999 e incio de 2000, implementou-se uma auto-avaliao de "Cultura de Segurana", com suporte operacional da Agncia Internacional de Energia Atmica (AIEA), a partir do qual foi desenvolvido um programa de melhorias. Desde ento, vrias aes para a melhoria contnua de sua "Cultura de Segurana", foram realizadas: Implementou-se um programa tri-anual de Avaliaes Externas e de Auto-Avaliao para as duas usinas em operao, Angra 1 e Angra 2; Mantm-se um ciclo intenso de palestras de "Cultura de Segurana"; Participa-se de misses externas, em conjunto com a Wano e a AIEA; Participa-se de encontros internacionais de "Cultura de Segurana"; Organizou-se, em conjunto com a AIEA, uma Conferncia Internacional de Cultura de Segurana, em dezembro de 2002, no Rio de Janeiro; Organizou-se um workshop em novembro de 2003, para os seus diretores e gerentes em geral; e Incluram-se seminrios de "Cultura de Segurana" na formao e retreinamento de todos os seus empregados em geral. 3.13.5. Quais as experincias em usinas semelhantes? - topo Em Angra 3 ser utilizado o mtodo de Gerenciamento do Processo de Experincia Operacional Externa (EOE), atualmente utilizado pela Eletronuclear em Angra 1 e Angra 2, que busca o uso eficiente e efetivo das experincias externas obtidas em plantas similares e, conseqentemente, tem por objetivo o aumento da segurana e da confiabilidade nas operaes das usinas. O processo de EOE consiste basicamente em analisar a aplicabilidade das informaes e, se houver relevncia operacional, avaliar e divulgar para as diferentes reas de apoio tcnico e a todos os funcionrios envolvidos. A partir da so implementadas medidas preventivas para evitar a ocorrncia de eventos similares. So considerados no processo de EOE os diferentes organismos internacionais geradores de informaes (por exemplo: Wano, Inpo, VGB) e os fabricantes Westinghouse (Angra



1) e Framatome (Angra 2 e 3), bem como a troca de experincias entre as diferentes Unidades da CNAAA. Acrescente-se a isso que, a Eletronuclear associada ao EPRI (Electric Power Research Institute), instituto que desenvolve pesquisas em vrias reas, muitas das quais destinadas soluo de problemas identificados atravs da experincia operacional em usinas nucleares.


4. POR QUE USINAS NUCLEARES? (JUSTIFICATIVAS PARA A IMPLANTAO DE ANGRA 3)


4.1. JUSTIFICATIVAS TCNICAS

4.2. JUSTIFICATIVAS ECONMICAS

4.3. JUSTIFICATIVAS SOCIOAMBIENTAIS

4.4. JUSTIFICATIVAS LOCACIONAIS


A energia eltrica pode ser gerada a partir de fontes renovveis e no renovveis. As fontes renovveis so a gua, o sol, o vento, o mar e a madeira, utilizados para a gerao de energia hidreltrica, elica, das mars e geotrmica. As no renovveis so o carvo mineral, o gs natural, os derivados de petrleo e o urnio, empregados na gerao trmica de energia eltrica.

4.1. JUSTIFICATIVAS TCNICAS - topo

Das usinas que utilizam fontes renovveis, as hidreltricas so as nicas opes viveis tcnica e economicamente para a gerao de grandes blocos de energia eltrica firme. As demais, em que pese a possibilidade de seu emprego no atendimento a pequenas demandas em regies que possuam condies naturais adequadas, no so uma opo garantida de produo contnua de energia eltrica. A luz solar e os ventos so intermitentes, exigindo nas usinas uma capacidade extra de acumulao de energia, para que o fornecimento seja confivel. Por sua vez, a biomassa requer uma rea de extenso considervel (400.000 ha para cada 1.000 MWe gerados) para o plantio de rvores. E, a gerao de energia a partir das mars, ainda no dispe de tecnologia suficientemente desenvolvida.

Das usinas que utilizam fontes no renovveis, as melhores opes no caso do Brasil so as usinas nucleares e a gs natural, tendo em vista as limitaes das reservas nacionais dos outros combustveis fsseis e a existncia de reservas significativas, alm de comprovadas, de gs natural e de urnio.

A fonte trmica para a gerao de energia eltrica nas usinas nucleares a fisso nuclear a partir do elemento qumico urnio. Diversos so os tipos de reatores nucleares que produzam calor, para gerar energia eltrica, a partir da fisso nuclear do urnio. No Brasil, as usinas de Angra 1 e Angra 2 utilizam reatores do tipo PWR. Este tipo de reator utiliza o urnio enriquecido e a gua leve como refrigerante.

