ACIDENTE NUCLEAR NO JAPÃO Dr. Luís Antônio Albiac Terremoto 2011 Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN/CNEN-SP)

ACIDENTE NUCLEAR NO JAPÃO

Dr. Luís Antônio Albiac Terremoto

2011

Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN/CNEN-SP)

SUMÁRIO

1 – Fontes de energia usadas para gerar energia elétrica

2 – Obtenção de energia nuclear a partir da fissão

3 – Uso de energia nuclear para gerar energia elétrica

4 – Tipos de reatores nucleares de potência

5 – Reator nuclear refrigerado a água fervente (BWR)

6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi


Todo o progresso tecnológico ocorrido mundialmente ao longo dos

últimos 120 anos teve como base o uso intensivo de energia elétrica

Atualmente, cerca de um terço de toda a energia primária do mundo

é utilizada para gerar energia elétrica


Fontes de energia utilizadas para gerar energia elétrica no mundo:


Fontes de energia utilizadas para gerar energia elétrica no mundo:

Fonte: Agência Internacional de Energia, 2008


Fontes de energia utilizadas para gerar energia elétrica no Brasil:

Fonte: Empresa de Pesquisa Energética (EPE), maio/2007

Fonte de energia Energia gerada [TWh] Fração [%]

Total / 2006 421,04 100

Hidroelétrica 349,8 83,08

Biomassa 19,6 4,65

Gás natural 18,2 4,32

Nuclear 13,8 3,28

Derivados de petróleo 12,0 2,85

Carvão mineral 7,4 1,76

Eólica 0,24 0,06


Fissão nuclear induzida por nêutrons

Reação nuclear que ocorre mediante incidência de nêutrons com qual-

quer energia cinética em nuclídeos físseis, por exemplo:

Nuclídeo Nêutrons

físsil Nêutron Produtos emitidos Raios-gama

incidente de fissão prontos

Raios-gama de decaimento

Anti-neutrinos β Partículas beta negativasν

νγn3YInU 10

9339

14053

10

23592


Obtenção de nuclídeos físseis:

235U (0,72 % do urânio natural) enriquecimento do urânio natural pordifusão gasosa ou ultracentrifugação

239Pu (não existe na natureza) captura radiativa de nêutron pelo 238U:

233U (não existe na natureza) captura radiativa de nêutron pelo 232Th:

Os nuclídeos 238U e 232Th são denominados férteis, sendo fissionados mediante a incidência de nêutrons rápidos

PuNpU)γ,n(U 239d36,2T;239min5,23T;239238 2/12/1

UPaTh)γ,n(Th 233d0,27T;233min3,22T;233232 2/12/1


Características importantes da fissão nuclear induzida por nêutrons

O núcleo fissionado pode se dividir de 53 maneiras diferentes, gerando106 produtos de fissão diretos com números de massa 66 A 172

A grande maioria dos produtos de fissão é constituída por núcleos radio-ativos que geralmente apresentam decaimento beta negativo

Cada produto de fissão radioativo sofre uma série de decaimentos antes de se transformar em um núcleo estável. Esta série é denominada cadeiade decaimento dos produtos de fissão. Cada cadeia possui em média seismembros. Exemplo:

Fissão induzida por nêutrons térmicos é quase sempre assimétrica, con-forme mostra a curva de produtos de fissão

CeLaBaCsXeI 14058

14057

14056

14055

14054

14053 40,28h T;β12,75d T;β63,7s T;β13,6s T;β0,86s T;β 1/21/21/21/21/2



T1/2 Meia-vida

E Energia cinética máxima da partícula beta

E Energia do raio-gama

I Intensidade absoluta de emissão do raio-gama

yt Rendimento na fissão por nêutrons térmicos

yr Rendimento na fissão por nêutrons rápidos


Características importantes da fissão nuclear induzida por nêutrons

Valor médio da energia total liberada na fissão de um núcleo de 235U por

nêutron térmico:

Resultados análogos são obtidos para 239Pu e 233U

Energia cinética dos fragmentos de fissão

167 MeV

Energia cinética dos nêutrons emitidos 5 MeV

Energia dos raios-gama prontos 7 MeV

Energia do decaimento beta 5 MeV

Energia do decaimento gama 5 MeV

Energia dos anti-neutrinos 11 MeV

ENERGIA TOTAL DA FISSÃO 200 MeV


Emissão de ~ 2,5 nêutrons Reação

(em média) em cadeia

Fissão Fonte de

nuclear energia

Liberação de ~ 200 MeV Energia

(em média) elevada


Material absorvedor de nêutrons controlar a reação em cadeia, através daregulagem do número de nêutrons em circulação no sistema

