vidas úteis e taxas de depreciação de bens e instalações ......

S U P E R I N T E N D Ê N C I A D E

REGULAÇÃO ECONÔMICA

Nota Técnica nº 389/2012-SRE/ANEEL Brasília, 26 de outubro de 2012

Vidas úteis e taxas de depreciação de

bens e instalações do setor elétrico

P R O P O S T A D E R E V I S Ã O D A S V I D A S Ú T E I S D E B E N S E I N S T A L A Ç Õ E S D E A G E N T E S O U T O R G A D O S D E G E R A Ç Ã O

D E E N E R G I A E L É T R I C A A P A R T I R D E F O N T E S T E R M O N U C L E A R E S

. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . V e r s ã o P r e l i m i n a r

AUDIÊNCIAPÚBLICA

Agência Nacional de Energia Elétrica Superintendência de Regulação Econômica – SRE SGAN 603 / Módulo “I” – 1º andar CEP: 70830-030 – Brasília – DF Tel: + 55 61 2192-8814 Fax: + 55 61 2192-8679

* A Nota Técnica é um documento emitido pelas Unidades Organizacionais e destina-se a subsidiar as decisões da Agência.

Índice

I. DO OBJETIVO ................................................................................................................................................. 1 II. DOS FATOS ................................................................................................................................................... 1 III. DA ANÁLISE .................................................................................................................................................. 2

III.1. METODOLOGIA ...................................................................................................................................... 2 III.1.1. Pesquisa de Fabricantes e Normas Técnicas .................................................................... 3

III.1.1.2. Tipos de Unidades de Cadastro (TUC) pesquisados ...................................................... 4

III.1.1.2.a. Armazenagem, manipulação e transporte de combustível nuclear .............................. 4

III.1.1.2.b. Armazenagem, manipulação e transporte de resíduo nuclear ..................................... 6

III.1.1.2.c. Envoltório ou esfera de contenção do edifício do reator nuclear .................................. 8

III.1.1.2.d. Reator nuclear .............................................................................................................. 9

III.1.1.2.e. Sistema de condensado para produção nuclear ........................................................ 10

III.1.1.2.f. Sistema de descontaminação para produção nuclear ................................................. 12

III.1.1.2.g. Sistema de dosagem química para produção nuclear ................................................ 14

III.1.1.2.h. Sistema de monitoração do circuito primário para produção nuclear ......................... 16

III.1.1.2.i. Sistema de pulverização do envoltório de contenção .................................................. 17

III.1.1.2.j. Sistema de refrigeração de emergência do núcleo do reator ...................................... 19

III.1.1.2.k. Sistema de refrigeração do reator .............................................................................. 21

III.1.1.2.l. Sistema de refrigeração e purificação do poço de combustível usado ........................ 23

III.1.1.2.m. Sistema de vapor para produção nuclear .................................................................. 24

III.2. RESULTADOS ...................................................................................................................................... 26 IV. CONCLUSÕES............................................................................................................................................ 27 V. RECOMENDAÇÕES .................................................................................................................................... 28

Nota Técnica no 389/2012–SRE/ANEEL

Em 26 de outubro de 2012.

Processo n.º 48500.004640/2012-26 Assunto: Proposta de revisão das vidas úteis de bens e instalações de agentes outorgados de geração de energia elétrica a partir de fontes termonucleares.

I. DO OBJETIVO A presente Nota Técnica tem por objetivo apresentar proposta de revisão das vidas úteis de

bens e instalações de agentes outorgados de geração de energia elétrica a partir de fontes termonucleares, passíveis de reversão à União, com vistas à adequação das taxas de depreciação aplicáveis ao Setor de Energia Elétrica, com observância às práticas contábeis aplicáveis.

2. Para tanto, estão detalhados nesta Nota Técnica: a contextualização da presente proposta, a análise e a metodologia empregadas, e os resultados decorrentes. II. DOS FATOS 3. Atualmente, as taxas de depreciação utilizadas pelas concessionárias de energia elétrica são definidas na tabela XVI do anexo ao Manual de Controle Patrimonial do Setor Elétrico – MCPSE, aprovado pela Resolução Normativa ANEEL nº 367, de 02 de junho de 2009, que substituiu a Resolução Normativa n° 240/2006. 4. Logo após a aprovação da Resolução Normativa ANEEL nº 367/2009, concluiu-se pela necessidade de revisão da Tabela XVI anexa ao Manual de Controle Patrimonial do Setor Elétrico – MCPSE, considerando a contratação de Consultoria Especializada para apoiar os estudos e as análises da SRE para estabelecimento de uma metodologia para revisão da vida útil dos bens e instalações em serviço no Setor Elétrico, o que foi realizado por meio do Processo de Licitação na modalidade Concorrência, concluído com a contratação da empresa Andrade & Canellas Energia S.A., em 07 de maio de 2010, conforme consta do processo ANEEL n° 48500.000004/2008-49, Contratação n°034/2010-SLC/ANEEL. 5. Os trabalhos da Consultoria tiveram início em 14 de maio de 2010, em reunião técnica realizada na sede da ANEEL, tendo sido apresentado na forma de 05 (cinco) produtos ao longo de 12 meses de atividades:

(Fl. 2 da Nota Técnica nº 389/2012-SRE/ANEEL, de 26/10/2012).


Tabela 1: Detalhamento das Atividades Previstas

Atividades Entrega esperada

Atividade 1) Pesquisa junto a organismos e órgãos reguladores internacionais. Produto 1

Atividade 2) Pesquisa junto aos fabricantes e normas técnicas. Produto 2

Atividade 3) Análise de pesquisa de dados junto a agentes outorgados de serviços de energia elétrica.

Produto 3

Atividade 4) Participação na Consulta Pública a ser conduzida pela ANEEL. Produto 4

Atividade 5) Elaboração da proposta de taxas de depreciação que reflitam a vida útil. Produto 5

6. Em 07/02/2012, por meio da Resolução Normativa nº 474/2012, a ANEEL estabeleceu as novas taxas anuais de depreciação para os ativos em serviço outorgado no setor elétrico; bem como alterou as tabelas I e XVI do Manual de Controle Patrimonial do Setor Elétrico – MCPSE, mantendo-se, contudo, sem revisão, as taxas relacionadas a ativos de agentes outorgados de geração de energia elétrica a partir de fontes termonucleares, até que fossem concluídas as análises dos respectivos dados. III. DA ANÁLISE 7. A determinação da vida útil permite avaliar, de forma predita, se é economicamente viável manter ou substituir um bem. 8. Para fins regulatórios, interessa obter uma faixa de valores dentro da qual deve ser escolhido um ponto que será adotado como vida útil média regulatória para cada tipo de bem. 9. Neste contexto, os itens a seguir descrevem a metodologia adotada pela área técnica da ANEEL neste trabalho, para a reavaliação das vidas úteis dos bens e instalações em serviço no setor de geração de energia elétrica a partir de fontes termonucleares, considerando para tal os Tipos de Unidades de Cadastro – TUC, constantes do Manual de Controle Patrimonial do Setor Elétrico – MCPSE. III.1. METODOLOGIA

10. Em princípio, vale relembrar as premissas que fundamentaram a emissão da Resolução Normativa nº 474/2012-ANEEL, de 07/02/2012. O estudo para definição da metodologia de análise das vidas úteis considerou, na ocasião, as seguintes pesquisas:

a) Pesquisa Internacional – onde foram apresentados os resultados obtidos a partir das pesquisas realizadas junto aos organismos e órgãos reguladores internacionais. A pesquisa internacional resultou em agrupamento de diversos equipamentos utilizados no setor de energia elétrica, como, por exemplo, subestações de distribuição, linhas de transmissão, entre outros, para se buscar a correlação com os Tipos de Unidades de Cadastro hoje previstos no MCPSE.