Os reatores do tipo PWR foram desenvolvidos nos Estados Unidos e so utilizados em 27 pases, compreendendo 60,37% dos reatores nucleares instalados no mundo. De toda a energia produzida em todas as usinas nucleares do mundo, cerca de 65% so geradas por esse tipo de reator. Das 25 usinas nucleares em construo em agosto de 2004, 56% sero equipadas com reatores do tipo PWR.

Nos Estados Unidos, pas detentor do maior parque gerador de energia nuclear do mundo, atualmente com 104 usinas em operao e 98.298 MW de potncia instalada em 2003, foi estabelecido um conjunto de aes destinadas a fortalecer a gerao de energia nuclear, que inclui a ampliao em cerca de 20 anos da vida til das unidades em operao, o desenvolvimento de reatores mais econmicos, seguros e no poluidores e o estabelecimento de Yuka Mountain como local de disposio definitiva dos rejeitos radioativos de alta radioatividade, provenientes de todas as atividades nucleares do pas (militares, energticas, industriais e de sade). At setembro de 2004, 26 usinas j haviam tido aprovao para ampliao de suas vidas teis, somando-se assim 22.795 MW de potncia, e outras 19 usinas aguardavam a liberao pelo rgo regulador americano Nuclear Regulatory Comission (NRC).

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As usinas PWR, especialmente as projetadas e construdas pela Siemens/KWU, tm apresentado um timo desempenho operacional, tanto no que diz respeito quantidade de energia eltrica gerada, quanto em relao ao fator de disponibilidade acumulado. As dez maiores usinas geradoras de energia eltrica nuclear do mundo so do tipo PWR, sendo que as trs primeiras delas e outras cinco so usinas alems da Siemens/KWU.

A maior aceitao dos reatores do tipo PWR atribuda sua confiabilidade, proporcionada pelo rigor dos princpios de segurana que so aplicados ao projeto, operao e manuteno das usinas, e a economicidade, proporcionada pela economia de escala decorrente da construo de reatores de grande porte, pela padronizao e a conseqente reduo do tempo de construo, licenciamento e por sua estrutura relativamente simples e compacta, graas utilizao de urnio enriquecido como combustvel e s propriedades trmicas e neutrnicas favorveis da gua leve, usada simultaneamente como refrigerante e moderador.

Quanto segurana na gerao nuclear, cabe salientar que, por todo o exposto acima e tendo em vista a experincia de pases tecnologicamente mais adiantados, como Estados Unidos, Frana, Japo e Alemanha, a adoo pelo Brasil de usinas dotadas de reatores do tipo PWR a mais correta.

4.2. JUSTIFICATIVAS ECONMICAS - topo

A caracterstica fundamental do Sistema Eltrico Brasileiro, que o particulariza e o diferencia de outros pases, que quase 90% da capacidade de gerao instalada de origem hidrulica.

Entretanto, as lies aprendidas a partir do racionamento de energia eltrica imposto populao brasileira no perodo entre junho de 2001 e fevereiro de 2002 recomendam uma maior diversificao da sua matriz eltrica, visando diminuir a grande dependncia de fatores sazonais a que a hidroeletricidade est submetida.

Alie-se a essa questo, o fato de que as fontes hdricas mais econmicas e mais prximas s regies de maior consumo - Sudeste e Sul - j vm sendo utilizadas em sua maior parte e tendem a se esgotar no mdio prazo. As grandes reservas ainda disponveis encontram-se localizadas na Regio Amaznica, cujo aproveitamento exigir gastos considerveis na implantao, e na construo de linhas de transmisso, que, devido distncia aos grandes centros consumidores, acarretaro significativas perdas de energia, contribuindo para aumentar os custos, inclusive os custos compensatrios por perdas de ecossistemas pela passagem da linha de transmisso (LT), e das suas reas laterais de segurana. Alm disso, existe o alto custo pela quantidade de equipamentos necessrios construo e manuteno da LT.

Descartando-se a dcada de 80, que apresenta uma taxa de elasticidade fora do padro, podese considerar que a tendncia do crescimento do consumo de eletricidade se manter cerca de 40% superior ao crescimento do PIB. Portanto, assumindo que o crescimento econmico mdio do pas nesta dcada situe-se em 4,5% ao ano, conforme projees de especialistas econmicos, o crescimento do consumo eltrico dever situar-se em torno de 6% ao ano.

Logo, visando garantir suplementos de gerao que correspondam a esse crescimento de consumo projetado, o Governo busca formas para diversificar a matriz eltrica nacional, cujo maior exemplo o Programa Proinfa, no qual est prevista a utilizao de diversas fontes energticas, como por exemplo, a energia elica e a biomassa, bem como o aproveitamento de pequenos recursos hdricos, por meio das PCHs Pequenas Centrais Hidreltricas.

Outra opo para a diversificao da matriz a utilizao de fontes trmicas convencionais, representadas principalmente pelo carvo mineral, pelos derivados do petrleo, pelo gs natural e pelo urnio.



