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INSTITUTO DE PESQUISAS ENERGÉTICAS E NUCLEARES SECRETARIA DA INDUSTRIA, COMÉRCIO. CIÊNCIA E TECNOLOGIA
AUTARQUIA ASSOCIADA À UNIVERSIDADE DE SAO PAULO
PREVISÃO ÛA DEMANDA DE TRANSPORTE DE MATERIAIS RADIOATIVOS PARA O PROGRAMA NUCLEAR BRASILEIRO E OS
ASPECTOS DE SEGURANÇA
NELSON LEON MELDONIAN
Dissertação apresentada ao instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares como parte dos requisitos para obtsnção do grau de "Adestre na Area de Reatores Nucleares de Pctònoia e Tecnologia do Oombustívei Nuclear"
Orientador Or Rolierto Yoshiyuti Hukai
Sãa Paulo 1979
I N S T I T U T O DE PESQUISAS ENERGÉTICAS E N U C L E A R E S
Secretoria da Industrio, Comercio, Ciencia e Tecnologio
Autarquía associado a Universidode de Sõo Poulo
PREVISÃO DA DEMANDA DE TRANSPORTE DE MATERIAIS RADIOATIVOS PARA O PROGRAMA NUCLEAR BRASILEIRO E OS ASPECTOS DE SEGURANÇA
Nelson Leon Meldonion
Dissertação apresentado oo Instituto de
Pesquisas Energéticos s Nucleorss cg
mo porte dos requisitos poro obtenpOo
do grau de iMestre" no Área de Reo
tores Nucleares de Potencio e Tecno
logia do Combustível Nuclear
Orientador Dc ROBERTO YOSHIYUTI HUKAI
SAO PAULO
1979
( N S T i T u i o r e P E S O U ^ A C , F N J F R C . E - ^ I C S E N U C L E A R E S
I P E N
/ l o s r/ipus PUTj keqham e Arahalous
A mtnha e'^posa Magda
A iiinha irnn ''>u¿ana
Dedzaamos 09 n o ^ s p " aqvadeazmentos ao Profes
sor Dr Roberto Yo'íhii/utt llukai , pela orientação, p3t-ímulo e
arm zade dt •?pen"ada'^ no tran correr de"} a pesquisa
Ao^ Profe^^orc^ Dr Rui Rtbetro Franco, Dr
Gtan Marta A A Sordt, Dr Chzhtro KtPuahz, Dr Wzllvem J
Oosterkamp pelas "uqestoe'i e en'^i namentos dispensados
Ao'^ Coleqa Alerandre Alberto doa Anjo'JjGra
atete Pedro Stmões, Cyro Tettt Inokthara, hrnesto Osvaldo Ve_
nezta, Fuqêmo da i'otta Stnger de^te Inbtttuto, pela colabo
ração e pela'? ^uqatoes prestada no decorrer desse trabalho
Ao Pessoal da Btbltoteca, em espeatal ao Sr
Lutz Attlto Vtcenttm, '5rta liclena Yo^-hte Kawagucht, Srta
Marlene imte Atbe e 1 Srta Thieln Aborda pela elaborarão da'3
rpfcrcnci7'^ o colaboração na pc qui a hibltoqrãftca
Ao Departamento Nac tonai de F trada'' de Ro -
dagem - 8^ Dtstrtto ^odovtãrto federal (DNER), pelo auxilto
no levantamento de dados sobre os actdentes rodovtártos
A Ferrovta Paulfta (PI PASA), pelo auxilio no
levantamento de dados sobre os aci dentes ferroviarios
A Srta Creusa '^íoretra Diniz pela coordenação
e elaboração dattlografiaa
Finalmente, ã todo^ qur direta ou indireta -
mente colaboraram ne^'sa pesquisa, o s nossos agradecimentos
c; i' n p I o
No cic]o do coíPbustível nuclear, são produzi_
dos os mais diversos materiais radioativos que devem ser
transportados de nodo a promover a integração das suas uni_
dades que compÕo o ciclo
Foram feitas considerações sobre as caracte
rísticas de transporte destes materiais radioativos para
cada seguimento do ciclo baseadas na experiência adquirida
por diversos países e nas normas da Agência Internacional
dc Fnergia tônica
Foi feita u m provisão da demanda do transpor
te até o ano 2 010, para o Programa -Juclear Brasileiro no
tocante ã quintidado do materiais radioativos gerados em
cada seguiironto do ciclo c a ruantidode dc veículos ncccssá
n o s para loconorño desses iPitcriTi*"
M g u n is-no tr do scgunnr - i foram abordados
e, em particulai , a estimativa c'o rúmcro de acidentes para
os anos 2 000 c 2 010 ^"stinou-so a nrobabilidade dc aci -
dentes om rodovias o f orrovi a»- brasileiras em ronoaração
con as americans
r B T p A c T
In the nuclear fuel cycle, a lot of ra -
dioactive materials are produced Those radioactive mate
rials must be transported in order to promote the integra
tion of the fuel cycle units
Considerations about the transport charac
teristfcs of radioactive materia] were made for each sec
tion of the fuel cycle These considerations were based on
the eypcrionco of several countries and m accordance with
the International Atomic Fnerqy T^goncy regulations
\ prediction of transport demands for the
Brazilian Nuclear Program until year 2 010 v/as made The
prediction refers mainly to the quantity of radioactive
material produced m each section of the cycle the quanti
ty of vehicles needed for the transport of these materials
lèverai safety aspects were considered
specially, the accidents predictions for years 2 000 and
2 010 The accident probability m Pra^ilian railrods and
highways was compared with that of the U ^ /
í D I C b
pag
1 INTPODUÇÃO 1
1 1- Objetivos 3
1 2- Disposição do< Resultado"^ Aprosontados 4
1 3- Revisão Bibliográfica 5
2 IDrNTII ICAPÃO DOS nAILRIAlS IU\DT0ATTV0S PARA
TRANSPORTr 21
2 1 - 0 Ciclo do Combustível Nuclear 21
2 1 1 - Alternativa I Operação sem Reciclagem
do Urânio e do Plutonio 22
2 1 2 - Alternativa II Operação com a Reciclagem
do Urânio 23
2 1 3 - Alternativa III Operação com a Reciclagem
do Urânio e Plutonio 27
2 2- Descrição do Ciclo do Combustívo] do Peator
Tipo LUR 27
2 2 1- Mineração 29
2 2 2- Beneficiamento Ouímico do hmério do Urânio 30
2 2 3- Produção de Hexafluoreto de Urânio 33
2 2 4- Enriquecimento Isotópico do Urânio 37
2 2 5- Fabricação do Llemonto Combu-^tível 39
2 2 6- Irradiação no Reator 40
2 2 7- Reprocessamento do Combustível Irradiado 44
2 3- Tipos de ¡ 'ateríais Radioativos 50
2 3 1- Refeitos radioativos 52
2 3 1 1 - Rejeito Radioativo do Alta Atividade 54
2 3 1 2 - Rejeitos Radioativos Contaminados com
rlomentos Transurânicos 63
2 3 1 3 - Rejeito Radioativo de Paixa Atividade 67
Pag
2 3 1 4 - 0 Plutonio como ^ejeito 58
2 3 2 - 0 Armazenamento do Combustível Irradiado 70
3 TRANSPORTE DP MATERIAIS PADI0A1IV0S 73
3 1 - Tipos de Transporte 76
3 2 - Normas e Requisitos para o /-icondicionamento de
Materiais Radioativos 7 8
3 2 1- Requisitos para os Embalados contendo Mate
riais Físseis 83
3 2 2 - Métodos de Lmpacotamento 07
3 3 - Aspectos de 'Segurança " 138
3 3 1 - Salvaguardas Contra Atos de Sabotagem 140
4 PREVISÃO DA DEMANDA DE TRANSPORTE 152
4 1 - Hipóteses e Parâmetros Adotados 153
4 2 - Obtenção dos "osultados 170
4 3 - Resultados Obtidos 173
5 AVALIAÇÃO DA SEGURANrA DO SISTEMA DF TRANSPORTE
NO BRASIL 190
5 1- Introdução 191
5 2 - 0 Transporte Ferroviário de Carga 196
5 3 - 0 Transporte Rodoviário de Carga 202
5 4 - Estatística dos Acidentes de Transporte 207
5 4 1 - Estatística de Acidentes para Veículos Po-
doviãrios 209
6 CONCLUSÕES E SUGFSTÕFS 22 3
6 1 - Conclusões 223
6 2 - Sugestões para Futuros Trabalhos 231
7\PrNDICE A - TABELAS 233
Paq
APÉNDICE B - AÍÍALISE D E CPITfRIOS 1 1 USO OU
PROPOSTOS PARA CLASSIFICArAO D F
REJEITOS RADIOATIVOS 2 41
B 1- Estado Atual da Classificação do Rejeito
Radioativo 2 4 2
B 1 1- Rejeito Sólido 2 4 3
B 1 2 - Rejeito Líquido 2 4 4
B 1 3- Rejeito Gasoso 2 4 6
B 2- Classificações Propostas 2 4 6
B 2 1 1- Rejeitos Líquidos e Gasosos 2 4 8
B 2 1 2- Rejeitos Sólidos 2 4 9
P 2 2 - Classificação Proposta pela "USASI" 2 5 1
P 2 3- Classificação Proposta pela Aqência Inter
nacional de Fnerqia Atômica 2 5 3
P 2 3 1- Rejeitos Sólidos 2 5 4
P 2 3 2- Rejeitos Líquidos 2 5 6
B 2 3 3- Rejeitos Casosos 2 5 7
B 2 4- Classificação Proposta por Gera com Base
em Termos Correntes 2 5 8
B 2 4 1- Rejeitos de Alta Atividade 2 59
P 2 4 2 - Pejeitos de Baixa Atividade 2 6 0
E 2 4 3- Rejeitos Emissores a 2 6 0
B 2 4 4- Rejeitos Devidos ao "Desencam.isamento"
dos I lementos Combustível^" 2 6 1
B 2 4 5- Rejeitos de Nível Intormodiãrio 2 6 1
P 3- A Classificação Adotada Neste Lrabalho 2 6 2
A P C N D I C E C - ?1o(c]os de Relatórios dc ''Ncidentes
Rodoviários e Forroviários 264
R E F F R C N C I A S piPLiorp / r i C A S 2 7 1
LISTAS DAS riGUR/vS F TAPÓLAS
Pag
riG 2 1- Alternativa I- Cxclo do Combustível Nuclear
sem Reciclagem do Urânio e de Plutonio 24
riG 2 2- Alternativa II- Ciclo do Combustível Nuclear
com 1 cciclagcm do Urânio ?6
riG 2 3- Alternativa III- Ca cio do Combustível Nu -
clear com Reciclagem do brânio e Plutonio 28
riG 2 4- Fstágio de um Processo típico empregado em
Unidade de Beneficiamento químico do Miné-'
n o de Urânio 32
FIG 2-5- Processo I- Processo de Ilidrofluoração em
pregado para a Conversão do concentrado de
Urânio era Hexafluoreto de Urânio 34
FIG 2 6- Processo II- empregado para a conversão do
concentrado de Urânio em Hexafluoreto de
Urânio 35
FIG 2 7- rtapas de Tratamento do Combustível Irra
diado 46
FIG 2 8- Alternativas para as Operações Preliminares
na Unidade dc Reprocessamr nto 47
FIO 9 9- Fsquema de um Processo lípico dc Fxtração
utilizado para Purificar o U o o Pu 51
FIG 2 10- Lstãgio de Tratamento do Rejeito de Alta
Atividade S5
FIG 2 11- Processo de ""olidificnrão dc Rejeito LÍqu_i
do de alta atividade 58
FIG 2 12- Sistema de Pemocão de Cilor do Tanque de
Fstocaqcn Provisória dos Pccepiontes con
tendo PejG3to Radioativo dc Alta Atividade 62
1AB 3 1- Lini to do Conteúdo para o r-nh-alado Tipo A 82
FIG 3 1- í^tcipiontc para o iransporte de Elementos
Combustíveis não Irradiados 93
TAB 3 2- Radioatividade Total do Combustível Irradia
do (Cl) 9 6
i N f e t l T U l O O E P E S O U í R i Ê - I C S í N U C L E A R E S
I P E N _ _ _ _ _
Paq