b) Pesquisa junto a Fabricantes e Normas - onde foram apresentados os resultados obtidos a partir das pesquisas realizadas junto aos fabricantes, normas técnicas, laboratórios de pesquisa e artigos técnicos.

c) Pesquisa junto a agentes outorgados do Setor Elétrico – onde foram apresentados os

resultados obtidos a partir de pesquisas realizadas junto a agentes de geração, transmissão e distribuição de energia elétrica, com a finalidade de verificação do processo de gerenciamento dos ativos, na área contábil e de engenharia, considerando as baixas físicas e contábeis, os estudos técnicos existentes sobre manutenção, etc. 11. Entretanto, para os ativos de agentes outorgados de geração de energia elétrica a partir de fontes termonucleares, face à inexistência de dados suficientes relacionados à pesquisa internacional e aos ativos baixados nos agentes pesquisados, a metodologia fundamentou-se em dados obtidos na pesquisa junto a fabricantes e normas. III.1.1. Pesquisa de Fabricantes e Normas Técnicas 12. A metodologia de pesquisa consistiu na avaliação das informações disponíveis de fabricantes, laboratórios, artigos técnicos e normas técnicas. A pesquisa também foi realizada para cada tipo de unidade de cadastro (TUC), com fins de obtenção de dados relativos à vida útil dos equipamentos e instalações do setor elétrico. 13. Além da pesquisa realizada em aproximadamente 500 fabricantes e 1.100 normas técnicas, abrangendo todos os Tipos das Unidades de Cadastro (TUC), foram consultados 29 laboratórios e instituições. A relação dos fabricantes, normas técnicas e laboratórios consultados para cada TUC, bem como os valores obtidos de vida útil, foram apresentados no Anexo II da Nota Técnica n° 368/2010-SRE/ANEEL, de 07/12/2010, disponibilizada na AP nº 121/2010. 14. Ressalte-se que foram encontradas dificuldades na compilação dos dados, em especial, pela reduzida quantidade de informações de fabricantes disponíveis por TUC. Em geral, a vida útil de um ativo pode variar em função de inúmeros fatores operacionais, o que impede ao fabricante informar, com precisão, a durabilidade de um equipamento. Por outro lado, para determinados TUC essas informações foram obtidas para os casos de sua operação em condições nominais. 15. Quanto às normas técnicas que, em geral, atêm-se aos ensaios necessários para garantir a vida útil, foram levantadas informações disponíveis acerca da durabilidade dos equipamentos. Finalmente, foi realizada ampla pesquisa em laboratórios nacionais e internacionais, nos quais foi possível encontrar resultados dos ensaios e artigos publicados acerca do tema. 16. A análise realizada pela ANEEL pautou-se pela definição de um intervalo de referência atribuído às pesquisas de fabricantes e normas técnicas (valores mínimos e máximos), no qual se procurou, quando possível, estabelecer os valores mais frequentemente observados dentre as informações disponíveis.



III.1.1.2. Tipos de Unidades de Cadastro (TUC) pesquisados 17. A seguir, são apresentados os principais tópicos pesquisados (descrição, fabricantes consultados, normas técnicas aplicáveis e bibliografia referencial) para cada TUC correlacionado aos ativos de agentes geradores de energia elétrica a partir de fontes termonucleares. Com base na análise e no tratamento dos dados e informações obtidas, ao final, registram-se os pontos de destaque e as principais conclusões da pesquisa. III.1.1.2.a. Armazenagem, manipulação e transporte de combustível nuclear 18. Correspondem às instalações para manipulação e estocagem de combustível nuclear e barras de controle, incluindo-se racks de estocagem e sistemas para transferência de elemento combustível. 19. A tabela a seguir indica os fabricantes consultados:

Fabricante Vida útil (anos)

AMBIENTIS ND

IPEN ND

BLUE CASTLE 100

IAEA 50/100-300

20. A relação seguinte menciona as normas técnicas aplicáveis:

NE 5.01 Transporte de Materiais Radioativos.

NE 5.02 Transporte, Recebimento, Armazenagem e Manuseio de Elementos Combustíveis de Usinas Nucleoelétricas.

NE 5.03 Transporte, Recebimento, Armazenagem e Manuseio de Itens de Usinas Nucleoelétricas.

CNEN NE1-21 Manutenção de usinas nucleoelétricas.

CNEN NE1-24 Uso de portos, baías e águas sob jurisdição nacional por navios nucleares.

CNEN NE1-25 Inspeção em serviço em usinas nucleoelétricas.

CNEN NE1-26 Segurança na operação de usinas nucleoelétricas.

CNEN NE2-01 Proteção física de unidades operacionais da área nuclear.

CNEN NE2-02 Controle de materiais nucleares.

CNEN NE2-03 Proteção contra incêndio em usinas nucleoelétricas.

CNEN NE2-04 Proteção contra incêndio em instalações nucleares do ciclo do combustível.

CNEN NE5-01 Transporte de materiais radioativos.

CNEN NE5-02 Transporte, recebimento, armazenagem e manuseio de elementos combustíveis de usinas nucleoelétricas.

CNEN NE5-03 Transporte, recebimento, armazenagem e manuseio de itens de usinas nucleoelétricas.

CNEN PR5-01 Transporte de material radioativo por motocicletas em todo território nacional.

ISO 10276:2010 Nuclear energy - Fuel technology - Trunnions for Packages used to transport radioactive material.

ISO 10645:1992 Nuclear energy - Light water reactors - Calculation of the decay heat power in nuclear fuels.

ISO 10979:1994 Identification of fuel assemblies for nuclear power reactors.



ISO 18213:1997 Nuclear fuel technology - Tank calibration and volume determination for nuclear materials accountancy - Part 1: Procedural overview.

21. A pesquisa ainda contemplou consulta ao seguinte material bibliográfico:

a) CNEN, Transporte, Recebimento, Armazenagem e Manuseio de Elementos Combustíveis de Usinas Nucleoelétricas, Portaria DExI CNEN – 2/86, Publicação: D.O. U. de 29/10/86, Portaria PR – 008/03, Publicação: D.O.U., em 17/02/2003

b) IAEA, Storage and Disposal of Spent Fuel and High Level Radioactive Waste. c) IAEA, Fostering the efficient and safe use of nuclear power, 2006. d) Blue Castle, Nuclear Power FAQ, 2009. e) IPEN, Avaliação do impacto ambiental por transporte de combustível nuclear queimado,

Inac 28/08/2005 a 02/09/2005. 22. Com base nos dados obtidos, cabe o registro dos seguintes comentários e conclusões:

i) Denomina-se combustível nuclear a todo material físsil, ou contendo nuclídeos físseis, que, quando utilizado em um reator nuclear, possibilita uma reação nuclear em cadeia. O termo combustível nuclear pode referir-se tanto ao material físsil em si quanto ao conjunto elaborado e utilizado para a finalidade de combustível, isto é, ao material consistente de barras que contêm o material físsil em seu interior, às configurações que incluem o combustível junto com o moderador ou qualquer outra configuração. As instalações de armazenagem dos combustíveis devem ser estruturalmente capazes de suportar, tanto as cargas impostas sob operação normal como aquelas devidas a condições de acidente. Os sistemas de manuseio dos combustíveis são variados, os quais têm como função principal garantir a transferência dos mesmos dentro da planta de uma maneira segura. O acesso às áreas de manuseio deve ser controlado e limitado ao pessoal designado pela organização responsável e seu projeto deve atender aos requisitos de proteção estabelecidos pela CNEN. O transporte dos combustíveis é feito em contêiners especiais, secos, podendo ser através de avião, navio ou caminhão convencional. Para que este transporte seja seguro devem ser usados recipientes que atendam aos requisitos aplicáveis estabelecidos pela CNEN, e o equipamento para o transporte seguro dos recipientes deve ter compatibilidade com as características do recipiente carregado além de proteção do recipiente carregado contra danos causados por possíveis acidentes durante o transporte.