Moderador desacelerar os nêutrons rápidos em nêutrons lentos, através do

espalhamento elástico por núcleos leves

Refrigerante remover o calor gerado pela reação em cadeia controlada, por

intermédio de convecção forçada


Configuração do sistema

Configuração heterogênea o moderador e o combustível nuclear são separados

Combustível nuclear material contendo nuclídeos físseis, em meio ao qual ocor-rem as fissões nucleares que, nesta configuração, são causadas majoritariamente por nêutrons térmicos

Calor gerado resulta predominantemente da frenagem dos fragmentos de fissãoem meio ao combustível nuclear


Reação nuclear de fissão em cadeia auto-sustentada

Controlada taxa de ocorrência das fissões é mantida constante reator nuclear

Fissão de 1 kg de 235U libera 2,3.107 kWh 1000 MW(t) 300 MW(e)

Enquanto isso, para gerar 300 MW(e) ao longo de 24 horas em uma usina termoelétrica...

horas 24 30% E

Combustível fóssil consumido CO2 emitido

2500 toneladas de carvão mineral 7200 toneladas

1955 toneladas de óleo combustível 5760 toneladas

1172 toneladas de gás natural 3216 toneladas

ocompriment de cm 6,6

e diâmetro de cm 3,2

com metálico Cilindro

sBrasileiro 1.325.804 de diário

médio consumo ao eEquivalent


Reação nuclear de fissão em cadeia auto-sustentada

Controlada taxa de ocorrência das fissões é mantida constante reator nuclear

Fissão de 1 kg de 235U libera 2,3.107 kWh 1000 MW(t) 300 MW(e)

Enquanto isso, para gerar 300 MW(e) naquela usina hidroelétrica...

Média nacional 0,56 km2 de reservatório por MW(e) instalado 168 km2 de área alagada

horas 24 30% E

ocompriment de cm 6,6

e diâmetro de cm 3,2

com metálico Cilindro

sBrasileiro 1.325.804 de diário

médio consumo ao eEquivalent


Calor de decaimento dos produtos de fissão radioativos

Mesmo após o desligamento de um reator nuclear, ainda há liberação de energia considerável pelo combustível nuclear decorrente do decaimento dos produtos de fissão radioativos nele acumulados

Cerca de dez segundos após o desligamento do reator nuclear, a taxa de liberação de energia (potência) decorrente do decaimento dos produtos de fissão radioativos perfaz aproximadamente 4% da potência total do reator antes do desligamento, diminuindo apenas com o decaimento

Esta energia precisa ser retirada do núcleo (cerne) do reator por inter-médio da circulação contínua de refrigerante, pois caso contrário a tem-peratura do combustível nuclear aumentará, causando danos diversos

Nada pode ser feito para controlar esta taxa de liberação de energia, tornando portanto essencial a remoção do calor gerado



Equação empírica para a taxa de liberação de energia decorrente do

decaimento dos produtos de fissão radioativos (válida para ts 10 s)

onde to e ts são dados em segundos e a margem de incerteza perfaz aproximadamente 50%

])([06,0 2,02,0pf

sos tttPP



Razão entre a potência de decaimento (Ppf) e a potência de operação (P)

de um reator nuclear em função do tempo decorrido após o desligamento

3 – Uso de energia nuclear para gerar energia elétrica Efetuado pelo funcionamento de reatores nucleares de potência que

equipam usinas nucleoelétricas

A) Usina termoelétrica

B) Usina nucleoelétrica

3 – Uso de energia nuclear para gerar energia elétrica

Dados da Agência Internacional de Energia Atômica (AIEA) referentesa agosto de 2010:

- 441 usinas nucleoelétricas funcionando em 30 países

- Capacidade geradora total de 374.692 MW elétricos

- 13 países utilizavam usinas nucleoelétricas para gerar mais do que umterço da eletricidade que consumiam

- Maior uso de energia nuclear para gerar eletricidade França (75,2%)

- Maior capacidade nucleoelétrica instalada EUA (104 usinas; 100.747MW elétricos; 20,2% da eletricidade gerada)

- 60 usinas nucleoelétricas sendo construídas em 16 países para gerar umtotal de 58.600 MW elétricos