TAB 3 3- Quantidade Total dc Calor Gerado no Con
bustível Irradiado (latts)
FIG 3 2- Casco para o Transporte dc rlomentos
Combustíveis Irradiados
FIG 3 3- Vaqão Plataforma acoplado para o Trans
porte de Cascos contendo Flomontos Com
bustíveis Irradiados
TAB 3 4- Cascos para Combustíveis Irradiados
FIG 3 4- Recipiente Cilíndrico Típico para o
Acondicionamento de Pejcito Padioativo
de Alta Atividade
FIG 3 5 - Corte Longitudinal e Transversal de um
Projeto Conceptual de um Casco contendo
Recipientes para os Rejeitos de Alta Ati_
vidade
TAB 3 5- Principais Fmbalagens Tipo P que podem
ser usadas no Transporte do Material de
Desencamisamento
TAB 3 6-
FTG 3 6-
Propriedade dos Isótopos do Pu e 241 Am
Enbalaqem "fin" para o Transporto de Urâ
nio ou Plutónio ^'otálico
FIG 3 7- Vaso de Pressão com Pccipientes conten
do FUO2 en Põ
FIG 3 8- Recipiente Protetor contendo um Vaso
de Pressão utilizado no Transporte de
Plutonio
FIG 3 9- Recipiente Típico para o Transporte do
Kr
FIG 3 10- Sistema Generalizado de Comunicação
FIG 3 11- Sistema de Comunicação utili7ando Rádio
con Freqüência Altas
FIG 4 1- Previsão da Capacidade Nuclear a ser In£
talada no Brasil até o ano 2 000 (Fonte
NUCLLBPJ^S)
98
101
102
103
111
113
122
126
128
130
131
137
149
151
156
Pag
TAB 4 1- Relação entre o Número do Reatores e a
Capacidade Nuclear a ser Instalada 157
riG 4 2- Previsão da Capacidade Nuclear a ser
Instalada no Brasil até o ano 2010 ,
segundo as Hipóteses e Parâmetros ado
tados 159
TAB 4 2- Características da Usina Nuclear 160
TAB 4 3- Requisitos do Ciclo do Combustível 160
TAB 4 4- Constantes para o Pojeito Gerado nas
Unidades do Ciclo do Combustível 162
FIG 4 3- íúmoro de Veículos Ilocossários para o
Transporto do Concentrado dc Urânio 176
FIG 4 4- Número de Veículos Necessários para o
Transporte do UF^ Natural 177
FIG 4 5- Número de Veículos Necessários para o
iransporte do UF^ Tnriquecido 178
FIG 4 6- Número de Veículos Necessários para o
Transporte dos Conjuntos dos I lemontos
Combustíveis Fabricados 179
FIG 4 7- Múnoro ""o 'cíenlo N co ñrios para o
Transporte do Rejeito Gerado na Unida
de de Conversão em UF ^ pelo Processo a
« oco 180
FIG 4 8- Número do Veículos docessarios para o
Transporte do Rejeito gerado na Unidade
de Conversão era UF^ f:>elo Processo Cmido 181
FIG 4 9- Número de Veículos rccc-sários para o
Transporte do Pejeit-^ Gerado na Unidade
do ]nnquocimento loOtópjco 182
FIG 4 10- Número de Veículos Necessários para o
Transporte do Rejeito Gorado na Unidade
de Fabricação dos riom.ontos Combustíveis 183
Pag
FIG 4 11- iNiúmoro cie Cascos Necessários para o
Transporte dos Conjuntos de Flemen-
tos Combustíveis Irradiados 184
FIG 4 12- Número de Veículos Rodoviários ou
Ferroviários Necessários para o Tran£
porte do Rejeito Gerado na Central Nu
clear 185
FIG 4 13- '"íúmero dc Veículos Necessários para o
Transporte do Pojeito de Paixa Ativi
dade Gerado na Unidade de Reprocessa
mento 186
FIG 4 14- Número de Cascos Necessários para o
Transporte do Rejeito de Alta Ativi
dade Gerado na Unidade de Reprocessa
mento 187
FIG 4 15- Número de Cascos Necessários para o
Transporte do Pejeito Contaminado com
Elementos Transurânicos, gerado na Uni
dade de Reprocessamento 188
FIG 4 16- Número de Recipientes Necessários pa
ra o Transporte do Plutonio Gerado 189
TAP 5 1 - Evolução do Trâfeno de Plercadorias no
Brasil (em bilhões de toneladas-quilô
netro) 193
1AB 5 2 - Composição da Malha Forrova Úria Prasi_
leira Distribuído soijundo Princi -
piis Ferrovias 196
TAB 5 3- Situação Financeira das Ferrovias Bra
silciris 198
TAB 5 4- Distribuição Internoda] dos Transpor
tes para os Principai'=' Países 2 0 0
lAB 5 5- Evolução da Fede Rodoviária nacional
(en 1 n) 2 0 2
TAB 5 6- Compararão entre Países di ""jp Qs
vimentadas 20 3
Pag
TAB 5 7- Volumo '^édio Diário (1978) de Cate
gorias de Veículos Trafegando na
Rodovia Presidente Dutra 212
TAB 5 8- Acidentes na Rodovia Presidente Du
tra (trecho paulista) 1978 213
TAB 5 9- Acidentes Envolvendo Veículos de
Carga na Dutra e suas Conseqüências 214
TAB 5 10- Wúmero de Acidentes com Veículos de
Carga por Dia da Semana no Irecho
Paulista da Via Presidente Dutra 215
TAB 5 11- Probabilidade de Acidente por Veí
culo km \ 216
TAB 5 12- Classificação das Vias da rPPASA 217
lAB 5 13- lalha Ferroviaria da riPASA, Dis -
tribuida Segundo Cateciorias 218
TAB 5 14- Acidentes com Trens dc Caraa nas
7 Regiões 219
TAB 6 1 - Estimativa do Número de Acidentes Podoviârios e Ferroviários nos anos
2000 e 2 010 228
TAB 6 2- Llúmero de Acidentes anuais de extre
ma Severidade nos anos 2 000 e 2 010 229
A 1 - Número de Veículos Necessários para o
Transporte do U^O^^ 2 3 4
A 2- Número de Veículos Necessários para o
Transporte do UF^ de Urânio natural 234
A 3- Número de Veículos Necessários para o
Trans¿)orte do UF-. de Urânio Enriquecido 235
A 4- Número de Veículos Ncccssárjos para o
Transporte dos Conjuntos de Elementos
Combustíveis Fabricado"^ 23 5
pag
A 5 - Múraero de Veículos Necessários para o
Transporte do Rejeito Produzido na Uni
dade de Conversão a UF^ por Via Seca
(Processo "Dry")
A 6- Número de Veículos Necessários para o
Transporte do Rejeito Gerado na Unida
de de Conversão a UFg por Via Omida
(Processo "VJet")
A 7- Número de Veículos Necessários para o
Transporte do Rejeito Gerado na Unidade
de Enriquecimento Isotópico
A 8- Número de Veículos Necessários para o
Transporte do Rejeito Gerado na Unidade
dc Fabricação dos Elementos Combustíveis
A 9- Número de Cascos Necessários para o Tran£
porte dos Conjuntos de Elementos Combus -
tíveis Irradiados
236
236
237
237
238
A 10- Número de Veículos Rodoviários ou Ferro
viários necessários para o 'Iransporte de
Rejeitos Gerado na Usina Nuclear 238
A 11- LNjúmcro dc Veículo"-- Mcccssário'" pára o
transporto do Pejeito de Paixa Ativida
de Gerado no Peprocessamento 239
A 12- Número de Casco"^ Necessários pari o Trans^
porte do Rojcito de 1 La Ztividade Gerado
no Peprocessamento 239
A 13- LNÍÚmoro tic Cascc^- Necessário pira o Irans
porte do Iejeito Contarinioo com Elementos
Tiansurânicos Gerado na Umcade dr Rcpro -
cessamento 240
A 14- Núnero de Recipientes necessário-^ para o
Transporte do Plutonio Gerado 240
I B i l T U O LL PtSOU I P E N
R E IC o E N U C L E A R E S
Pag
B 1- Classificação do Rejeito Padioativo Solido 243
FIG B 1- Classificação do Rejeito Radioativo
líquido em Diversos Países ?44
B 2- Gamas dc Atividades para o Rejeito Radioativo
Líquido 246
B 3- Categorias dos l^ejeitos Líc[uidos e Gasosos 247
B 4- Categorias dos Rejeitos '"olidos com Paso na
Atividade e Pleia-Vida 249
B 5- Categorias do Trejeito Solido de Acordo com
os índices de Radiação 250
E 6- Valor do Coeficiente K de Acordo com a Sec-
ção do Pejeito ou Embalagem 250
P 7- Classificação dos Rejeitos , segundo a
"USASI" 251
B 8- Categorias para o Pejeito Sõlido 256
' 9- Categorias para o Rejeito I íquK^o 257
B 10- Categorias para o Rejeito Ga'-osn 258
1 INTRODUÇÃO
Com a persoectiva de exaustão dos recursos hídricos na
Região Sudeste, a mais industrializada do País, e a inexis
tência nesta Região de outras fontes de energia disponl
veis para geração de eletricidade a médio prazo, o Governo
formulou um Programa Nuclear Prasilciro, como mcio de sus
tentação do programa de desenvolvimento econômico do País
A energia nuclear viria, deste modo, a complementar termi
camente, as nossas necessidades eneraêticas como usinas de
base
A operação d o ciclo do corljustível nuclear , associado
às usma-^ í t o n o - c létricas , produ? resíduos radioativos ,que
cevem ror ilvo^ d c uma admmi - trarão especial, onde m -
cluon-SG o seu tratamento, transporte e armazenamento,
além dos -ispocto"^ ambientais
O transporte de rateríais radioitivos forma, deste mo
do, um importante olo na indú<^tria nuclear, cxarrindo uma
solução para os sous problemas para viabilizar a indústria
nuclear em geral
O transporte d e materiais radioativos, embora represen
sente, aproximadamente , a p o n T - 1* a 3% do custo do ciclo
do combu tívol nuclear, a m d n a ' ^ i m , o> i go a existencia de
uma mfraostrutura e mvestimontc dr capital considera
veis Por exemplo , dado o Programa Nuclear Prasileiro ,
no ano 2010, espera-se uma demanda de 15 000 veículos es
pecialnente devotados para o transporte de materiais ra -
dioativos e uma infraestrutura associada cujos investi -
mentes totais devem superar U$100 milhões de dólares
Neste trabalho, procuramos determinar vários pontos -
que devem ser abordados com a implementação de uma infra
estrutura para o transporte de materiais radioativos Uma
analogia foi feita com o transporte de carga no Erasil, en
volvendo principalmente os materiais perigosos
A previsão da demanda de transporte apoiou-se no cál
culo preliminar dos volumes de resíduos gerados em todo o
ciclo do com}:>ustível e do material combustível necessário
para manter em operação as usinas nucleares A previsão -
foi foita até o ano 2004 baseado no Programa Nuclenr 'bra
sileiro conforme traçado pela Nuclcbrás e, deste ponto até
o ano 2010, considerando-se uma taxa de crescimento igual
a 8% ao ano sobre a capacidade nuclear instalada
Para obter-se a probabilidade de ocorrência de um ac_i