ii) A Agência Internacional de Energia Nuclear (IAEA) cita que pesquisas foram desenvolvidas para construir dispositivos de armazenamento para períodos de tempo da ordem de 50 anos, mas podendo atingir períodos de 100 a 300 anos.

iii) As Normas Técnicas (ABNT e outras) relacionadas não apresentam valores de vida útil para a referida unidade de cadastro.

III.1.1.2.b. Armazenagem, manipulação e transporte de resíduo nuclear 23. Tratam-se dos equipamentos destinados ao processamento e encapsulamento de resíduos nucleares, incluindo-se tanques, bombas, trocadores de calor, recombinadores de hidrogênio, filtros, compressores de rejeitos, blindagens, compactadores, tubulações, válvulas e acessórios, controles e medidores locais. 24. A tabela a seguir indica os fabricantes consultados:


AMBIENTIS ND

ELETRONUCLEAR ND

IPEN ND

ARTIGO TÉCNICO > 100


NBR 10344 / 1988 Sistema de manuseio e armazenamento de elementos combustíveis em instalações nucleares. Fixa as condições do projeto de sistema e manuseio e o armazenamento de elementos combustíveis e outros componentes do núcleo do reator de pesquisa e potência.

NBR 11174 Armazenamento de resíduos perigosos classe II (não inertes) e classe II (inertes).

NBR 12235 Armazenamentos de resíduos perigosos.

CNEN 5.01 (Comissão Nacional de Energia Nuclear)

Armazenamento, manipulação e transporte.


a) Revista Brasil Nuclear, Ano 14, Número 34, O destino dos rejeitos radioativos. 27. Com base nos dados obtidos, cabe o registro dos seguintes comentários e conclusões:

i) Considera-se como resíduo nuclear todo resíduo composto por produtos altamente radioativos, como restos de combustível nuclear, produtos hospitalares que tiveram



contato com radioatividade (aventais, papéis, etc), enfim, qualquer material que teve exposição prolongada à radioatividade ou que possui algum grau de radioatividade. Devido ao fato de que tais materiais continuam a emitir radioatividade por muito tempo, eles precisam ser tratados e confinados permanentemente, e mantido em locais de difícil acesso. Os resíduos nucleares são divididos em três classes, que variam segundo o nível de radioatividade emitida. A primeira é a dos resíduos de baixa atividade, que compreendem fontes usadas na medicina e na indústria, máquinas e materiais com resíduos radioativos (papéis, flanelas, panos de limpeza, plásticos, peças de vestuário etc.). Os resíduos de média atividade compreendem as resinas iônicas, as lamas químicas e os revestimentos metálicos do combustível. Já os resíduos de alta atividade resultam do combustível descarregado dos reatores. São altamente radioativos e contêm atividade de vida longa. Os resíduos de baixa e média atividade são armazenados em tambores metálicos de 200 litros, fabricados em aço-carbono sem costura, revestidos externamente com tintas à base de resinas poliéster através de processo eletrostático e transportados para dentro de depósitos. Os depósitos são construídos em concreto armado com paredes de espessura de 40 cm e mantidos à pressão inferior à atmosférica objetivando prevenir a contaminação do meio ambiente na eventualidade de ocorrer algum vazamento nos tambores. Os tambores com resíduos de média atividade são condicionados em matriz sólida por cimentação ou betuminização, de modo a garantir seu isolamento por vários séculos, tempo que leva para que se tornem inativos. Os resíduos de alta atividade são armazenados nas próprias usinas, que contam com local adequado para armazenar todo o volume produzido em sua vida útil, até que surja solução definitiva para o problema. Este armazenamento constitui de duas fases. Inicialmente, o combustível utilizado nos reatores é resfriado por um período mínimo de 10 anos em piscinas especiais localizadas dentro da própria usina onde foi produzido. Essa piscina é feita em concreto armado com paredes de 25cm de espessura e 12 metros de profundidade, revestida com chapas de aço inoxidável austenítico com espessura de 0,25 polegadas e mantida cheia com uma solução de água borada. Essa solução atua com barreira de proteção contra radioatividade. Depois de resfriado, o combustível pode ser reprocessado ou ser preparado para a armazenagem intermediária (de curta, média ou longa duração) ou definitiva. Nesse caso, o material é acondicionado em cápsulas metálicas, soldadas e lacradas, que são colocadas em repositórios subterrâneos de grande profundidade, localizados em áreas com condições geológicas naturais, com baixa probabilidade de abalo sísmico, baixo índice pluviométrico e pouca densidade populacional.

ii) A vida útil de um equipamento é função de uma utilização correta, frequência de uso e de um bom programa de manutenção. Os programas de manutenção em centrais nucleares, via de regra, são extremamente rigorosos e, portanto, tem uma vida útil elevada.



iii) Com base em artigo publicado na Revista Brasil Nuclear, os rejeitos de baixa e média

atividade devem ser armazenados em recipientes que durem vários séculos, tempo que leva para que o material se torne inativo. Já o armazenamento dos rejeitos de alta atividade deve sofrer um resfriamento por cerca de 40 anos, que é o tempo médio de vida de um reator e depois armazenado como elementos de média atividade.

iv) As Normas Técnicas (ABNT e outras) relacionadas não apresentam valores de vida útil para a referida unidade de cadastro.

III.1.1.2.c. Envoltório ou esfera de contenção do edifício do reator nuclear 28. É o envoltório ou esfera de contenção de aço do prédio do reator, em instalações de produção nuclear, incluindo-se suas eclusas de passagem, penetrações de cabos e tubulações. 29. A tabela a seguir indica os fabricantes consultados:


ABEN ND

AG ND

ELETRONUCLEAR ND

FEC ND

WESTINGHOUSE ND


NBR CB-20 1990 NB-01310

Emendas Mecânicas de Topo com Luvas Destinadas a Armações de Concreto em Centrais Nucleoelétricas.

NBR CB-20 1990 NB-01311

Fabricação e Transporte de Concreto para Estruturas de Centrais Nucleoelétricas.

31. Na bibliografia consultada, não foi detectada nenhuma menção a respeito da vida útil desta unidade de cadastro. 32. Com base nos dados obtidos, cabe o registro dos seguintes comentários e conclusões:

i) Pode-se considerar que a vida útil da esfera de contenção seja a mesma do reator nuclear que ela abriga, entre 30 e 60 anos – vide TUC Reator Nuclear, a seguir.

ii) As Normas Técnicas (ABNT e outras) relacionadas não apresentam valores de vida útil para a referida unidade de cadastro.