Das fontes trmicas comerciais disponveis para a gerao de energia eltrica em grandes blocos, o urnio destaca-se como o de maior contedo energtico por quilograma. Este dado significa que, quando se compara o custo de produo de energia de todas as fontes trmicas, a que utiliza o urnio a de menor custo de produo em relao s outras, excetuando-se as que utilizam gs natural, em que os custos de produo se equivalem.

Tabela 5 - Contedo energtico dos principais combustveis

Combustvel Pode Produzir Cerca de

1 kg de madeira 2 kWh

1 kg de carvo 3 kWh

1 kg de leo 4 kWh

1 m3 de gs natural 6 kWh

1 kg de urnio natural

Usina nuclear com reator do tipo PWR 60.000 kWh

Usina nuclear com reator do tipo FBR(*) 3.000.000 kWh

(*) FBR Fast Breeder Reactor. Fonte: International Nuclear Societies Council, Report on nuclear power.

Soma-se a isto o fato que o Brasil tem uma das maiores reservas de urnio do mundo ocidental: 309 mil toneladas identificadas em apenas um quarto do territrio brasileiro (INB, 2001), quantidade suficiente para alimentar 32 usinas nucleares equivalentes a Angra 3 por toda sua vida til.

Outras justificativas econmicas para a construo de Angra 3:

Oramento para concluso compatvel e comparvel queles oriundos da implantao de usinas nucleares de mesmo porte no exterior;

Recuperao econmica dos investimentos j realizados (cerca de US$ 750 milhes);

Interrupo do processo de gastos anuais sem retorno, da ordem de US$ 20 milhes, para a estocagem e conservao de equipamentos e outras despesas (seguros, estruturas, etc.);

Minimizao, comparativamente gerao trmica a gs natural, do risco cambial e do impacto na balana de pagamentos, devido a: Uso de combustvel de baixo custo e que apresenta somente uma pequena parcela da sua composio em moeda estrangeira; Maior parcela do investimento ainda a ser realizado em moeda nacional.

Aumento de encomenda Nuclep (fbrica de equipamentos pesados, criada no mbito do Acordo Nuclear Brasil-Alemanha, localizada em Itagua, RJ), impulsionando sua viabilidade econmica e reduzindo os gastos com recursos oramentrios do Tesouro Nacional;

Aumento de encomendas em fabricantes e construtores nacionais, com a conseqente criao de empregos;

Aumento da receita e garantia de escala econmica Indstrias Nucleares do Brasil S.A - INB, fabricante do combustvel nuclear;

Desonerao do Tesouro Nacional do custeio s atividades operacionais da INB;

Utilizao do urnio, matria prima estratgica nacional, beneficiada no pas, cujas



reservas so a sexta maior em nveis mundiais.

4.3. JUSTIFICATIVAS SOCIOAMBIENTAIS - topo

As fontes com maior potencial de gerao hdrica encontram-se na Amaznia, que rene cerca de 43% do potencial hidreltrico nacional. Nessa regio, que abrange as regies Norte e Centro-Oeste do pas, os rios so caudalosos e a superfcie bastante plana, e pela pouca presena de deltas na regio, poucas reas poderiam ser aproveitadas sem grandes inundaes. Qualquer barragem inundaria grandes reas, o que exigiria a desapropriao de grandes extenses de terras e o deslocamento das populaes nelas instaladas. Alm disso, a Amaznia concentra uma enorme riqueza biolgica e uma grande rea protegida na forma de terras indgenas. Assim, a formao de grandes reservatrios certamente traria fortes conseqncias negativas para o meio ambiente.

Em relao s usinas termeltricas a carvo, a fonte de gerao de energia eltrica mais utilizada no mundo e responsvel por cerca de 40% de toda a energia eltrica gerada no planeta, as vantagens das usinas nucleares sobre elas, em termos ambientais so significativas. Em comparao com uma usina termeltrica moderna, que utiliza carvo pulverizado e tcnicas avanadas de reduo de emisso de poluentes. Uma usina nuclear do porte de Angra 3 evitaria a emisso anual para a atmosfera de cerca de 2,3 mil toneladas de material particulado, 14 mil toneladas de dixido de enxofre, 7 mil toneladas de xidos de nitrognio e 10 milhes de toneladas de dixido de carbono. Em comparao com uma usina termeltrica a gs, as emisses anuais evitadas por uma usina nuclear do porte de Angra 3 seriam de cerca de 30 toneladas de dixido de enxofre, 12,7 mil toneladas de xidos de nitrognio e 5 milhes de toneladas de dixido de carbono.

As usinas nucleares contribuem para diminuio do efeito estufa, um problema global hoje em nfase, que vem sendo objeto de estudos cientficos e com preocupao mundial quanto ao futuro do planeta (Protocolo de Quioto).