dente rodoviário ou ferroviário, e segundo sua gravidade ,
recorremos aos arquivos do Departamento Nacional de Psl ra
das do Rodagem (DNLR) e da Pcrrovia Paulista S/A (PEPA'A),
respectivamente Nestas instituiçõe'^ , consultando os re
latórios finais, processos e boletins de ocorrência dos
acidentes envolvendo veículos de carga no ano do 1978, no-
veis Por exemplo , dado o Programa Nuclear Prasileiro ,
no ano 2010, espera-se uma demanda de 15 000 veículos es
pecialnente devotados para o transporte de materiais ra -
dioativos e uma infraestrutura associada cujos investi -
mentes totais devem superar U$100 milhões de dólares
Neste trabalho, procuramos determinar vários pontos -
que devem ser abordados com a implementação de uma infra
estrutura para o transporte de materiais radioativos Uma
analogia foi feita com o transporte de carga no Erasil, en
volvendo principalmente os materiais perigosos
A previsão da demanda de transporte apoiou-se no cál
culo preliminar dos volumes de resíduos gerados em todo o
ciclo do com}:>ustível e do material combustível necessário
para manter em operação as usinas nucleares A previsão -
foi foita até o ano 2004 baseado no Programa Nuclenr 'bra
sileiro conforme traçado pela Nuclcbrás e, deste ponto até
o ano 2010, considerando-se uma taxa de crescimento igual
a 8% ao ano sobre a capacidade nuclear instalada
Para obter-se a probabilidade de ocorrência de um ac_i
dente rodoviário ou ferroviário, e segundo sua gravidade ,
recorremos aos arquivos do Departamento Nacional de Psl ra
das do Rodagem (DNLR) e da Ferrovia Paulista S/A (FEPA'A),
respectivamente Nestas instituiçõe'^ , consultando os re
latórios finais, processos e boletins de ocorrência dos
acidentes envolvendo veículos de carga no ano do 1978, no-
tamos um quadro que nos dá uma nocao do que ocorre nas ro
dovias e ferrovias brasileiras
A previsão da demanda de transporte associada a estes
aspectos do transporte de carqa abordados devem servir ,
acreditamos nós, como ponto de partida para estudo mais
amplos no campo da administração dos materiais radioativos,
principalmente no que tange a sua movimentação
1 1- Objetivos
Na elaboração deste trabalho, tivemos como meta dois
objetivos principais a previsão da demanda de transporte
e a avaliação da segurança do sistema de transporte no Bra
sil
A previsão da demanda de transporte nos dá condição -
de dimensionar o sistema em suas reais necessidades, além
de fornecer subsídios para a elaborarão de um programa de£
tinado a prever a capacidade ""os repositórios finais dos
materiais radioativos
A nvili-ição da segurança do sjstema de transporte no
Brasil, que entre outros aspectos envolve a probabilidade
da ocorrência de um acidente, possibilita a organização -
de uma m^ra-cstrutura dcstjmda a apoiar o transporte de
materiais radioativos no que concerne ã prevenção desses
acidentes
1 2 - Disposição dos Resultados Apresentados
A previsão da demanda de transporte está apresentada -
no Capitulo 4 , na forma de 1 4 gráficos, com as respectivas
Tabelas apresentadas no Apêndice A
A avaliação da segurança do sistema de transporte no
Brasil está no Capítulo 5, contendo diversas tabelas, grá
ficos e relações ilustrativas
O Capítulo 2 aborda temas fundamentais como as opções
de operação do ciclo do combustível, a identificação das
fontes produtoras de rejeito com a determinação de algumas
características, e processos de tratamento
No Capítulo 3 encontramos tópicos sobre a regulamenta
ção do transporto, limites de atividade para os embala -
dos, a caracterização de sistemas e tipos de embalagens
desenvolvidas em outros países que poderão ser utilizados
no Brasil
A revisão bibliográfica acha-se na secção seguinte,
proporcionando uma noção do que foi feito atê os nossos -
dias e o que se espera obter nos próximos anos.
O Apêndice B apresenta uma análise de critéiios em
uso ou propostos cara a classilicação de refeitos radioa
tivos, alem daquela por nós adotada neste trabalho
O Apêndice C nos mostra alguns modelos de relatórios
mensais, relatórios í m a i s de acidentes, telegramas de np
tilicação e boletins de ocorrência.
Finalmente, o Capítulo 7 apresenta a bibliograíia
consultada.
1 . 5 - Revisão Bibliográfica
Ao iniciarmos a pesquisa sobro os aspectos de transpor
te de materiais radioativos, levamos em consideração também,
os trabalhos que abordam o tiatamento e armazenamento do -
rejeito nucleai. Assim procedendo, notamos que, eraoora a
Agência Internacional de Energia Atômica tenha patroatnado
anenas duas conferências internacionais específicas sobre
esta matéria, encontramos m n n do de/ pub]icaçõe^ por
ela financiadas, versando sotare assuntos correlatos, de
onde pudemos tirar muitas informações
Além desses trabalhos, encontramos aquele^* patrocina
dos pela então Comissão de Pnergia Atômica Americana
(USAEC) com a cooperação da "Sandia Corporation" e " Union
Carbide Corporation, Nuclear División que embora não te
nham sido os únicos, tornaram-se, sem dúvida, do maior im
portância para o desenvolvimento das pesquisas na área do
transporte de materiais radioativos
Além das conferências internacionais, devemos somar
um grande número de relatórios elaborados nos diversos cen
tros de pesquisa em todo mundo que, sem dúvida, torna o
assunto rico em informações disponíveis
O nosso intento, nesta revisão, ao examinar a litera -
tura em disponibilidade, foi o de delinear a tendência se
guida nos trabalhos apresentados nas principais conferên -
cias internacionais
Fsta mesma situaç-ão não foi encontrada, quando nos di£
pusemos a pesquisar eventuais trabalhos que tratassem do
transporte de carqa no Brasil, tornando-se necessário re -
corrermos ao material publicado pelo ílmistério dos Tran£
portes por meio do "Jornal dos Transportes", bem como de
alguns relatórios emitidos pela Rede Ferroviária Federal ,
Ferrovia Paulista e também pelo Departamento Nacional de
Estradas de Rodagem, que, a bom da verdade, demonstra cia
ramente a escassez observada
Com o mício do programa de energia nuclear nos Esta
dos Unidos, em 1942, constatou-se que a liberação m d i s -
criminada dos sub-produtos radioativos no meio ambiente -
poderia trazer efeitos desastrosos para o homem Como con
sequência, resolveu-se adotar uma política abrangente em
relação ao gerenciamento dos materiais radioativos
Um fator que ajudou a formar uma consciência em tor
no da necessidade de se formular normas que governassem o
acondicionamento , estocagem e transportes de materiais -
radioativos foi a constatarão dos danos que o transporte -
inprópra o de produtos radioativos rom fmaliaades medicas
estava causando aos materiais fotográficos Assim, em
1946, tratou-se do rounir diversos grupos interessados pa
ra a elaborarão das normas auo diziam respeito a class tf i
cação e ao acondicionamento dos materiais radioativos/ 32/
Na década de 50, praticamente todo o transporte de
material radioativo era baseado nestas normas da Comissão -
de Comércio Interestadual (ICC- Interstate Commerce Commis
sion) , dos Estados Unidos da América, que, com o aumento -
do número de veículos era movimento c consequente aumento de
acidentes, começou a se mostrar ineficiente
En 19 57, com o registro dos acidentes ocorridos, pu
blicou-se um relatório contendo uma descrição dos mesmos,
onde notam-se principalmente os acidentes com veículos -
transportando líquidos /105/
Neste mesmo ano, encontramos trabalhos que já inclu
em tópicos que tratam de aspectos econômicos no transpor
te de materiais radioativos, como uma forma de preparação
de um estudo nais amplo que teria como finalidade traçar
as diretrizeo para o manuseio do rejeito de alta ativida
de Até então, as operações com o rejeito radioativo de
bai\a atividade apresentavam um rclitivo progresso, tanto
nos processos de redução de volume, quanto na avaliação
do custo de operação / 104/
Em 19 58, relacionando aspectos de segurança, com o
custo, Kl'JAPP / 58 /, apresentou em termos matemáticos a
seguinte igualdade Custo total = existo de transporte +
custo do contingência onde o custo de contigência é igual
a probabilidade de un incidente vezes o custo médio do
um incidente
Revelando a preocupação dos pesquisadores da época ,
DATIE / 5 / er seu estudo, também versou sobre segurança ,
chegando a conclusão que deveriam sor feitas análises so -
bro as consequências potenciais de uma liberação de mate -
n a l radioativo durante o transporte, bem como a adoção
de projetos de cascos que coJjrisson detalhes no manuseio
t ^ S T I T U G L t P F ^ Q U R E IC S E N U C L E A R E S
I P E N
em segurança de maneira mais específica que as apresenta
das pela "ICC" Como recomendação final, aconselhou a re
gulamentação no uso de escolta, como resultado das análi
ses de risco
Ainda no fanal da década de 50, com aproximadamente
3
7 100 n de rejeito de alta atividade armazenado em tan
ques subterrâneos, os Fstados Unidos tinham desenvolvido -
uma certa tecnologia neste setor, como podemos observar
no trabalho apresentado por P I L K E Y , P L A T T e ROHPJIANN /74 /
Porém, até então, não haviam tomado nenhuma decisão defi
nitiva quanto ao transporto e disposição final, pelo sim -