III.1.1.2.d. Reator nuclear 33. São os reatores nucleares, compreendendo os vasos e tampas, mecanismos de acionamento das barras de controle, suportes, fixadores, isolamentos térmicos, anéis de vedação e outros. 34. A tabela a seguir indica os fabricantes consultados:


AECL (CANADA) 60

WESTINGHOUSE (USA) 60

EPZ (HOLANDA) 40-60

GE (USA) 60

AREVA/FRAMATOME ANP (FRANÇA) 60

MITSUBISH (JAPÃO) 60

ARTIGO ABDL/PEA/USP 60

Artigo WNA 30-60

Artigo IAEA ND


ISO 10645:1992 Nuclear energy - Light water reactors - Calculation of the decay heat power in nuclear fuels.


ISO 17873:2004 Nuclear facilities - Criteria for the design and operation of ventilation systems for nuclear installations other than nuclear reactors.

CNEN NN1-01 Licenciamento de operadores de reatores nucleares.

CNEN PR1-01/001 Notas mínimas para as provas escritas e prático-orais nos exames de qualificação de operadores de reatores nucleares.

CNEN NE1-21 Manutenção de Usinas Nucleoelétricas.



CNEN NE1-06 Requisitos de saúde para operadores de reatores nucleares.


a) Catálogo Técnico AP1000, Westinghouse, 2007. b) Apresentação GEN III, EPZ, 2008. c) Apresentação FRAMATOME ANP/ AREVA, 2004. d) Artigo “UK nuclear power: The contenders”, BBC News, 2008. e) Catálogo Técnico, “CANDU Reator ACR-1000, AECL, 2009. f) Artigo “A próxima geração de reatores nucleares”, ABDL/ PEA/USP, 2010. g) Artigo “Nuclear Power Reactors in the World”, IAEA – International Atomic Energy

Agency, 2009. h) Artigo “Advanced Nuclear Power Reactors”, WNA – World Nuclear Association, 2010. i) Artigo “Nuclear Power Reactor”, WNA – World Nuclear Association, 2009.



j) Apresentação MITSUBISH, 2007. 37. Com base nos dados obtidos, cabe o registro dos seguintes comentários e conclusões:

i) O reator nuclear é o equipamento responsável pela geração de energia térmica numa usina nuclear, sendo uma câmara de resfriamento hermética, blindada contra a radiação, onde é controlada uma reação nuclear. O núcleo do reator tem a função de gerar energia térmica, a partir do processo de fissão, sendo esta energia absorvida pelo refrigerante do reator, que a conduz aos geradores de vapor, onde é transferida para o circuito secundário.

ii) Segundo o artigo “Nuclear Power Reactor”, WNA – World Nuclear Association, 2010, a

maioria das usinas nucleares de hoje foram projetadas originalmente para uma vida operacional de 30 ou 40 anos. Nos Estados Unidos, a grande maioria dos mais de cem reatores instalados deverão ter suas licenças de operação estendidas de 40 a 60 anos, justificando as despesas na modernização de sistemas e componentes mais duráveis.

iii) As Normas Técnicas relacionadas não apresentam valores de vida útil para a referida

unidade de cadastro. III.1.1.2.e. Sistema de condensado para produção nuclear 38. Correspondem aos equipamentos do sistema de condensado, compreendendo os sistemas de drenagem e amostragem, incluindo-se bombas, tanques, desgaseificadores, pré-aquecedores, filtros, estações redutoras de pressão, instrumentos, válvulas, tubulações e acessórios. 39. A tabela a seguir indica os fabricantes consultados:


GE (USA) 40

AG ND

ABEN ND

WESTINGHOUSE ND

WNA (TUBO DE PRESSÃO) 30

FEC ND


ABNT NM 120:97 Tubos de aço-carbono e aço carbono manganês soldados por resistência elétrica.




ISO 10645:1992 Nuclear energy - Light water reactors - Calculation of the decay heat power in



nuclear fuels.



NBR 12313 Sistema de Segurança de Combustão.

NBR 13103 Projeto,construção, ampliação, reforma e vistoria dos locais nos quais se localizam aparelhos que utilizam gás combustível.

NBR 7198 Projeto e execução de instalações prediais de água quente.


a) Vapormatt, Catalogo Decomatt for Nuclear Decontamination b) General Electric Nuclear Energy, “Outdated Controls & Instrumentation in Nuclear Power

Plants – Strategies for Extending Useful Life”, 2004 c) IAEA Nuclear Energy SeriesTechnical, “ReportsIntegrity of Reactor Pressure Vessels in

Nuclear Power Plants: Assessment of Irradiation Embrittlement Effects in Reactor Pressure Vessel Steels”, 2009.

d) Artigo “Nuclear Power Reactors in the World”, IAEA – International Atomic Energy Agency, 2009.

e) Artigo “Advanced Nuclear Power Reactors”, WNA – World Nuclear Association, 2010. f) Artigo “Nuclear Power Reactor”, WNA – World Nuclear Association, 2009.

42. Com base nos dados obtidos, cabe o registro dos seguintes comentários e conclusões:

i) Os geradores são responsáveis pela produção do vapor usado para movimentar as turbinas e o gerador de energia elétrica. Os equipamentos ficam localizados dentro da área de contenção, onde nos tubos circulam água que, em contato com o reator, gera vapor através da utilização do calor obtido na fissão nuclear. Os componentes principais do circuito primário do reator são vaso do reator e suas estruturas internas, pressurizador, bombas de resfriamento, geradores de vapor e auxiliares associados. O sistema de geração de vapor é chamado de Circuito Secundário os componentes principais do circuito secundário são os turbo-geradores, condensadores principais que compõem uma estrutura única, bombas de extração de condensado, bombas de água de alimentação, turbina. O sistema condensado para produção nuclear corresponde aos equipamentos dos dois circuitos contando com o tanque de resfriamento e seus componentes como filtros, válvulas e bombas.

ii) Visando o bom funcionamento dos equipamentos, deve-se adotar alguns procedimentos de manutenção nos equipamentos periféricos tais como:

Inibidores de Corrosão - Os inibidores de corrosão protegem as superfícies de metal do ataque por ácidos e material oxidante. Este inibidor forma um filme protetor sobre as superfícies do metal e neutraliza o material corrosivo ácido à medida que ele se forma.



Aditivos de Extrema Pressão ou Antidesgaste - Estes aditivos são usados em aplicações de alta temperatura e alta pressão. Em pontos localizados onde ocorrem temperaturas ou pressões altas (por exemplo, as extremidades das palhetas numa bomba ou motor de palheta).

Cavitação - A cavitação é provocada quando, por algum motivo, gera-se uma zona de depressão, ou pressão negativa. Quando isso ocorre, o fluido tende a vaporizar formando bolhas de ar. Ao passar da zona de depressão, o fluido volta a ficar submetido à pressão de trabalho e as bolhas de ar implodem, provocando ondas de choque que provocam desgaste, corrosão e até mesmo destroem pedaços dos rotores, carcaças e tubulações.

iii) A vida útil das usinas nucleares é em média de 40 anos. Entretanto, a robustez do

projeto permite prorrogar suas vidas úteis. A extensão de vida útil das usinas nucleares é uma estratégia adotada em diversos países como alternativa à construção de novas usinas. Normalmente, a renovação de licença prolonga a vida da usina em mais 20 anos, representando, para a operadora, um período de receita com o investimento inicial já amortizado.

iv) De acordo com o artigo “Outdated Controls & Instrumentation in Nuclear Power Plants – Strategies for Extending Useful Life” da empresa General Electric Nuclear Energy (USA) e publicado pela IEEE, todos os equipamentos, componentes e materiais devem ter uma vida útil de projeto de 40 anos, representando degradação do material.

v) As Normas Técnicas (ABNT e outras) relacionadas não apresentam valores de vida útil para a referida unidade de cadastro.