Combustível Enriquecimento Moderador Refrigerante Tipo de reator País de origem

UO2 2% a 4% H2O H2O PWR EUA

UO2 2% a 4% H2OH2O

(fervente)BWR EUA

U metálico Grafite CO2 GCR Reino Unido

UO2 2% a 4% Grafite CO2 AGR Reino Unido

EUA

ThC2 + UC2 93% Grafite He HTGR Reino Unido

Alemanha

UO2 D2O D2O PHWR Canadá

UO2 2% a 4% D2OH2O

(fervente)SGHWR Reino Unido

UO2 2% a 4% GrafiteH2O

(fervente)RBMK URSS

UO2 + PuO2 Na0 líquido FBR Vários



Função dos componentes principais de um reator nuclear de potência:

- Núcleo (cerne) do reator constituir a fonte de energia do reator nuclear (com-ponente onde ocorre, de maneira auto-sustentada e controlada, a reação nuclear de fissão em cadeia)

- Vaso de pressão conter o refrigerante e proporcionar suporte mecânico aonúcleo (cerne) do reator

- Blindagem biológica evitar o escape de radiações ionizantes (raios-gama enêutrons) para o meio-ambiente

- Trocadores de calor permitir a transferência de calor do refrigerante do reatorpara o fluido operante no ciclo de potência

- Bombas de refrigeração fazer com que o refrigerante circule através do núcleo (cerne) do reator e dos trocadores de calor


Distribuição dos reatores nucleares de potência por tipo:

PWR (reator refrigerado a água pressurizada) – 61,00%

BWR (reator refrigerado a água fervente) – 20,86%

PHWR (reator refrigerado a água pesada pressurizada) – 10,43%

RBMK (reator refrigerado a água fervente e moderado a grafite) – 3,40%

AGR (reator avançado refrigerado a gás) – 3,17%

GCR (reator refrigerado a gás) – 0,91%

FBR (reator rápido) – 0,23%

Fonte: Agência Internacional de Energia Atômica (AIEA), agosto/2010


Principais diferenças de projeto entre reatores nucleares BWR e PWR

Fonte: Pesquisa FAPESP, No. 182, 28-33, abril/2011


Evolução tecnológica dos reatores nucleares de potência

Fonte: T. Abram and S. Ion, Energy Policy 36, 4323-4330 (2008)



Esquema representativo das partes componentes de um reator BWR

1 – Núcleo (cerne) do reator

2 – Separadores de vapor

3 – Secadores de vapor

4 – Bomba de refrigeração a jato

5 – Bomba de recirculação

6 – Barras de controle

7 – Separador de umidade e reaquecedor

8 – Pré-aquecedores

9 – Estrutura de sustentação do núcleo (cerne)

10 – Turbina


Características típicas de um reator BWR

- Combustível nuclear

Tipo Dióxido de urânio (UO2) com grau de enriquecimento em 235U que perfaz entre 2% e 4%

Formato Pastilhas cilíndricas com 10,6 mm de diâmetro e 12 mm de comprimento, acondicionadas dentro de um revestimento metálico

Revestimento metálico Tubo de Zircaloy-2 com 12,3 mm de diâmetro e3,75 m de comprimento, pressurizado com gás He e lacrado por soldagem para constituir uma vareta combustível

Disposição Arranjo quadrado com 14 cm de lado, contendo um total de 8 x 8 varetas, mantidas fixas no interior de uma caixa de Zircaloy-4 de mo- do a constituir um elemento combustível


Pastilhas de UO2




- Barras de controle e segurança

Formato Cruciforme

Material Carbeto de boro (B4C), revestido com aço inoxidável

Inserção no núcleo (cerne) Efetuada de baixo para cima, em meioaos espaços existentes entre os elementos combustíveis

- Núcleo (cerne) do reator

Configuração Elementos combustíveis posicionados lado a ladodentro do vaso de pressão

Dimensões 4,70 m de diâmetro e 3,75 m de altura (parte ativa)




Elementos combustíveis no núcleo (cerne) de um reator BWR


Elementos combustíveis no núcleo (cerne) de um reator BWR


- Vaso de pressão

Material Aço carbono revestido internamente por uma camada deaço inoxidável

Dimensões 6,05 m de diâmetro interno, 21,6 m de altura e 152 mmde espessura total de parede

- Água no sistema de refrigeração primário

Pressão 72,5 atm

Temperatura de entrada (líquida) 269 0C

Temperatura de saída (vapor) 286 0C



- Eficiência térmica geral

Aproximadamente igual a 33%

- Sistema de refrigeração secundário

Resfria e condensa o vapor de água após este haver passado pelaturbina, utilizando a água do mar ou de um rio