pies fato de não possuírem informações e tecnologia segura
para tal
Por apresentar menor dificuldade no seu manuseio, o
rejeito de baixa atividade, incluindo sólidos combustíveis,
materiais irradiidos no reator e líquidos solidificado- ,
não necessitou de desenvolvimento de embalagens sofistica
das, sendo acondicionado en tambores de aço ou mesmo adi
cionado ao cimento, formando blocos de concreto Vários au
tores apresentaram , como solução, a disposição deste re -
jeito de baixa atividade no mar em profundidades superio
res ã 1830 m Assim, temos o trabalho de S A D D I N G T O N E
TEI1PLFT0N 7 85 / o estudo de R O C E R S / 8 2 / e também de WAL-
D I C H U K / 106/ que acrescentou pesquisa sobre o desenvolvi
mento e comportamento das embalaqens usadas, considerando
aspectos ligados ã fauna marinha
10
No m í C I O dos anos 60, os trabalhos apresentados, jâ
demonstravam uma clara tendência dos autores na dedicação
a detalhes de engenharia, como conseqüência da experiên -
cia adquirida no decênio anterior RODCFR / 8 1 / apresentou
um trabalho descrevendo inúmeros processos de tratamento -
para os rejeitos de alta e baixa atividade, fazendo tam
bém uma estimativa do número de veículos que movimenta -
riam rejeitos radioativos nos Estados Unidos, nos anos de
1980 e 2000, além de calcular o custo médio de embalagens
grandes POMAROLA e SAVOUYAUD / 76 /, trataram da organiza
ção e equipamentos para operações de transporte perigosos
ou especiais, descrevendo as técnicas necessárias para es
tes casos
Em 1961, GLUECKAUE / 40 / resumiu as normas para -
transporte vigentes nos Estados Unidos e Inglaterra, comen
tando tambcm a situação em outros países Iste trabalho -
foi publicado pouco antes da divulgição das normas da Agên
cia Internacional de Energía Atômica (lAEA) , / 49 /, bem
como de trabalho^ complementares de alguns autores na área
de tratamento / 64 / ^ transporte / 33 /, também publica
dos pela Agência
Neste mesmo ano, ADLER / 1 /, / 2 / apresentou
dois estudos , onde investigou meios para tornar a remoção
do calor devido ao decaimento radioativo mais eficiente era
embalagens para o transporte de Cobalto-60 Sem dúvida, es_
te trabalho nos deu uma idéia da importância da remoção -
11
do calor das embalagens de materiais radioativos, que den
tro desta década tornou-se objeto de prolongados estudos
As embalagens para o rejeito radioativo de alta ati
vidade, passou a ser objeto de diversos trabalhos S/iN-
FORD / 86 /, fez algumas considerações e análises estru -
turáis sobre as forças estáticas necessárias para causar
danos sérios nas embalagens para o transporte dos elemen
tos combustíveis irradiados e soluções de produtos de fi£
são MORGAN, KNAPP e THOflPSON / 68 /, estudaram as possí
veis conseqüências e custos de um acidente no transporte
de materiais radioativos de alta atividade
A m d a em voga, a disposição do rejeito radioativo de
baixa atividade no mar mereceu a atenção de muitos pesqui_
sadores como POHL^IANN e PICKFTT / 75/ que publicaram um
trabalho tendo em vista estabelecer requisitos de projoto
para as embalagens e fazendo recomendações para a fabrica
ção de estruturas de concreto reforçado para acondicionar
o rejeito radioativo e outros aspectos ligados a área
STRAUB também referiu-se a disposição no mar e es
timou o custo no manuseio deste tipo de rejeito
Na metade dos anos 60, notamos o aumento de trabalhos
sobre o transporte de elementos combustíveis irradiados
SOUSSELIFR / 97/ estudou este assunto abordando problemas
de custo, sugerindo opções para a redução do mesmo BISHOP,
EGAN e ilARSIIALL / 8 / analisaram o desenvolvimento das
12
embalagens para os combustíveis irradiados na Inglaterra
salientando a importância da seleção de material de con£
trução , da verificação experimental dos cálculos de
blindagem e transferencia de calor, além dos problemas -
associados com a corrosão LANGIIAAR, AIKENS, RIGSTAD ,
WALCHLI e ZAIIN JR / 60/ elaboraram um estudo sobre o
projeto de cascos, levando em consideração as caracte -
rísticas do combustível, métodos de manuseio, requisitos
para condições normais de acidentes no transporte, e
mais um programa de testes MARCUS e ASYFE / 63 / relata
ram a experiência com o transporte do combustível nuclear
irradiado no continente europeu, relacionando o custo
desta operação, com a localização das unidades de repro -
cessamento
Apesar dos regulamentos adotados em diversos países,
e dos regulamentos então publicados pela Agência Interna
cional (1961 e 1964), notou-se o empenho dos pesquisado -
res em torná-las mais claras e abrangentes , principalmen
te no que se refere aos testes de impactos, testes térmi
cos e critérjos de projeto que incluíam problemas de cri-
ticalidade, blindagem e remoção de calor
Era seu trabalho, APPLLTON e GERVANT / 3 / observa
ram que na primeira edição dos regulamentos publicados pe
la Agência Internacional / 4 9 / foram encontradas defin_i
ções vagas e assim analisaram o desenvolvimento, a par -
tir desta, das normas adotadas nos testes na edição revi
sada de 1967 / 50 /
13
Conparando os nétodos propostos pela Agencia para os
testes com fogo, SOUSSELIER / 98 / afirmou, após experiên
cias com duas embalagens, que os testes com fogo em fornos
e a céu aberto produzem praticamente o mesmo resultado ,
tomando-se em consideração os efeitos como o do vento por
exemplo, com a diferença de que o primeiro método podo ser
padronizado com mais facilidade
No campo dos testes de impacto, CLARKF JR / 20 /obte
ve algumas informações para o projeto de cascos, por meio
de experiências com modelos reduzidos Não só devido ao al
to custo dos cascos, estes modelos reduzidos tornam - se
vantajosos, mas também na fabricação e observação das de -
formações devidas ao impacto Embora, alguns autores não
aceitem a opinião de CLARKL (op cit ) este afirmou que as
informações obtidas com estes modelos reduzidos podcricim
servir para predizer as deformações melásticas devida
ao impacto de cascos de tamanho normal, com razoável pre
cisão
As características do projeto do cascos, continuaram
a ser discutidos PETERSON /73 / abordou em seu trabalho ,
fatores econômicos e técnicos, analisando diferentes tipos
de cascos MALLETT / 62 / apresentou um trabalho, onde de£
tacou os testes a que são submetidas as embalagens para o
transporte de UFg, em Oak Ridge, demonstrando que as emba
lagens para materiais radioativos não irradiados, também
mereciam atenção dos pesquisadores
14
Nos encontros internacionais, realizados na segunda
metade dos anos 60, observou-se ainda que os programas de
testes continuaram a receber muita atenção, juntamente
com os trabalhos que visavam desenvolver os cascos para
o transporte dos elementos combustíveis irradiados Por
outro lado, já não encontramos amiúde, trabalhos que ver
sem sobre o acondicionamento e transporte dos rejeitos de
baixa atividade, pois esta técnica apresentava um razoá
vel grau de desenvolvimento, proporcionando resultados sa
tisf atónos
Com diversos grupos trabalhando independentemente nos
Lstados Unidos, vários estudos foram apresentados, sob ãn
gulos diferentes Assim, ROGPRS / 83/ com a experiência -
acumulada na recepção o armazenamento de conjuntos de ele
mentos combustíveis , teceu comentários a respeito do uso
de refrigerantes especiais e sua atividade, além de outros
aspectos que poderiam ser úteis na operação do sistema
Baseado nos inúmeros testes realizados com cascos de
diferentes características , SIIAPPFRT / 90 / organizou um
programa para desenvolver normis dc engenharia e um rotci_
ro para o projeto de cascos
O rápido desenvolvimento da indústria nuclear, mdica
va que novos estudos deveriam ser feitos em face de uma
nova situação, onde os principais problemas seriam a trans_
ferência de calor e a contenção em decorrência de potências
específicas, exposições e dimensões mais elevadas ,
15
S IITH / 95 / tratou deste assunto, analisando as raudanças
administrativas e de equipamento necessárias para uma devl^
da adautacão
Outro problema associado ao desenvolvimento da indús
tria nuclear era o aumento da quantidade de rejeito, fazen
do-sc necessário o uso do Gmbalaqon& com grandes capacida
des PFRSALL, MAJESKI e GEI-ÍMELL / 35 /, estudando as con -
sequências dos dados obtidos nos testes a que foram subme
tidas as enbalagens de concreto, concluíram que não seria
possível obter uma aprovação, pelos resultados insatisfa
tórios nos testos de perfuração A solução encontrada foi
a de adotar-se uma embalagem protetora exterior de aço,
que teria a cipacidado do passar por tais testes, aliándo
se assim a- vantagens oferecidas po] a- embalagens do con -
creto como o baixo custo e dimensões adequadas, com a pro
teção e possibilidade do reaproveitamento das enbalagens -
protetoras de aro
Mesmo com a publicação de uma nova edição dos regula
mentos para o transporte dos materiais radioativos (1967),
pela Agência Internacional /51 /, houve a necessidade de
mterpretar-se pontos que poderiam criar problemas , deste
modo, várias organizações européias sob os auspícios da
"EURATOM" estudaram tecendo comentários esclarecedores/ 31/
16