III.1.1.2.f. Sistema de descontaminação para produção nuclear 43. São equipamentos do sistema de descontaminação, compreendendo o sistema de descontaminação de componentes do primário, lavanderia a quente, equipamentos para oficinas e laboratórios, incluindo-se as bombas, tanques, boilers, filtros, instrumentos, válvulas, tubulações e acessórios. 44. A tabela a seguir indica os fabricantes consultados:


GE (USA) 40

AG ND

ABEN ND

WESTINGHOUSE ND

FEC ND

WNA 30-40

IAEA 30-40







CNEN-NE-3.02 Serviços de radioproteção, 1988.

CNEN-NE-5.01 Transporte de Materiais Radioativos, 1988.

CNEN-NE-6.02 Licenciamento de Instalações Radiativas.

CNEN-NE-6.05 Gerência de Rejeitos Radioativos em Instalações Radiativas, 1985.

CNEN-NN-3.01 Diretrizes Básicas de Proteção Radiológica, 2005.

CNEN-NN-3.03 Certificação da Qualificação de Supervisores de Radioproteção, 1999.

CNEN-NN-3.05 Requisitos de Radioproteção para Serviços de Medicina Nuclear, 1996.

CNEN-NN-6.01 Requisitos para o Registro de Pessoas Físicas para o Preparo, Uso e Manuseio Fontes Radioativas.








i) Os rejeitos radioativos precisam ser tratados antes de serem liberados para o meio ambiente, se for o caso. Eles podem ser liberados quando o nível de radiação é igual ao do meio ambiente e quando não apresentam toxidez química.

Rejeitos sólidos, líquidos ou gasosos podem ser, ainda, classificados, quanto à atividade, em rejeitos de baixa, média e alta atividade. Os rejeitos de meia-vida curta são armazenados em locais apropriados (preparados), até sua atividade atingir um valor semelhante ao do meio ambiente, podendo, então, ser liberados. Esse critério de liberação leva em conta somente atividade do rejeito. É evidente que materiais de atividade ao nível ambiental, mas que apresentam toxidez química para o ser humano ou que são prejudiciais ao ecossistema, não podem ser liberados sem um tratamento químico adequado. Rejeitos sólidos de baixa atividade, como partes de maquinário contaminadas, luvas usadas, sapatilhas e aventais contaminados são colocados em sacos plásticos e guardados em tambores ou caixas de aço, após classificação e respectiva identificação.



Os produtos de fissão, resultantes do combustível nos reatores nucleares, sofrem tratamento especial em Usinas de Reprocessamento, onde são separados e comercializados, para uso nas diversas áreas de aplicação de radioisótopos. Os materiais radioativos restantes, que não têm justificativa técnica e/ou econômica para serem utilizados, sofrem tratamento químico especial e são vitrificados, guardados em sistemas de contenção e armazenados em Depósitos de Rejeitos Radioativos.

ii) A vida útil das usinas nucleares é em média de 40 anos. Entretanto, a robustez do projeto permite prorrogar suas vidas úteis. A extensão de vida útil das usinas nucleares é uma estratégia adotada em diversos países como alternativa à construção de novas usinas. Normalmente, a renovação de licença prolonga a vida da usina em mais 20 anos, representando, para a operadora, um período de receita com o investimento inicial já amortizado.

iii) De acordo com o artigo “Outdated Controls & Instrumentation in Nuclear Power Plants – Strategies for Extending Useful Life” da empresa General Electric Nuclear Energy (USA) e publicado pela IEEE, todos os equipamentos, componentes e materiais devem ter uma vida útil de projeto de 40 anos, representando degradação do material.

iv) Segundo o artigo “Nuclear Power Reactor”, WNA – World Nuclear Association, 2010, a maioria das usinas nucleares de hoje, foram projetados originalmente para uma vida operacional de 30 ou 40 anos. Nos Estados Unidos, a grande maioria dos mais de cem reatores instalados, deverão ter suas licenças de operação estendidas de 40 a 60 anos, justificando as despesas na modernização de sistemas e componentes mais duráveis.

v) As Normas Técnicas relacionadas não apresentam valores de vida útil para a referida unidade de cadastro.

III.1.1.2.g. Sistema de dosagem química para produção nuclear 48. Correspondem aos equipamentos do sistema de dosagem química, compreendendo o sistema de dosagem de hidrazina e de amostragem, incluindo-se as bombas, tanques, agitadores, pré-aquecedores e filtros, instrumentos, válvulas, tubulações e acessórios. 49. A tabela a seguir indica os fabricantes consultados:


GE (USA) 40

Ag ND

Aben ND

Westinghouse ND

Fec ND

WNA (Tubo de pressão) 30







CNEN-NE-3.02 Serviços de radioproteção, 1988.

CNEN-NE-5.01 Transporte de Materiais Radioativos, 1988.

CNEN-NE-6.02 Licenciamento de Instalações Radiativas.

CNEN-NE-6.05 Gerência de Rejeitos Radioativos em Instalações Radiativas, 1985.

CNEN-NN-3.01 Diretrizes Básicas de Proteção Radiológica, 2005.

CNEN-NN-3.03 Certificação da Qualificação de Supervisores de Radioproteção, 1999.

CNEN-NN-3.05 Requisitos de Radioproteção para Serviços de Medicina Nuclear, 1996.

CNEN-NN-6.01 Requisitos para o Registro de Pessoas Físicas para o Preparo, Uso e Manuseio Fontes Radioativas.








i) O sistema de dosagem de produtos químicos consiste em tanques dotados de misturadores que dissolvem produtos químicos destinados a tratamento interno da água da caldeira. A solução ou mistura é injetada na caldeira através de bombas dosadoras capazes de variar a vazão em função da quantidade de água que alimenta a caldeira. O sistema de dosagem de produtos químicos pode ser manual ou automático. No sistema automático a regulagem da vazão de produtos químicos é feita de modo que seja exatamente proporcional à quantidade da água de alimentação.

ii) A vida útil das usinas nucleares é em média de 40 anos. Entretanto, a robustez do projeto permite prorrogar suas vidas úteis. A extensão de vida útil das usinas nucleares é uma estratégia adotada em diversos países como alternativa à construção de novas usinas. Normalmente, a renovação de licença prolonga a vida da usina em mais 20



anos, representando, para a operadora, um período de receita com o investimento inicial já amortizado.

iii) De acordo com o artigo “Outdated Controls & Instrumentation in Nuclear Power Plants – Strategies for Extending Useful Life” da empresa General Electric Nuclear Energy (USA) e publicado pela IEEE, todos os equipamentos, componentes e materiais devem ter uma vida útil de projeto de 40 anos, representando degradação do material.

iv) Segundo o artigo “Nuclear Power Reactor”, WNA – World Nuclear Association, 2010, a maioria das usinas nucleares de hoje, foram projetados originalmente para uma vida operacional de 30 ou 40 anos. Nos Estados Unidos, a grande maioria dos mais de cem reatores instalados, deverão ter suas licenças de operação estendidas de 40 a 60 anos, justificando as despesas na modernização de sistemas e componentes mais duráveis.