Figura 17 Comparao de usina nuclear com usina a carvo. Fonte: SIEMENS (*) MP = material particulado



Figura 18 Comparao de usina nuclear com usina a gs. Fonte: International Nuclear Societies Council

Outro aspecto a ser considerado a rea necessria para a implantao de cada tipo de usina.

Para efeito de comparao, apresentamos na Tabela 6 abaixo as reas requeridas para a implantao de usinas que utilizam fontes de gerao renovveis (Hidreltricas) e no renovveis (Termeltricas), com 1.000 MWe de capacidade, verificando-se que as primeiras exigem reas muito maiores que as segundas, acarretando, conforme o caso, gastos com desapropriaes e com indenizao de benfeitorias, deslocamento de populao, alagamento de reas naturais ou produtivas e descaracterizao da flora e da fauna, com impactos sociais e biolgicos significativos.

Quanto a esses aspectos, as usinas que utilizam fontes no renovveis so mais favorveis, pois ocupam reas muito menores, e podem ser implantadas em locais onde esses impactos sejam menores ou no ocorram, alm da proximidade aos centros de consumo, com economia em termos de linhas de transmisso.

Para suprir todos esses impactos gerados pela inundao, deslocamento das populaes e pela perda da diversidade das espcies, nos projetos hidreltricos sero exigidos programas ambientais compensatrios de replantios, de infra-estrutura e atendimentos sociais que alteraro o custo do empreendimento e das tarifas inerentes ao mesmo, e que no fundo sero repassadas populao em geral.

Alm disso, a eutrofizao que ocorre nessas barragens produz gases e tambm altera a qualidade da gua ajusante da represa impactando as populaes ribeirinhas.

Por isso, e por tantas consideraes, a energia nuclear com todos os seus custos embutidos pela segurana, pelos equipamentos, pela tecnologia e pelo treinamento tcnico de seu pessoal, ainda sem dvida uma Usina sem grandes comprometimentos com a degradao ambiental, desde que os seus rejeitos estejam sob controle, como demonstrado nesse estudo, e que seu nvel de risco de acidentes seja extremamente remoto, como comprovado em operaes desse tipo de usina, sem comprometimento rea externa da usina.

Tabela 6 - reas necessrias para a implantao de usinas com 1.000 MWe de capacidade

Fonte de energia Tipo de usina rea necessria (ha)



Renovvel (*)

Hidreltrica. 25.000

Solar foto-voltaica, em local muito ensolarado. 5.000

Elica, em local com muito vento. 10.000

Biomassa plantada. 400.000

No renovvelleo e carvo, incluindo estocagem de combustvel. 100

Nuclear e gs natural. 50

(*) Valores indicativos, visto que a rea depende da topografia do local de implantao. Fonte: International Nuclear Societies Council

As demais fontes renovveis de energia so inviveis para a gerao de grandes quantidades de energia, alm de dependerem de fenmenos naturais no controlveis, (como o caso da energia solar e da energia elica) e de reas excessivamente grandes, no qual a energia geotrmica o exemplo extremo. As fontes trmicas constituem opes viveis para complementar a demanda de energia, em especial nos perodos hidrologicamente desfavorveis.

Entretanto, exceo das usinas nucleares, acarretam danos ambientais considerveis ou dispndios, tambm considerveis, para o controle das emisses de poluentes.

Adicionalmente, as usinas nucleares podem ser instaladas nas proximidades dos centros de consumo, dispensando extensas linhas de transmisso e evitando o transporte de grandes fluxos de energia entre regies; no dependem de fenmenos naturais, como o regime hdrico, o que facilita as compensaes de potncia reativa, ou seja, as regulaes de tenso eltrica; e necessitam de reas pequenas para sua implantao, o que reduz sobremaneira ou at elimina os impactos sociais relacionados ao deslocamento de populao.

No caso de Angra 3 em particular, h uma vantagem adicional, que o fato de a usina estar projetada para ser implantada em local onde j se encontram em operao duas outras usinas nucleares, que dispem de pessoal com cultura consolidada em termos de proteo e segurana, e com cerca de 30 anos de experincia tcnica na rea.

Alm do mais, estando a usina no stio da CNAAA, se evitar a degradao do meio ambiente local quanto aos meios fsico, bitico e antrpico, ao menos no aspecto da ocupao fsica do empreendimento e seus efeitos diretos.

Especificamente na rea social, a implantao de Angra 3 resultar na criao de maiores oportunidades de trabalho em mbito regional: ter uma mdia de 3.613 empregos anuais, atingindo-se um total mximo de 9.100 empregos na fase de pico da construo da usina, dos quais 5.700 associados montagem eletromecnica. Para a fase de operao, a usina dever proporcionar aproximadamente 770 empregos por toda a vida til, sem cont

rima da unidade 3 da central nuclear almirante Álvaro alberto

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