Os testes cora as embalagens assumiram tal Impor
tancia, no inicio dos anos 70, que a Agencia Internacio
nal resolveu patrocinar, pela primeira vez, um encontro
onde foi debatido o problema em todos os aspectos, como
uma forma de incentivo na troca de informações Observou-
se também que o transporte do combustível irradiado con
tinuava tomando boa parte do tempo nos encontros interna
clonáis , por mcio de estudos que relatavcun a experiên -
cia adquirida e propunham a adoção de novas medidas no
projeto dos cascos
Surgiram, assim, com mais frequência, trabalhos
que abordavam o transporte de combu<-tíveis irradiados de
reatores não convencionais, o controle de qualidade na
fabricação dos cascos e o desenvolvimento das enbalagens
para nateriais radioativos não irradiados
Com o uso em larga escala dos tambores dc aço ,
como acondicionajnonto de material radioativos, tornou-se
necessário valer-se de embalagens protetoras para facilJL
tar o manuseio dos mesmos, principalmente en sistemas
que enpregavem diversos meios de transporte GABLIN /38/
apresentou um trabalho, onde analisou alguns aspectos de
projeto o tc^tc*^ dc duas cmbi] igons protetora'"
Um dos requisitos de segurança fundamentais era,
sem duvida, o desenvolvimento dc um programa do controle
dc qualidade e eficiente , como foi abordado por SIIORT/^3 /
em seu trabalho, onde admitindo a complexidade da confi
17
guração estrutural dos cascos, organizou uma série de
procedimentos com esta finalidade A falta de um controle
rígido em toda indústria nuclear, poderia levar a erros
graves com consequências desagradáveis DUNAWAY /26 / rela
tou uma série de irregualridades em carregamentos conten
do U-235, que poderiam implicar em acidentes por critlca-
lidade BECKER / 6 /, também, apôs constatar duas irre -
gularidades no transporte de materiais radioativos, sa
lientou a necessidade de ter-se um maior controle admlni£
trativo sobre tais materiais SCHMIDT / 88 / chegou a mes
ma conclusão, quando verificou que um grande número de
embalados não estava sendo transportado de acordo com o
que os regulamentos dizem a respeito dos níveis de radia
ção permissíveis
Con o aparecimento dos primeiror reatores experimcn -
tais, tipo HTGR e LMFBR, tornou-se necessário o estudo de
cascos especialmente projetados para o transporte dos seus
conjuntos de elementos combustíveis DAVIS / 23 / fez
uma análise do "FSV-1" que é um casco fabricado com a fi
nalidade de transportar os elementos combustíveis de um
reator tipo HTGR, obedecendo os limites de peso impostos
pelos veículos rodoviários de carga SflAPPERT E IRVINF /56/
comentaram alguns aspectos conceituais de um casco para
o tr£insporte dc elementos combustíveis irradiados de um
reator tipo "LMEPR"
18
Na metade dos anos 70, entre os temas mais debati
dos apareceram o da avaliação de riscos, e o transporte
de compostos de elementos transurânicos, acentuadamente -
do plutonio Naturalmente, com o aumento do número de uni_
dades nucleares no mundo, tivemos um acréscimo de carrega
mentos nucleares circulando pelas rodovias e ferrovias ,
provocando a curiosidade da opinião pública, notadamente,
em casos de acidentes que envolveriam tais veículos Fs -
te fato veio aumentar a quantidade de trabalhos que enfo
cavam aspectos legais e de risco
Versando sobre segurança , GARRISON /39 / apresen
tou alguns ítens, como sugestão aos responsáveis pelo
transporte dos materiais radioativos, para manter a efi -
ciência na operação do sistema RUSFLL / 84/ analisando -
um modelo para a avaliação do risco, chegou a conclusão
que muitos parâmetros estudados tinham uma faixa de varia
ção extensa , podendo, em consequência, levar-nos a come
ter erros, quando mal estimados
O transporte do plutónio foi analisado sob diversos
ângulos por SOUSSELIER e RFDON /99 /, concluindo que era
justificável a tendência em levá-la a cabo na forma de
solido Avaliaram também as considerações feitas, nos regu
lamentos da Agência publicado em 1973 / 52 // para as emba
lagens que deviam transportar este Piaterial radioativo
19
Para remover o calor devido ao decaimento radioativo
dos materiais irradiados, varios refrigerantes foram pro
postos , cada qual possuindo vantagens e desvantagens -
conforme suas características IMPE, ROMBAUX, LICEPJ" ,
HEYLEN e DEBFURELAER / 48 / citaram os problemas encon -
trades no scvi uso e tcunbcm teceram comentários sobre o
USO de sais cono meio de transferência de calor (HTS
Ileat Transfer Salts)
Na segunda metade deste decênio, acentuou-se a nece£
sidade de estudar os problemas ligados ã segurança , os
aspectos ambientais do transporte do nateriais radioati -
vos, como indicavam os investimentos feitos nos Estados -
Unidos que, segundo SISLEP / 94/, é da ordem de 2 a 3
mjlhões de dõlaies anuais
Tmtes de finalizar este Capítulo, devemos ainda apre
sentar algumas publicações, que foram de fundamental im -
portãncia no desenvolvimento do nosso trabalho, pela qua
lidade e profundidade con que Foram tratados os assuntos
ligados ao transporte dos materiais radioativos e de car
ga no Brasil são oles "Alternatives for Managing Was
tes from Reactors and Post-Pission Operations m the LNR
Fuel Cycle (ERDA-76-43, UC 70) / 29 /, "Environmental Sur
voy of the Reprocessing and Vlaste Management Portions of
the LUP Fuel Cicle" (Nurog-0116) /69 /, "A Evolução dos
^ Transportes de Carga no Brasil" / 4 / e "Estudo do Trans-r
porte Rodoviário de Carga no Brasil " / 15/ Os dois últi >
20
mos constituem-se, sem dúvida, em verdadeiras exceções
positivas na literatura dedicada aos problemas de trans
porte no Brasil
21
2 IDENTIFICAÇÃO DOS MATERIAIS RADIOATIVOS PARA TRANSPORTE
2 1 - 0 Ciclo do Combustível Nuclear
Existem cinco principais alternativas do ciclo do com
bustível nuclear uma considerando a operação do ciclo do
combustível sem reciclagem (Alternativa I ) , uma consideran
do a operação do ciclo do combustível com a reciclagem do
urânio (Alternativa II), uma considerando o ciclo do com -
bustível nuclear com a reciclagem do Urânio e do Plutonio
(Alternativa III), e mais duas alternativas que se constl
tuem em variações destas formas básicas.
O ciclo do combustível do reator de potência do tipo
LWR pode ser operado de modo a recuperar o Urânio e o Plu
tonio do combustível irradiado, materiais estes que pode -
rão ser cmpicí^ado^ em novos elementos combustíveis e reci
clados para os reatores nucleares
A tecnologia usada, bem como o material empregado irão
influenciar a quantidade e o tipo de rejeito gerado Deve
ser levado em consideração o tempo de resfriamento do com -
bustível irradiado, fator este intimamente ligado a proble
mas logísticos, que também influirá na quantidade e ativi -
dade do rejeito gerado Assim, para a quantificação dos
rejeitos, ê de fundamental impoitância definir perfeitamen
te a forma com que serão operadas as unidades do ciclo do
combustível, deixando claro os processos utilizados e os
22
seus objetivos
2 1 1 - Alternativa I Operação sem Reciclaqem do Urânio e
do Plutonio
Basicamente para o caso de adotarmos a alternativa
I, primeiramente, podemos obter o urânio, das minas a céu
aberto e das minas subterrâneas O minério de Urânio é
então, transferido para as unidades de Beneficiamento Quí
mico, onde ê processado, obtendo-se como produto final o
concentrado de urânio ( "yellow cake") Na segunda etapa,
este concentrado de Urânio ê convertido em Hexafluoreto de
Urânio (UFg) na unidade de Conversão
O processo de enriquecimento consiste no aumento da
razão do isótopo físsil U-235 sobre U-238 em relação ã sua
razão natural que é de 0,711%, processo este levado a cabo
na unidade de Enriquecimento Isotópico O Hexafluoreto en
riquecido é então convertido em UO2, na unidade de Fabrica
ção do Elemento Combustível O Dióxido de Urânio é peleti-
zado, sinLerizado e inserido em tubos de metais de ligas -
especiais, de modo a formar os conjuntos de elementos com
bustíveis
Os elementos combustíveis são levados para os reato
res nucleares de potência, onde produzirão energia, lâ per
manecendo até o ponto de tornarem-se ineficientes com res
peito â economia neutrônica Assim, uma parte dos conjun -
tos de elementos combustíveis é retirado do reator, a cada
23
ano, e substituídos por novos Os elementos combustíveis
irradiados são inicialmente estocados em grandes tanques
situados próximos ao reator dada as altas taxas de gera
ção de calor e radiação nuclear de decaimento
Como ultimo passo, temos o encapsulcunento destes
conjuntos de elementos irradiados, que pode ser feito no
local da estocagem provisoria ou mesmo no repositorio fi
nal A Figura 2 1 nos dá o esquema da Alternativa I
Sem dúvida alguma, o principal passo que envolve o
transporte de materiais radioativos, nesta alternativa -
adotada, ê aquele referente ao combustível irradiado, pa
ra os locais de estocagem provisória ou para o repositõ -
rio final
2 1 2 - Alternativa II Operação com a Reciclagem do Urân-
nio
Podemos notar pela Figura 2 2, que as operações de
mineração, beneficiamento químico e conversão em hexafluo
reto de urânio são similares àquelas das Alternativa I ,
sendo que a principal diferença está no volume dos mate -