III.1.1.2.h. Sistema de monitoração do circuito primário para produção nuclear 53. São os equipamentos e sistemas relativos à monitoração de usinas térmicas, exceto a monitoração do circuito primário, incluindo-se os sistemas de monitoração ambiental, de atividade, de vazamento, além dos computadores de monitoração da usina, transmissores e receptores de dados. 54. A tabela a seguir indica os fabricantes consultados:


GE(USA) 40

Ag ND

Aben ND

Westinghouse ND

Fec ND






a) General Electric Nuclear Energy, “Outdated Controls & Instrumentation in Nuclear Power Plants – Strategies for Extending Useful Life”, 2004.

b) Site: IPEN: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares.




i) A operação de usinas nucleares exige rapidez na detecção e precisão na identificação de transientes que possam conduzir a situações inseguras. A tarefa de monitoramento nas Usinas Nucleares é de crucial importância no que tange a segurança e a operação eficiente de suas funções.

ii) O envelhecimento de sistemas, estruturas e componentes de uma usina nuclear deve ser gerenciado de forma a garantir que as margens de segurança requeridas no projeto sejam mantidas ao longo da sua vida útil. Atividades apropriadas de inspeção e monitoração permitem detectar e caracterizar a degradação por envelhecimento dessas complexas instalações. Uma vez caracterizada a degradação de um componente, sua integridade estrutural e/ou funcional pode ser avaliada e decisões podem ser tomadas no sentido de reparar ou substituir o componente de forma a manter a instalação em operação segura.

iii) O sistema conhecido como Aeroball é um sistema de aquisição de dados e montagem de um mapeamento de fluxo. Todo o sistema de monitoração consta de circuitos fechados de TV, sistemas operacionais, computadores, transmissores, entre outros cuja durabilidade e manutenção são descritas por seus manuais.

iv) A vida útil das usinas nucleares é em média de 40 anos. Segundo relatório do Greenpeace: A idade média dos reatores do mundo é de 21 anos e muitos países estão planejando estender sua vida útil para além daquela prevista em seu projeto original. Esta prática poderá levar à degradação de componentes críticos e a um aumento nos incidentes de operação, podendo culminar num grave acidente. Os mecanismos de degradação relacionados à sua duração não são bem conhecidos e são difíceis de se prever.

v) De acordo com o artigo “Outdated Controls & Instrumentation in Nuclear Power Plants – Strategies for Extending Useful Life” da empresa General Electric Nuclear Energy (USA) e publicado pela IEEE. Todos os equipamentos, componentes e materiais devem ter uma vida útil de projeto de 40 anos.

vi) As Normas Técnicas relacionadas não apresentam valores de vida útil para a referida unidade de cadastro.

III.1.1.2.i. Sistema de pulverização do envoltório de contenção 58. São os sistemas de "spray" dos envoltórios de contenção, incluindo-se compressores, tanques, bombas, tubulações, válvulas, suportes e outros. 59. A tabela a seguir indica os fabricantes consultados:




GE(USA) 40

Ag ND

Aben ND

Westinghouse ND

Fec ND






a) General Electric Nuclear Energy, “Outdated Controls & Instrumentation in Nuclear Power Plants – Strategies for Extending Useful Life”, 2004

b) Artigo por Atalla, Drausio Lima: O Conceito de Segurança Nuclear. c) Relatório de Impacto Ambiental – RIMA da Unidade 3 da Central Nuclear Almirante

Álvaro Alberto. d) CFOL - Curso de Formação de Operador Licenciado da Central Nuclear de Angra dos

Reis – Eletronuclear S.A. e) Associação Brasileira de Energia Nuclear, “ABEN”. f) Eletronuclear, “Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto”. g) Westinghouse, “Energy Savings & Featured Products”.


i) A segurança nuclear se baseia no conceito da defesa em profundidade. Busca-se a construção de uma extensa rede de barreiras em série, cada uma capaz de interromper ou deter quaisquer avanços de anormalidades, que se não contidas, poderiam resultar num acidente. Essas barreiras são de natureza física, códigos de engenharia, de processos de gestão e da própria organização.

ii) O Sistema de Pulverização do Envoltório de Contenção é um sistema de segurança específico para usinas nucleares. Trata-se de uma barreira física constituída de um envoltório de aço e de concreto, capaz de conter em seu interior a maior pressão possível decorrente do pior acidente também possível, além de preservar uma margem de segurança julgada suficiente. A contenção, testada periodicamente, é passível de ser isolada em segundos através de sinais automáticos redundantes, sendo capaz de conter em seu interior, eventuais radionuclídeos por períodos indeterminados, que podem se estender por anos ou décadas. Seu objetivo é conter a dispersão do perigo



indeterminadamente. Para se evitar o aquecimento do envoltório tem-se o sistema de pulverização do mesmo, acionado pela monitoração.

iii) O sistema de pulverização do envoltório de contenção é composto por bombas de pulverização, um tanque de aditivo químico, um ejetor, anéis no topo do envoltório de contenção, bocais aspersores, tubulações e válvulas. O tanque de água de recarregamento é a fonte de água borada para as bombas de pulverização. Como sistema de segurança nuclear, o programa de manutenção preventiva deverá ser realizado de forma periódica e estar incluído no programa de testes periódicos da usina.

iv) De acordo com o artigo “Outdated Controls & Instrumentation in Nuclear Power Plants – Strategies for Extending Useful Life” da empresa General Electric Nuclear Energy (USA) e publicado pela IEEE, todos os equipamentos, componentes e materiais devem ter uma vida útil de projeto de 40 anos.


III.1.1.2.j. Sistema de refrigeração de emergência do núcleo do reator 63. Compreendem os sistemas de remoção de calor residual e de injeção de segurança e os acumuladores (tanques de água borada pressurizada), incluindo-se bombas, trocadores de calor, tanques, fontes de nitrogênio, tubulações e válvulas. 64. A tabela a seguir indica os fabricantes consultados:


GE(USA) 40

Ag ND

Aben ND

Westinghouse ND

Fec ND



CNEN NE1-19 Qualificação de programas de calculo para análise de perda refrigerante em reatores a água pressurizada.

CNEN NE1-20 Aceitação de sistemas de resfriamento de emergência do núcleo de reatores a água leve.








a) General Electric Nuclear Energy, “Outdated Controls & Instrumentation in Nuclear Power Plants – Strategies for Extending Useful Life”, 2004

b) World Nuclear Association, Safety of Nuclear Power Reactors, 06/2010. c) Relatório de Impacto Ambiental – RIMA da Unidade 3 da Central Nuclear Almirante

Álvaro Alberto. d) CFOL - Curso de Formação de Operador Licenciado da Central Nuclear de Angra dos

Reis – Eletronuclear SA e) Associação Brasileira de Energia Nuclear, “ABEN”. f) Eletronuclear, “Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto


i) O Sistema de Refrigeração de Emergência do Núcleo é o nome dado a um conjunto de sistemas de segurança que foram projetados para fazer frente a um acidente básico de projeto. A quebra de uma linha de vapor no final de um ciclo de combustível levaria o Reator a uma condição bastante insegura em função da diminuição da margem de desligamento do mesmo, da mesma maneira que a quebra de uma linha do Sistema de Refrigeração do Reator colocaria em risco o resfriamento do Núcleo do Reator. Nestas condições, o Sistema de Refrigeração de Emergência do Núcleo atuaria no sentido de aumentar a margem de desligamento do Reator e garantir seu resfriamento. O Sistema de Refrigeração de Emergência do Reator compreende os sistemas de Injeção de Segurança, Remoção de Calor Residual e Acumuladores. Todos os equipamentos que compõem estes sistemas estão localizados nos Edifícios de Segurança da Usina, que são construídos atendendo normas rígidas de segurança.