- Utilização de reatores BWR em todo o mundo

Segundo tipo de reator nuclear mais utilizado em todo o mundo, comtecnologia desenvolvida desde 1957



6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi Panorama geral das usinas nucleoelétricas no Japão em 2010

- 54 usinas nucleoelétricas operacionais (30 BWR e 24 PWR)


- Responsáveis por 29% da energia elétrica gerada no País

Central Nuclear Fukushima Daiichi

- Constituída por seis usinas BWR inauguradas entre 1970 e 1979


- Usina 1 460 MW elétricos

- Usinas 2, 3, 4 e 5 784 MW elétricos cada

- Usina 6 1.100 MW elétricos









- Localização dos elementos combustíveis nas usinas em 11/03/2011

* Alguns poucos elementos combustíveis usados na usina 3 contêm óxido misto (MOX),

em que 235U é substituído por 239Pu como principal nuclídeo físsil

Usina 1 2 3 4 5 6

Cerne 400 548 548 548 764

Piscina

(Gastos)292 587 514 1331 946 876

Piscina

(Usáveis)100 28 52 204 48 64


Terremoto ocorrido no Japão em 11/03/2011

- Magnitude 9 na escala Richter (M = 9)

- Estimativa da energia total liberada

log E = 11,4 + 1,5.M log E = 24,9 E ≈ 7,94.1024 erg ≈ 7,94.1017 J

equivalente à explosão de aproximadamente 193 milhões de toneladas de

trinitrotolueno (TNT)

- Quarto maior registrado no mundo e aquele com magnitude mais elevada

a atingir o Japão até hoje


Sequência provável de eventos do acidente

- A Central Nuclear Fukushima Daiichi está localizada a aproximadamente

160 km do epicentro do forte terremoto ocorrido em 11/03/2011

- No dia em que ocorreu o terremoto, as usinas 1, 2 e 3 estavam em pleno

funcionamento, enquanto as usinas 4, 5 e 6 estavam desligadas para ma-

nutenção



- Ao serem atingidas pelas primeiras ondas sísmicas, as usinas 1, 2 e 3

desligaram imediata e automaticamente, conforme estabelecem normas

de segurança em caso de emergência

- Todas as usinas da central nuclear resistiram aos violentos abalos sem

sofrer grandes danos estruturais, conforme especificação de projeto

- Falta de energia elétrica atingiu toda a região, inclusive a central nuclear

- Sem energia elétrica, não foi possível acionar as bombas de refrigeração

do circuito destinado a remover o calor decorrente do decaimento dos pro-

dutos de fissão radioativos acumulados no combustível nuclear

6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi Sequência provável de eventos do acidente

- Estimativa da potência decorrente do decaimento dos produtos de fissão radioativos, cerca de 10 segundos após o desligamento das usinas 1, 2 e

3

* Usina 1 (inaugurada em 17/11/1970 – 2ª usina mais antiga do Japão):

* Usina 2 (inaugurada em 24/12/1973):

* Usina 3 (inaugurada em 26/10/1974):

térmicosMW 56 térmicosMW 1394 coselétri MW 460 4 P 33 pf %%





- Tsunami com altura em torno de 14 metros atingiu a central nuclear, cujo

projeto previa uma altura máxima de 5,7 metros


- A devastação causada pela tsunami tornou completamente inoperantesos geradores a óleo diesel que forneceriam energia elétrica para acionar obombeamento de água nos circuitos de refrigeração de emergência

- Os geradores a óleo diesel foram afetados tanto por danos diretos quanto por falta de combustível, que foi carregado pela enxurrada

- As baterias utilizadas para substituir os geradores esgotaram-se depois de algumas horas em funcionamento

- A refrigeração insuficiente no núcleo (cerne) do reator fez a temperatura do combustível nuclear aumentar até atingir valores bem acima dos usuais

- Na superfície externa do revestimento das varetas combustíveis, feito deZircaloy-2, a temperatura, que em condições usuais de funcionamento da usina perfaz 330 C em média, superou 1000 C em diversos pontos


- O revestimento das varetas combustíveis, feito de Zircaloy-2, excedeu a temperatura de 1204 C, aumentando muito a velocidade da reação quími-ca entre zircônio e vapor de água

Zr + 2 H2O ZrO2 + 2 H2

que além de acelerar a corrosão do revestimento em si, facilitando o vaza-mento de produtos de fissão radioativos, produz hidrogênio, acarretando orisco adicional de explosão química