riais processados e rejeitos gerados Nota-se, também ,
que a unidade de enriquecimento isotópico recebe uma quan
tidade de hexafluoreto de urânio levemente enriquecido ,
recuperado na unidade de reprocessamento, em adição ao
hexafluoreto de urânio natural O UFg enriquecido e o
24
C O M B U S T Í V E L
4s USINA N U C L E A R
r i r n — 1
U M D / D E DE F A B R I C A Ç Ã O DOS
E L E M E N T O S C O M B U S T Í V E I S
A
UFg E>JRIQUECIDO
U N I D A D E DE E N R I Q L E C I M E N T O
A UFg N A T U R A L
U N I D A D E DE C O N V E R S Ã O DO U F ,
D
C O M B U S T Í V E L
d l R F / ' D I ADO_,
T A N Q U E S DE A R M A Z E N A M E N T O DO
C O M B U S T Í V E L IRRADIADO
C O M B U S T Í V E L
IRRADIADO
1¿
R E P O S I T O R I O F I N A L
LAVRA E BFNEFiriAMFNTO Q U Í M I C O DO M I N É R I O
FIGURA 2 1- Alternativa I - Ciclo do Combustível Nuclear sem reciclarfero do Urânio e de Plutonio
25
re-enriquecido, são então convertidos em e, finalmen
te, enviados ã unidade de fabricação do elemento combustl^
vel, como no caso anterior
Estes elementos combustíveis ap5s serem irradiados,
ficarão estocados em tanques de modo que os isótopos de
meia-vida curta decaiam e haja uma redução na taxa de gera
ção de calor Após o resfriamento necessário, os conjun -
tos são transportados para a unidade de reprocessamento ,
onde se dará a recuperação do urânio residual levente en -
riquecido
Como reciclamos somente o urânio, neste caso, o plu
tônio será considerado rejeito e será transferido para o
repositório final em companhia dos elementos transurânicos
e do rejeito radioativo de alta atividade Naturalmente ,
todos os materiais deverão receber um tratamento adequado
de maneira que tenhamos um material estável, a fim de ser
enviado ao repositório final que neste caso é o passo fi -
nal
Os principais passos de transporte estão ligados ao
combustível irradiado (como na Alternativa I ) , rejeito de
alta atividade e ao rejeito contaminado com os elementos -
transurânicos, onde os dois últimos são característicos -
dos ciclos de combustível que operam unidades de reproces-
•
* samento
26
C O M B U S T Í V E L C O M B U S T Í V E L
I R R A D I A D O
USINA N U C L E A R
U N I D A D E DE F A B R I C A Ç Ã O DOS
E L E M E N T O S C O M B U S T Í V E I S
A
U N I D A D E DE
R E P R O C E S S A M E N T O
U F , E N R I Q U E C I D O D
E N R I Q U E C I M E N T O
A
URANIO NA FORMA DE
UFg R E C U P E R A D O
jj UFg N A T U R A L
U N I D A D E DE C O N V E R S Ã O
* A
LAVRA E B E N E F l C I A M E N T O
Q U Í M I C O DO M I N E R I O
P E J E I T O S R A D I O A T I V O
R E P O S I T O R I O FINAL
FIGURA 2 2- Alternativa II - Ciclo do Combustível Nuclear com
reciclaqem do Urânio
27
2 o l o 3 - Alternativa III Operação com a Reciclagem do Urânio
e Plutonio
Nesta opção, o combustível nuclear irradiado, apôs
um pequeno período de resfriamento em tanques apropriados "
no reator, é levado para a unidade de reprocesséunento, onde
é processado O urânio ê recuperado e convertido em hexa -
fluoreto de urânio, o plutonio é convertido em forma de
oxido (PUO2) O UFg de urânio levemente enriquecido ê, então,
enviado ã unidade de enriquecimento isotópico, enquanto o
PUO2 é enviado a unidade de fabricação de elementos combus
tíveis de oxido misto (PUO2 + UO2) Estes novos elementos -
combustíveis poderão ser reciclados para os reatores nuclea
res de potência do tipo LWR O rejexto de alta atividade ê
solidificado e enviado ao repositório final
Devemos observar que a unidade de reprocessamento tam
bem gera rejeitos de baixa atividade, os contaminados com
elementos transurânicos Em relação â Alternativa II, temos
aqui o acréscimo de dois passos de transporte que são relati
vos ao plutonio levado para a fábrica de elementos combustí
veis , e do rejeito produzido nesta unidade
2 2- Descrição do Ciclo do Combustível do Reator Tipo LWR
Nesta secção, descreveremos com algum detalhe, as prin
cipais operações envolvidas no ciclo do combustível , a
saber
28
C O M B U S T Í V E L 1 C O M B U S T Í V E L
R E A T O R N U C L E A R V
IRRADIADO
UN DE FAB DOS
EL C O M B U S T Í V E I S
A
U N I D A D E DE R E P R O C E S S A M E N T O
UF, E N R I Q U E C I D O „ -6 ^ U R A N I O NA FORMA DE
UFg R E C U P E R A D O
PuO,
UN DE FAB DOS
fíXIDOS M I S T O S
DE U E Pu
U N I D A D E DE E N R I Q U E C I M E N T O
A ^^6 O
N A T U R A L L
UO2 N A T U R A L
U H D A D E DE C O N V E R S Ã O
A
LAVRA E B E N E F I C I A M E N T O
Q U Í M I C O DO M I N É R I O
"(U Pu) O2
R E J E I T O S R A D I O A T I V O S
V V
R E P O S I T Ó R I O FINAL
FIGURA 2 3- Alternativa III - Ciclo do Combustível Nuclear com
reciclaqem do Urânio e Plutonio
29
- mineração
- beneficiamento químico
- conversão do concentrado de urânio em hexafluoreto
de urâiaio
- enriquecimento isotópico
- conversão do UFg enriquecido em UOj
- fabricação dos elementos combustíveis
- irradiação do combustível no reator
- reprocessamento
- transporte dos materiais entre as unidades
- estocagem
2 2 1- Mineração
O minério de urânio é obtido das operações em minas
a céu aberto ou minas subterrâneas O rejeito gerado nas
minas subterrâneas é constituído principalmente de rochas
removidas dos poços perfurados e das passagens construí -
das Estes rejeitos sólidos (não radioativos) podem ter vo
lume total igual ao volume do minério processado O rejei
to sólido, nas minas a céu aberto, por outro lado, ê cons
tituído de rochas e terra removida de modo a deixar o mine
rio exposto, e o seu volume total irá variar proporcional
mente ã profundidade era que se encontra o minério
O rejeito gerado pelas minas é classificado confor
me o seu estado físico material gasoso, sólido ou líquido
Os resíduos gasosos e os resíduos radioativos trans
I N S U T U O L t P i - ^ Q U t I P C C 3 E N U C L E A R E S
L P N
30
portados pelo ar, tais como o pó impregnado de uranio, o
radônio e os seus produtos de decaimento, são liberados pa
ra a atmosfera quando o minério é exposto e fragmentado du
rante a operação de mineração
O rejeito líquido, em sua maior parte, é constituí-
do da agua drenada A agua da drenagem da mina frequente -
mente carrega sólidos em suspensão, silicatos e traços de
minério de uranio Este líquido é tratado em tanques de se
dimentação e devolvido ao meio ambiente
Como podemos observar, não temos aqui o transporte
de nenhuma das formas de rejeito gerado, restando assim a
movimentação do minério propriamente dito, que não necessi
ta de cuidados especiais
2 2 2- Beneficiamento Químico do Minério de Uranio
Na unidade de beneficiamento químico, o uranio i ex
traído por meio de processos químicos e mecânicos, tendo -
se como resultado um produto semi-refinado, comumente cha
mado de "yellow cake", que contêm de 70 a 90% de U^Og Fs
ta unidade de beneficiamento deve localizar-se , de prefe
rencia, próxima da mina para evitar-se o transporte de
grandes volumes de minério
Existem varios métodos empregados nas operações de
beneficiamento químico, sendo que a escolha depende da ca
racterística do minério a ser processado
31
As operações executadas compreendem pelo menos qua
tro passos a britagem e/ou moagem, a dissolução química -
do minérxo, a separação física do minério dissolvido, do
rejeito sólido não dissolvido, a separação e consolidação
do concentrado de urânio A Figura 2 5 nos dá o diagrama de
um processo empregado em unidades de beneficiamento
A lixiviação empregada neste processo é o da lixivia
ção acida, idêntica àquela adotada em Poços de Caldas para
a extração do urânio Além deste método , podemos citar o
processo que emprega a lixiviação com Carbonato de Sódio
A Figura 2 4 ainda nos dá os estágios que alimentam o siste
ma de lavagem dos gases? a lixiviação ácida propriamente di
ta, a calcinação-pulverização e o acondicionamento
r
A operação desta unidade produz rejeitos gasosos, ll
quidos e sólidos
O rejeito gasoso o urânio e os seus produtos de de
caimento (Th-230 e Ra-226) são liberados das pilhas de miné
rio, do sistema de retenção de resíduos e do sistema de ven
tilação, na forma de pó O urânio ê liberado na operação de
secagem do concentrado e também no seu acondicionamento A
concentração das partículas radioativas sólidas liberadas -
para o meio ambiente pela operação desta unidade ê limitada
por sistemas coletores de pó
* O rejeito líquido consiste de produtos químicos -
utilizados durante o processo de moagem, lixiviação e lava
gem Como a concentração do Ra-226 e Th-230 pode estar acl^
H2S04
MINÉRIO ' 'fRITURAÇÃO
lixiviação
Acida
RESÍDUOS PARA O
TANQUE DE RETENÇÃO
PRODUTO
CONCENTRADO
ACONDICIONAMENTC
SOLVENTE
EXTRAÇÃO POR
SOLVENTES
RAFINADO
LAVAGEM GÂS
DO
CALCINAÇÃO E
PULVERIZAÇÃO
CALOR
AMC)NIA
PRECIPITAÇÃO
PARA A ATMOSFERA
CENTRIFUGAÇÃO
REJEITO LÍQUIDO PARA O TANQUE DE RETENÇÃO
FIGURA 2 4- Estagio de um Processo típico enpregado em Unidade de Beneficiamento quími
co do Minério de Urânio .
33
ma dos valores especificados pelas normas, a solução neu
tralizada contendo o rejeito é estocada em tanques de re
tenção
O rejeito sólido composto principalmente de frag -
mentos dos minerais pertencentes a rocha geradora, conten
do tcimbém traços de produtos químicos.