ii) A alimentação elétrica desses sistemas faz parte do sistema de alimentação elétrica de

segurança, que tem garantida a alimentação elétrica, mesmo sem nenhum suporte externo de energia. Para garantir a operabilidade destes sistemas, visto que os mesmos não estão normalmente em operação, são realizados testes periódicos com critérios de aceitação bem definidos. O projeto destes sistemas atende alguns critérios que estabelecem, além de duplicidade de sistemas, meios diferentes para chegar a um mesmo fim.

iii) Toda planta nuclear por exigência das Especificações Técnicas do Relatório Final de

Análise de Segurança – RFAS - possui um Programa de Testes Periódicos em Serviço. Este programa prevê testes periódicos em todos os sistemas e equipamentos relacionados com a segurança da planta, sendo o mais importante deles o Sistema de Refrigeração de Emergência do Núcleo. Dos sistemas que compõem o Sistema de Refrigeração de Emergência do Núcleo, somente o Sistema de Remoção de Calor Residual opera durante condições de partida e parada, sendo que os demais somente em condições de emergência. Por operarem muito pouco, mais em condições de testes, estes sistemas apresentam um número muito reduzido de manutenções corretivas.



iv) De acordo com o artigo “Outdated Controls & Instrumentation in Nuclear Power Plants –

Strategies for Extending Useful Life” da empresa General Electric Nuclear Energy (USA) e publicado pela IEEE, todos os equipamentos, componentes e materiais devem ter uma vida útil de projeto de 40 anos.

v) As Normas Técnicas relacionadas não apresentam valores de vida útil para a referida

unidade de cadastro. III.1.1.2.k. Sistema de refrigeração do reator 68. Compreende um sistema integrado de bombas, pressurizadores, aquecedores, tubulações, tanques, válvulas e acessórios, necessários ao resfriamento do reator. 69. A tabela a seguir indica os fabricantes consultados:


GE(USA) 40

Ag ND

Aben ND

Westinghouse ND

Fec ND



CNEN NE1-19 Qualificação de programas de calculo para análise de perda refrigerante em reatores a água pressurizada.

CNEN NE1-20 Aceitação de sistemas de resfriamento de emergência do núcleo de reatores a água leve.







b) World Nuclear Association, Safety of Nuclear Power Reactors, 06/2010. c) Relatório de Impacto Ambiental – RIMA da Unidade 3 da Central Nuclear Almirante

Álvaro Alberto.



d) CFOL - Curso de Formação de Operador Licenciado da Central Nuclear de Angra dos Reis – Eletronuclear SA


i) A principal função do Sistema de Refrigeração do Reator é transportar a energia térmica gerada no Reator e pelas Bombas de Refrigeração do Reator até os Geradores de Vapor, onde essa energia é transferida ao sistema secundário. O sistema tem ainda as funções de remover a energia gerada no combustível devido ao decaimento dos produtos de fissão após o desligamento do reator, atuar como meio de transporte para o veneno solúvel (boro), funcionar como barreira de contenção dos produtos de fissão, melhorar a economia de nêutrons no reator atuando como refletor e atuando como moderador de nêutrons. O sistema consiste de circuitos de transferência de calor conectados em paralelo ao vaso do reator. Podem ser 1, 2, 3 ou 4 circuitos.

ii) Cada circuito contém uma Bomba de Refrigerante do Reator e um Gerador de Vapor.

Além destes equipamentos o sistema inclui um Pressurizador, um Tanque de Alívio do Pressurizador, tubulações e instrumentação necessária ao controle operacional do sistema.

iii) Toda planta nuclear possui um Programa de Testes Periódicos em Serviço que prevê a

realização de testes periódicos em todos os sistemas e equipamentos relacionados com a segurança da planta e naqueles como o Sistema de Refrigeração do Reator que são importantes para a operação e confiabilidade da unidade. Existem também, programas específicos, como por exemplo, a monitoração dos trocadores de calor, onde são feitos testes não destrutíveis para verificação das condições dos tubos e paredes.

iv) Para os Geradores de Vapor, a experiência nuclear mostrou a necessidade de se fazer

um programa especial de testes envolvendo ECT (Eddy Current Test) nos tubos, Sludging Lancing no lado secundário, tratamentos químicos, inspeções visuais e com fibras óticas etc., que permitem acompanhar o estado dos tubos. Recomenda-se a substituição das Válvulas de Spray e Válvulas de Alívio durante a parada da usina.

v) Manutenções corretivas no Sistema de Refrigeração do Reator possuem alta

complexidade e requerem um planejamento muito rigoroso devido à alta temperatura e pressão e também as altas taxas de doses radioativas.

vi) De acordo com o artigo “Outdated Controls & Instrumentation in Nuclear Power Plants –

Strategies for Extending Useful Life” da empresa General Electric Nuclear Energy (USA) e publicado pela IEEE,Todos os equipamentos, componentes e materiais devem ter uma vida útil de projeto de 40 anos.

vii) As Normas Técnicas relacionadas não apresentam valores de vida útil para a referida

unidade de cadastro.



III.1.1.2.l. Sistema de refrigeração e purificação do poço de combustível usado 73. São os sistemas de refrigeração e purificação dos poços de combustível usado, incluindo-se bombas, trocadores de calor, desmineralizadores, filtros, tubulações e válvulas. 74. A tabela a seguir indica os fabricantes consultados:


GE(USA) 40

Ag ND

Aben ND

Westinghouse ND

Fec ND








b) World Nuclear Association, Safety of Nuclear Power Reactors, 06/2010. c) CFOL - Curso de Formação de Operador Licenciado da Central Nuclear de Angra dos

Reis – Eletronuclear SA 77. Com base nos dados obtidos, cabe o registro dos seguintes comentários e conclusões:

i) A piscina ou poço de combustível usado numa usina nuclear é caracterizado como sendo o local de armazenagem temporária dos elementos combustíveis utilizados. É também o local para realizar as inspeções, testes e operações de trocas de internos dos elementos combustíveis da usina. O sistema de refrigeração da piscina de combustível usado realiza a remoção do calor gerado pelo decaimento radioativo dos elementos combustíveis empregados, estocados na piscina; e o sistema de purificação da piscina de combustível usado faz a remoção das impurezas localizadas na superfície da água da piscina de combustível usado.

ii) O sistema de refrigeração da piscina de combustível usado é composto basicamente por uma bomba centrífuga, um trocador de calor, um desmineralizador de leito misto, um filtro, instrumentação, tubulações e válvulas associadas. Toda usina deverá possuir, pelo menos, um sistema de retaguarda.



iii) O sistema de purificação da piscina de combustível usado é utilizado para melhorar a

visibilidade na piscina de combustível usado. É composto por uma bomba centrífuga; dois pontos de sucção com posicionamento regulável manualmente; um filtro na sucção e outro na descarga da bomba e uma linha de descarga que devolve a água. Com o objetivo de verificar o funcionamento dos sistemas de refrigeração e purificação da piscina de combustível usado, é necessário realizar um monitoramento medindo as seguintes variáveis: fluxo, nível, diferencial de pressão, temperatura, posição de válvula, etc.

iv) Visando ao bom funcionamento do sistema, é necessário realizar um programa de manutenção rigoroso dos equipamentos que ficam armazenados nas piscinas de elementos combustíveis usados, diminuindo os riscos de corrosão. Isso é feito através de análises químicas para garantir a qualidade da água. As manutenções corretivas mais comuns nesses equipamentos são as trocas de filtros, que requerem cuidados especiais na operação em função dos níveis de atividade dos mesmos, problemas de vazamentos nas selagens das bombas de refrigeração e purificação e troca de gaxetas em válvulas.