- Durante manobra para liberação controlada de vapor de água visando di-minuir a pressão demasiadamente elevada no núcleo (cerne) do reator para evitar a ruptura do vaso de pressão (o que liberaria grande quantidadede produtos de fissão radioativos para o meio ambiente), acumulou-se hidro-gênio na contenção, o qual atingiu proporção em volume entre 4% e 75% ao misturar-se com o ar



- Fração volumétrica de H2 na contenção dausina em função da fração de Zr que reagiuquimicamente no núcleo (cerne) do reator:

a) BWR, Mark I e Mark II, 8.500 m3

b) BWR, Mark III, 42.500 m3

c) PWR, Ice condenser, 35.400 m3

c) PWR, Subatmospheric, 52.400 m3

d) PWR, Dry, 56.600 m3

e) PWR, Dry, 99.100 m3



- Na contenção, hidrogênio reagiu quimicamente com o oxigênio do ar

2 H2 + O2 2 H2O

de maneira explosiva e liberando a elevada energia de 286 kJ/mol

- Explosões de hidrogênio destruíram parcialmente a contenção da usina 1

em 12/03/2011 e a contenção da usina 3 em 14/03/2011



- Explosão de hidrogênio ocorrida na usina 2 em 15/03/2011 danificou a

câmara de supressão localizada na base do reator


- A temperatura do revestimento das varetas combustíveis, em decorrênciada refrigeração insuficiente no núcleo (cerne) do reator, continuou aumen-tando até atingir 1800 C, ponto de fusão do Zircaloy-2, que após derretidoapresenta a propriedade de dissolver localmente o combustível nuclear só-

lido constituído por dióxido de urânio (UO2) em até 40%

- Degradação do núcleo (cerne) do reator agravou-se consideravelmente,

mesmo a temperaturas bastante inferiores ao ponto de fusão tanto do UO2

(2730 C) quanto do B4C das barras de controle (2375 C)

- A presença de produtos de fissão radioativos voláteis (137Cs, 134Cs, 131I) detectada no meio ambiente constitui mais uma evidência da degradação severa do núcleo (cerne) do reator das três usinas afetadas pelo acidente

- Estima-se que 55% do núcleo (cerne) da usina 1, 35% do núcleo (cerne)da usina 2 e 30% do núcleo (cerne) da usina 3 tenham sofrido danos



- Antecedente histórico Acidente de Three Mile Island, ocorrido em 1979 nos EUA, no qual houve degradação severa do núcleo (cerne) de um reatorPWR causada por perda de refrigeração 1 – Bocal de entrada 2B

2 – Bocal de entrada 1A

3 – Cavidade

4 – Fragmentos do cerne soltos

5 – Crosta

6 – Material que derreteu durante o acidente

7 – Fragmentos acumulados no pleno inferior

8 – Região possivelmente depletada em urânio

9 – Tubo-guia de instrumentação desgastado

10 – Buraco na placa defletora

11 – Superfícies internas revestidas com o material que derreteu

12 – Danos na placa de suporte superior


- Nenhuma das três usinas afetadas pelo acidente sofreu ruptura do vaso de pressão e da estrutura de concreto que o envolve e, portanto, a imensamaioria dos produtos de fissão radioativos permanece confinada dentro do vaso de pressão do reator de cada usina

- Em decorrência de danos na câmara de supressão da usina 2 e no pleno inferior do vaso de pressão da usina 1, um grande volume de água com

al-ta concentração de produtos de fissão radioativos e solúveis (137Cs, 134Cs,131I) vazou nestas usinas para o piso e para o edifício da turbina

- A degradação do núcleo (cerne) dos reatores das três usinas afetadas é um fator que contribui para reduzir a eficácia dos procedimentos emergen-ciais de refrigeração, que consistem em usar energia elétrica externa para injetar água dentro do vaso de pressão a uma taxa em torno de 7 m3/hora

- Nas três usinas acumulou-se, notadamente nos respectivos edifícios dasturbinas, um total de quase 70 mil toneladas de água contaminada


- A usina 4, inaugurada em 24/02/1978 e cujas características de projeto são idênticas às das usinas 2 e 3, embora desligada para manutenção no dia em que ocorreu o terremoto, sofreu pane de refrigeração na piscina do combustível usado, onde se armazena tanto os elementos combustíveis gastos quanto os elementos combustíveis que ainda poderão ser usados no reator