2 2.3- Produção de Hexafluoreto de Urânio
O concentrado de urânio obtido do minério, deve ser
convertido em composto volátil, o hexafluoreto de urânio -
(UFg) de modo a permitir o enriquecimento isotópico, den -
tro da unidade para este fim
Dois processos industriais diferentes são usados pa
ra a produção do hexafluoreto de urânio O processo I (hl-
drofluoração) consiste na redução, fluoração e hidrofluora
ção do concentrado de urânio de modo a produzir o hexafluo
reto bruto, que depois da destilação fracionada nos apre -
sente como produto puro O processo II, caracterizado pela
extração por solvente, emprega um estágio para preparar o
urânio com alto grau de pureza, só então submetendo- o a
redução,hxdrofluoração e fluoração As Figuras 2 5 e 2 6 -
nos mostra esquemas destes dois processos de conversão
O concentrado de urânio que alimenta a unidade de
produção do hexafluoreto de urânio carrega, ao chegar a es
ta unidade, uma determinada porcentagem de impureza Assim,
a aplicação de um dos processos de conversão também nos
34
I M P U R E Z A S V O L Á T E I S
CONCENTRADO PRÊ-OPERAÇÃO
A H O N I A
REDUÇÃO
t
REJEITO LÍQUIDO
IMPUREZAS
VOLÃTEIS
OFF-GAS
i
RECUPERAÇÃO
DO HF
REFINADC
DESTILAÇÃO
FRACIONADA
UF,
BRUTO
REJEITOS
INCINERADOR
LAVAGEM
FLUORAÇÃO
HF A N I D R O
HIDROFLÜORAÇÃO
REJEITOS SÕLIDOS
USINA DE
FLUOR
REJEITOS
FI6URA 2 5- Processo I - Processo de Ilidrof luoração empregado
para a Conversão do concentr^ído de Urânio em Hexa
fluoreto de Urânio
CONCENTRADO PRÉ-OPERAÇÃO
5
HNO3
DISSOLUÇÃO
DIGESTÃO
H F PARA RECUPERAÇÃO
CALOR
FLUORAÇÃO
TBP
EXTRAÇÃO
HjO CHAMINÉ
LAVAGEM
UF,
CALOR
HjO
REEXTRAÇÃO
CALCINAÇÃO CALOR
INCINERADOR
CALOR H.
HIDROFLUORAÇAO UO?
UO.
REDUÇÃO
HF ANIDRO H-
FIGURA 2 6- Processo II - enpreaado para a conversão do concentrado de Urânio en Hexafluoreto de Urânio
u>
36
garante a remoção de praticamente toda esta impureza, for
necendo como produto, o hexafluoreto de uranio alteimente pu
rificado O processo I separa as impurezas como compostos -
voláteis e como sólidos O processo II separa as impurezas
pela extração do uranio por um solvente orgânico, deixando
estas impurezas dissolvidas na solução aquosa
Residuos Gerados nesta Unidade
A natureza dos efluentes radioativos dos dois proces
sos difere substancialmente, o processo I libera radioativi
dade principalmente na forma gasosa e sólida, enquanto que
o processo II libera a maior parte do seu rejeito radioati
vo, dissolvido nos efluentes líquidos
1
Em conseqüência do fato de nao termos material irra
diado na unidade de conversão, todos os radionuclldeos pre
sentes são aqueles encontrados na própria natureza Fies
são o Rádio, o Torio , o Urânio e os seus respectivos produ
tos de decaimento O urânio está presente nos efluentes lí
quidos e constitui, também, a fonte de radioatividade dos
efluentes gasosos O Rádio e o Torio, juntamente com os
seus produtos de decaimento aparecem nos efluentes líquidos
ou rejeitos gasosos
O Urânio pode aparecer nos efluentes gasosos com va
n a s formas químicas, a saber, como U30g, ÜO2, UF^, UFg e
(HU^) 2^2^ 7 " ^ '^ processo II o urânio está presente como
37
nitrato de uranila que pode estar nos efluentes gasosos
2 2 4- Enriquecimento Isotópico do Uranio
O uranio natural contém aproximadamente 0,7% de urâ
nio físsil (U-235) Como sabemos, os reatores de potencia
do tipo PWR utilizam urânio-235 com um enriquecimento que
varia de 2 a 4% Assim, este processo trata do aumento da
concentração do isótopo U-235 no urânio natural
Dentre os vários processos de enriquecimento isotó
pico proposto, podemos citar três a difusão gasosa, a
ultra-centrifugação e o jato centrífugo, sendo que os dois
primeiros são hoje,disponíveis comercialmente
O processo de difusão gasosa baseia-se no fundamen-
to da dispersão molecular*numa mistura de gases, as molé
culas de menor massa têm maior velocidade e chocam-se com
maior freqüência com as paredes do recipiente Se as pare
des tiverem poros que permitcim o escoamento do gás, dar-se-
â início ao processo de separação / 7 /» / 70 /
A separação isotópica por centrifugação baseia-se em
um processo onde uma mistura de dois gases contidos num ci
lindro em rotação é separado, com a componente de maior mas
sa molecular concentrando-se na superfície mais externa, e
a componente mais leve concentrando-se junto ao eixo do ci
lindro O poder máximo de separação depende da quarta potên
cia da velocidade periférica a qual, por sua vez, é limita-
I i S - I T U C L - F E S Q U S « . ^ r R C E T l C ' C E N U C L E A R E S
L_E._t_N_
3 8
9
da pelas características físicas do material utilizando na
construção do cilindro da centrífuga / 7 /, / 22/, / 70/
A separação isotópica pelo método do jato centrífugo,
método este que será empregado no Brasil, é efetuada pelo
mesmo mecanismo básico da ultra-centrifugação, porém os pro
blemas mecánicos são evitados pois as forças centrífugas sao
geradas por deflecção de um jato em alta velocidade, de he
xafluoreto de uranio misturado a um gás leve auxiliar O he
xafluoreto de uranio misturado com um gás leve expande-se
através de uma parede fixa curva No fim da deflecção em
1809, o fluxo ê dividido em uma fração leve e uma fração pe
sada, por meio de uma lamina de separação A unidade de de -
monstraçao no Brasil deverá ter uma capacidade de 200 000 UTS
por ano / 11 /, / 70 /
Resíduos Gerados na Unidade de rnriquecimento Isotó-
2l£2
No processo de difusão gasosa, os rejeitos gerados -
são devidos principalmente ã limpeza dos equipamentos e a
recuperação do urânio O rejeito líquido é contido em tan
ques de retenç-ão, onde a maior parte do urânio é coletado no
sedimento Este sedimento é removido periodicamente, embala
do e enterrado em local próximo ã unidade
No processo de centrifugação, que segundo algumas es
timativas / 69 /, deve produzir 56 vezes mais rejeito que no
processo do difusão gasosa, boa parte do rejeito gerado é de
vido a peças quebradas e materiais em geral inutilizados em
39
conseqüência das características de operação desta unidade
O processo do jato centrífugo, por não estar sendo
operado comercialmente, alêm de contar com poucos dados con
cretos, de pesquisa, não nos oferece presentemente informa
ções sólidas sobre os rejeitos gerados.
Nesta unidade, temos também como rejeito, o urânio em
pobrecido, que depois de convenientemente acondicionado ê le
vado para um local de estocagem
2 2 5- Fabricação do Elemento Combustível
O hexafluoreto de urânio enriquecido é transportado -
para a unidade de fabricação do elemento combustível onde pri
meiramente será convertido em por redução de óxidos supe
rieres de uranio, via seca, com um gás redutor A preparação
do UO2 pode ser subdividida em dois estágios o de decompo -
sição de nitrato de uranila ou diuranato de amônia, nesses
óxidos superiores, e o de redução propriamente dito / B O /
O dióxido de urânio é então transformado em pasti -
lhas e sinterizado, obedecendo para isto a rigoroso controle i
da qualidade Estas pastilhas prodvizidas são colocadas em tu
bos de "Zircaloy" que sao devidamente selados, formando assim '
a denominada vareta de combustível
As varetas quando montadas em grupos, formam o que é
comumente denominado de conjunto de elementos combustíveis
40
Residuos Gerados na Fabricação do Flemento Combustível
Os resíduos gasosos são gerados durante a conversão do
hexafluoreto de uranio em UO2 e carregamento nos tubos de
"Zircaloy" Assim, os locais onde os processos são levados
a cabo, possuem um sistema de exaustão equipados com fil
tros de alta eficiencia para partículas ("HEPA filters" )
que retêm todo o material em suspensão
Os rejeitos líquidos do sistema de lavagem e drenagem,
bem como da limpeza dos equipamentos, são coletados em tan -
ques de deposição e devidamente tratados Os radionuclldeos
encontrados são principalmente o urânio e o Tôrio-234
Os rejeitos sólidos consistem principalmente de CaF2
obtidos nos sistemas de tratamento do rejeito liquido O
CaF2 depois de devidamente tratado, é acondicionado, e ge -
raímente enterrado na própria unidade de fabricação
2 2 6- Irradiação no Reator
Os conjuntos de elementos combustíveis são colocados
no reator, sofrendo irradiação a uma determinada taxa de
queima, havendo consequentemente a necessidade de substitui-
los periodicamente Dependendo das especificações técnicas
e do projeto do reator, substitui-se anualmente entre 1/5
e 1/3 destes conjuntos de elementos combustíveis
4 1
Antes de ser levado para tanques especiais de arma
zenagem, o combustível pode permanecer durante um período
de 10 dias, armazenado ainda no interior do reator, sendo
ap5s isso retirado Nestes tanques especiais, o combustí
vel permanece armazenado por 120 a 180 dias, de modo a per
mitir o decaimento radioativo dos nuclídeos de meia-vida -
curta e também do calor gerado, possibilitando um manuseio
mais seguro
Dependendo da alternativa de ciclo do combustível
adotada, o combustível irradiado deve ser enviado em segui^
da para a unidade de reprocessamento (alternativas II e
III) ou para o repositório final (alternativa I)
Radioatividade no Circuito Primário
A maior parte das substâncias radioativas, em uma -
usina nuclear, aparecerão no circuito primário A primeira
barreira para a isolação dos produtos de fissão radioati -
vos ê o encamisamento do combustível, porém, certos ele -
mentos mais voláteis tais como os halogênios e os gases no
bres difundem-se através deste encamisamento Este processo
de difusão é acelerado pela alta temperatura reinsuite, além
das fissuras apresentadas pela tensão térmica criada Em
consequência destes fatos, uma certa quantidade de elemen -