v) Devido à presença de Boro na água da piscina de combustível, os vazamentos são logo detectados em função da cristalização do boro na superfície. Nos vazamentos maiores, além das mudanças nas condições operacionais dos sistemas, eles são facilmente detectados pelos sistemas de detecção de vazamentos ou pelos sistemas de monitoração de áreas.

vi) De acordo com o artigo “Outdated Controls & Instrumentation in Nuclear Power Plants – Strategies for Extending Useful Life” da empresa General Electric Nuclear Energy (USA) e publicado pela IEEE,Todos os equipamentos, componentes e materiais devem ter uma vida útil de projeto de 40 anos.

vii) As Normas Técnicas relacionadas não apresentam valores de vida útil para a referida

unidade de cadastro. III.1.1.2.m. Sistema de vapor para produção nuclear 78. Compreendem os sistemas de vapor superaquecido, de reaquecimento de vapor, de extração de vapor e de amostragem, incluindo-se bombas, tanques, desgaseificadores, pré-aquecedores, filtros, estações redutoras de pressão, instrumentos, válvulas, tubulações e acessórios. 79. A tabela a seguir indica os fabricantes consultados:




Ag ND

Aben ND

Westinghouse ND

Abraman 40

Fec ND

Gen-4 40

GE(USA) 40

WNA 30






a) Abraman, Edição 127 - Angra I troca GVS. b) Gen-4, Cost estimating guidelines for generation IV nuclear energy systems, 26/09/2007. c) WNA, Nuclear power reactors, 04/2009. d) General Electric Nuclear Energy, “Outdated Controls & Instrumentation in Nuclear Power

Plants – Strategies for Extending Useful Life”, 2004 82. Com base nos dados obtidos, cabe o registro dos seguintes comentários e conclusões:

i) O reator é o equipamento de uma usina nuclear onde o calor é gerado através da fissão de núcleos atômicos, sendo utilizado para a produção de vapor. O reator à água pressurizada utiliza água leve para a remoção do calor gerado pela fissão nuclear e para a desaceleração (moderação) dos nêutrons (partes constituintes do núcleo atômico) liberados no processo da fissão nuclear. A água é desmineralizada e tratada quimicamente para torná-la um meio refrigerante apropriado para ser utilizado no reator. A pressão e a temperatura de operação do sistema de refrigeração do reator deverão ser ajustadas de forma que o refrigerante não evapore, aproveitando-se assim o intenso poder de refrigeração da água pressurizada.

ii) O líquido refrigerante necessita ser bombeado através do reator e dos geradores de vapor (sistema primário) por meio de circuitos de refrigeração paralelos, mediante bombas de circulação acionadas por motores elétricos. A água de alimentação introduzida no lado secundário do gerador de vapor absorve o calor transferido do lado primário e se evapora. O vapor saturado assim gerado é conduzido até a turbina, acionando-a; após a condensação do vapor, o líquido retorna aos geradores de vapor sob a forma de água de alimentação.



iii) O reator à água pressurizada necessita de circuitos térmicos independentes, pois seu

sistema de refrigeração está isolado do circuito água/vapor da turbina (sistema secundário) pela interposição dos geradores de vapor. Esta disposição dos equipamentos evita que nenhuma radioatividade passe do sistema de refrigeração do reator para o circuito da turbina. As instalações de conversão da energia nuclear em energia elétrica possuem características semelhantes das usinas termoelétricas convencionais, porém necessitam de cuidados especiais com a realização de uma manutenção rigorosa dos equipamentos.

iv) De acordo com o artigo “Outdated Controls & Instrumentation in Nuclear Power Plants – Strategies for Extending Useful Life” da empresa General Electric Nuclear Energy (USA) e publicado pela IEEE, todos os equipamentos, componentes e materiais devem ter uma vida útil de projeto de 40 anos.


III.2. RESULTADOS

83. Este item apresenta a consolidação dos dados obtidos nas seções anteriores, de modo a se estabelecer uma proposta de vida útil provável para cada tipo de unidade de cadastro (TUC) sob análise. 84. A tabela a seguir apresenta a relação dos Tipos de Unidades de Cadastro (TUCs), relacionadas diretamente à geração termonuclear, com as respectivas vidas úteis propostas e taxas de depreciação a serem utilizadas pelas concessionárias de energia elétrica.



Tabela 15: Vida Útil e Taxa de Depreciação Proposta

TIPO DE UNIDADE DE CADASTRO E BEM Valor vigente

Faixa / Valor proposto

CÓDIGO DESCRIÇÃO REN 474/2012

(Tab. XVI MCPSE)

Min Max Proposta

105.01 Armazenagem, manipulação e transporte de combustível nuclear

30

50

115.01 Armazenagem, manipulação e transporte de resíduo nuclear

30

40

225.01 Envoltório ou esfera de contenção do edifício do reator nuclear

30

30 60 45

335.01 Reator nuclear 30

40 60 50

420.01 Sistema de condensado para produção nuclear 30

40 60 40

435.01 Sistema de descontaminação para produção nuclear

30

30 40 40

440.01 Sistema de dosagem química para produção nuclear

30

30 40 40

475.01 Sistema de monitoração do circuito primário para produção nuclear

30

40

490.01 Sistema de pulverização do envoltório de contenção

30

40

500.01 Sistema de refrigeração de emergência do núcleo do reator

30

30 40 35

505.01 Sistema de refrigeração do reator 30

30 40 35

510.01 Sistema de refrigeração e purificação do poço de combustível usado

30

30 40 35

530.01 Sistema de vapor para produção nuclear 30

30 40 35

IV. CONCLUSÕES 85. A instituição do Manual de Controle Patrimonial do Setor Elétrico - MCPSE, em junho de 2009, atendeu a necessidade de controle do cadastro e das movimentações dos bens e instalações do Setor Elétrico brasileiro pelas concessionárias e permissionárias. Entretanto, pela ótica do Órgão Regulador, o acompanhamento patrimonial e a avaliação dos ativos em serviços outorgados de energia elétrica, tanto para fins tarifários como para fins de reversão, ainda carecia da análise revisional das vidas úteis e respectivas taxas de depreciação dos ativos em serviço no Setor Elétrico. 86. A evolução tecnológica, o surgimento de novos tipos de bens e instalações nos serviços de eletricidade e a eminente necessidade do órgão regulador manter atualizados os seus critérios regulamentares, especialmente aqueles atinentes à valoração de ativos em serviços outorgados, constituem



primordialmente as razões principais para a proposição de revisão regulamentar ora exposta nesta Nota Técnica. 87. Conclui-se, portanto, pela necessidade de revisão das Tabela XVI anexa ao Manual de Controle Patrimonial do Setor Elétrico – MCPSE, considerando a metodologia exposta nos itens anteriores. V. RECOMENDAÇÕES

88. Recomenda-se submeter à Audiência Pública a proposta de atualização das vidas úteis dos bens e instalações de agentes de geração de energia elétrica a partir de fontes termonucleares, bem como de suas respectivas taxas de depreciação.

CLÁUDIO ELIAS CARVALHO Especialista em Regulação

LINCOLN JOSÉ SILVA DE ALBUQUERQUE BARROS Especialista em Regulação

De Acordo:

DAVI ANTUNES LIMA Superintendente de Regulação Econômica

vidas úteis e taxas de depreciação de bens e instalações ......

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