- A pane de refrigeração na piscina do combustível usado da usina 4 cau-sou aumento de temperatura da água contida na instalação

- Parte considerável da água contida na piscina do combustível usado da usina 4 evaporou

- Em diversos pontos do revestimento das varetas combustíveis dos ele-mentos armazenados com maior tempo de uso no reator e menor tempo decorrido desde a retirada do núcleo (cerne) do reator, a temperatura ex-cedeu 1204 C, aumentando a velocidade da reação química entre zircô- nio e vapor de água, conforme descrito anteriormente

- O hidrogênio gerado na reação química entre zircônio e vapor de água acumulou-se na contenção até atingir proporção em volume entre 4% e 75% ao misturar-se com o ar e reagir quimicamente de maneira explosi-va com o oxigênio, conforme descrito anteriormente


- Explosão de hidrogênio destruiu parcialmente a contenção da usina 4em 15/03/2011

- A evaporação da água da piscina do combustível usado expôs a partesuperior dos elementos combustíveis armazenados diretamente ao ar

- A convecção natural no ar foi insuficiente para evitar sobreaquecimentodos elementos combustíveis armazenados com maior tempo de uso noreator e menor tempo decorrido desde a retirada do núcleo (cerne) doreator

- Em diversos pontos do revestimento das varetas combustíveis dos ele-mentos armazenados com maior tempo de uso no reator e menor tempodecorrido desde a retirada do núcleo (cerne) do reator, a temperatura

ex-cedeu 1000 C em contato direto com o ar


- O zircônio componente do revestimento das varetas combustíveis nestes pontos queimou ao ar, reagindo mais rápido com o nitrogênio do que como oxigênio, fornecendo uma mistura de nitreto, óxido e óxido nitreto

7 Zr + 3 N2 + 2 O2 2 ZrN + ZrO2 + 2 Zr2ON2

- Especula-se que um incêndio deste tipo tenha ocorrido durante cerca deduas horas em 15/03/2011 na piscina do combustível usado da usina 4

- Caso tenha efetivamente ocorrido, o incêndio na piscina do combustível usado da usina 4 contribuiu significativamente para liberar produtos de fis-são radioativos nas áreas próximas da central nuclear

- Por envolver combustão de material pirofórico (no caso, o zircônio), estetipo de incêndio é classificado como Classe D, requerendo uso de pó seco especial para ser extinto

- Um incêndio deste tipo é absolutamente inédito em usinas nucleares


Reações químicas que podem ocorrer entre zircônio, vapor de água e ar em temperaturas maiores que 1000 C:

Zr + 2 H2O ZrO2 + 2 H2 Risco de explosão (!)

7 Zr + 3 N2 + 2 O2 2 ZrN + ZrO2 + 2 Zr2ON2 Risco de incêndio (?)

6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi Raio de exclusão

- A população residente num raio de 10 km em torno da central nuclear foievacuada assim que surgiram os primeiros problemas de refrigeração nasusinas 1, 2 e 3

- Após a explosão de hidrogênio na usina 1, ampliou-se o raio de exclusão para 20 km em torno da central nuclear e incentivou-se a saída voluntária da população residente entre 20 km e 30 km da central nuclear

- Cerca de dois meses após o início do acidente, o limite externo da região na qual incentivou-se a saída voluntária foi estendido para 40 km em torno da central nuclear

- Cidadãos dos EUA e Reino Unido foram instruídos pelas respectivas em-baixadas a observarem um raio de exclusão de 80 km em torno da central nuclear

- A cidade de Tóquio está situada a 240 km da central nuclear

6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi Raio de exclusão

6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi Deposição acumulada de 137Cs e 134Cs (Bq/m2) em 29/04/2011

6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi Fotos das usinas danificadas


Fotos das usinas danificadas








Classificação provisória do acidente segundo a INES


Classificação provisória do acidente segundo a INES

- INES Escala Internacional de Eventos Nucleares e Radiológicos

- Estabelecida na atual versão em 2008 pela AIEA

- Gradação com níveis entre 0 a 7 em ordem crescente de agravamento

- Usinas 1, 2 e 3 Nível 7 – Acidente Grave

- Usina 4 Nível 3 – Incidente Sério

- Liberação de radioatividade para o meio ambiente estimada em cerca de

15% da registrada no acidente de Chernobyl, ocorrido em 1986 na Ucrânia

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ACIDENTE NUCLEAR NO JAPÃO Dr. Luís Antônio Albiac Terremoto 2011 Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN/CNEN-SP)