tos radioativos irão circular no circuito primário, devendo
ser retidos, em condições normais, nos sistemas de purifica
ção a ele associados Os produtos de fissão mais importan
tes neste caso são o Criptônio, o Iodo e o Xenônio
42
Além dos produtos de fissão que se encontram disper
sos no circuito primario, devemos citar os produtos de
ativação provenientes das reações induzidas pela água e
o ar Estes produtos de ativação são geralmente gases como
o Argônio-41, Fluor-18 , Nitrogênio-13 , Nitrogênio-16 e
o Oxigênio-19 que têm meia-vida curta, variando de segundos
a poucas horas
Encontram-se também dispersos no circuito primario ,
traços de elementos metálicos como resultado da corrosão -
dos equipamentos, materiais estruturais e bombas Entre os
produtos de corrosão estão Mn-54, Mn-56, CO-58, Fe-59,Co-60
Para o caso de Angra II, a atividade total devido aos produ
tos de corrosão mais importantes no sistema primário de re
frigeração será aproximadamente igual a 5x10 ^ Ci/t
A purificação do circuito primário é levada a cabo ,
em um sistema denominado Sistema de Controle do Volume, por
meio de um trocador iónico e um extrator de gases Acoplado
a este sistema encontramos um sub-sistema de recuperação de
boro, que normalmente é adicionado ao circuito primário como
um absorvedor de nêutrons
Resíduos Radioativos Produzidos
Dispersa-se para o meio ambiente alguma radioatividade
4 3
4
gerada no reator , incluindo-se os gases nobres, tritio e m
menores quantidades de outros isótopos, em concentrações e
quantidades limitadas e regulamentadas pelas normas vigen -
tes
Os processos aplicados no tratamento dos resíduos lí
quidos do reator são a filtração, desmineralização ( troca
iónica), evaporarão e centrifugação, alêm da osmose rever -
sa, sendo que estes dois últimos processos são bastante in-
comuns Os resíduos líquidos do reator são coletados e rias
sificados de acordo com a sua radioatividade de modo a com
binar os fluxos de rejeito que têm caracaterísticas simila-j
res e que assim requerem os mesmos tratamentos
O fluxo de rejeito líquido, que contêm baixa quantida^
de de sólidos dissolvidos, pode ser purificado diretamente
pela desmineralização Por outro lado, aquele que contém -
grande quantidade de sólidos dissolvidos são tratados por -
evaporação, produzindo o sedimento (borra) que é concentra
do Assim, entre os resíduos sólidos produzidos nas usinas
nucleares estão as resinas de troca iónica utilizadas nos
sistemas de purificação e as substâncias concentradas nos
evaporadores
A substitiiiçao e a manutenção dos componentes do rea
tor, como por exemplo, das barras de controle, instrumentos,
suportes, guias, etc , produzem, também, rejeitos radioati -
vos sólidos por causa da ativação devida ao uso em regiões
de alto fluxo neutrônico do reator
44
I
7
Os componentes metálicos são em geral suficientemente
radioativos para requerer blindagem para a sua disposição e
em alguns casos pode requerer o corte ou compactação de mo
do a permitir o uso de recipientes comuns
As resinas, depois de retiradas devido a sua ativida
de, requerem um cuidado especial Assim, são recolhidas por
alguns meses, sendo apôs este período, devidcimente acondi -
clonadas e enviadas a um local apropriado para a sua dispo
sição
p
2 2 7- Reprocessamento do Combustível Irradiado
Nas alternativas I e II, o combustível irradiado retl
rado do reator é reprocessado para recuperar o material fÍ£
sil nele contido e especialmente, o plutonio que é produzi
do a partir do U-238 durante a irradiação O urânio recupe
rado pode ser reciclado e o plutonio por sua vez pode ser
estocado ou ainda ser empregado em reatores térmicos que
utilizam o oxido misto de urânio e plutonio (UO2 + ^"^^2 ^ '
além de poder ser usado em reatores rápidos
Para o caso da Alternativa II, o plutonio será trata
do como rejeito, naturalmente, tomando-se os cuidados ne
cessários no que se refere a sua toxicidade e problemas re
ferentes à criticalidade
As operações de reprocessamento inici^am-se na recepção
do combustível irradiado e terminam com a formação e acondi
cionamento para transporte dos diversos rejeitos radioati -
vos produzidos dentro desta unidade, além de PUO2 e de UFg
A tecnologia do reprocessamento do combustível nuclear ba -
seia-se em processo aquoso conhecido como Purex A Figura
2 7 mostra as etapas do tratamento do combustível irradiado
Operações Preliminares
Como podemos observar pela Figura 2 8 existem três al
ternativas para as operações preliminares o desmantelamen
to mecânico, o desmantelamento químico e o tratamento simul
tâneo do revestimento e do núcleo
As operações preliminares envolvendo o desmantelamento
mecânico, empregado para preparar convenientemente o material
a ser reprocessado, inclue os seguintes estágios
- recepção do combustível em cascos blindados,
- armazenamento do combustível por tempo suficiente
de modo a permitir um decaimento radioativo a ní
veis compatíveis as da operação de reprocessamento,
- separação dos elementos combustíveis dos respecti -
vos conjuntos e retalhamento destes elementos em
pequenos pedaços,
- lixiviação do combustível , empregando ácido nítri
co,
46
«i- RECUPERAÇÃO DO HNO3
CONCENTRAÇÃO
1
RESIDUOS ( P r )
SUB-PRODUTOS I
RECUPERÁVEIS I
ESTOCAGEM
ACONDICIONAMENTO
I I ^ / r ' " ^ do
n / roR
P"tSPORlE
RLSFRIAHEHTO
DESM DISS
FILTRAÇÃO
19 CICLO
rXTR C/ TBP
29 CICLO
' EXTR C/ TBP
Pu
residuos
sólidos
CODESCONTAMINAÇAO
U/Pu
SEPARAÇÃO U/Pu
concent PURir concent PURir
•s.
r
•
URAnio
1
1
1 plutonio
L IMPUREZAS
FIGURA 2 7 - Ftapas de Tratamento do Combustível Irradiado
47
DrSMONTAGEM
DO ELEMENTO
COMBUST GASTO
tlL^CAMI'^AHLNrO
MLC'NICO
DESCAMISAMENTO
QUÍMICO
TRATAMENTO SIM
DO REV E DO NUC
ALUMÍNIO
AÇO INOX I D
z i r c O n i o
ALUMÍNIO
ZIRCONIO
AÇO INOXID
DISSOLUÇÃO AiCALI! A
Di'-soLUcAo Acida
CAkBURAÇAO
DISSOLUÇÃO Acida
CIORIDRLTAÇAO
OXIDAÇÃO
UIDRETAÇAO
DISSOLUÇÃO A c i d a
DISSOLUÇÃO ALCALINA
DISSOLUÇÃO A c i d a
CLORIDRETAÇAO
OXIDAÇÃO
DISSOLUÇÃO EM METAL rUNDIDO
HIDRETAÇAO
DISSOLUÇÃO A c i d a
CARBURAÇÃO
DISSOLUÇÃO EM METAL FUNDIDO
d i s s o l u ç ã o com
A c i d o n í t r i c o
FIGURA 2 8- Alternativas para as Operações Preliminares na Unidad® de Reprocessamento
48
- preparação da solução ácida alimentadora, para o
processo de extração por solvente
O período entre a descarga do reator e o tratamento ,
normalmente é de 120 a 180 dias e tem como objetivo o de -
caimento de produtos de fissão, reduzindo consequentemente
a atividade do combustível, além de permitir a completa -
tremsformação do Np-239 em Pu-239 ou do Pa-233 em U-233
Fste período é chamado de período de desativação ou de res
f rÍ2unento
A primeira etapa no reprocessamento consiste na sepa
ração do enceunisamento do combustível Para isto, simples
mente desmonta-se os revestimentos e peças acessórias ex
ternas, ou ainda emprega-se uma das variações de separação
dos principais componentes do elemento combustível A solu
ção empregada deve visar a simplificação da fase de purifi^
cação dos constituintes de maior valor
Os elementos combustíveis são então retalhados em pe
quenos pedações de 1 a 10 cm de comprimento por meio de uma
máquina, sendo a seguir introduzidos nos lixiviadores, pro-
cessando-se a dissolução nítrica seletiva dos óxidos sem
atacar as peças restantes como, por exemplo, o "Zircaloy" ,
o aço inoxidável e o "Inconcll" Durante a dissolução, os
gases nobres, os isótopos de Iodo e o Tritio são liberados,
recolhidos e tratados pelo sistema de tratamento de resíduos
gasosos
49
Temos após a dissolução, a filtração ou centrifugação
onde a solução resultante constitui-se na fase de alimenta
ção da etapa seguinte Os sólidos em suspensão removidos ,
constituem o rejeito desta etapa
Extração com Solvente
A extração com solvente nos oferece a possibilidade de
separar a maioria dos elementos reutilizados na industria nu
clear A técnica de extração llquJdo-líquido é multo emprega
da no tratamento de materiais irradiados
No processo de extração com solvente, temos primeira -
mente a transferencia do uranio e do plutonio para a fase
* orgânica, deixando na fase aquosa traços de urânio e pluto -
nio, e quase todos os produtos de fissä) Numa segunda etapa,
o urânio é separado do plutonio, produzindo no final os se -
guintes rejeitos rejeito de alta atividade, o rejeito gaso
so e o rejeito produzido nas operações de limpeza dos solven
tes
Temos assim, os seguintes estágios
- extração por solvente,
- purificação do urânio e do plutonio,
- conversão do urânio em UFg e do plutonio em PUO2
"¡NS -Tl LM O F = Q U ^ A S E ^ C R C C ^ I C S E N U C L E A R E S
1 p e N
50
Purificação do Urânio e do Plutonio
A solução obtida da operação inicial é bombeada para
uma coluna de extração O solvente utilizado é o fosfato
de tri-n-butila (TBP) A extração e a lavagem são efetuadas
em vários estágios Apôs a extração conjunta, procede-se a
reextração dos produtos e do outro lado, o tratamento do
solvente A Figura 2 9 mostra o esquema do processo de
extração utilizado para purificar o urânio e o plutônio/27/
Após ter-se conseguido o urânio e o plutonio suficien
temente puros, passa-se a fabricação do UFg e PuOj respecti
vamente
Para o caso do urânio, o rejeito gerado consiste prin
cipalmente de gases, filtros e uma miscelânia de sólidos
Já no caso do plutonio temos, basicamente, a geração de re
jeito gasoso, com poucos resíduos contaminados
2 3- Tipos de Materiais Radioativos
Ao analisarmos o ciclo do combustível nuclear, no que
se refere a problemas ligados ao transporte de materiais ra
dioativos, devemos separar estes materiais em 3 grupos dis
tintos
- materiais ou produtos de cada unidade de suporte ã
fabricação do elemento combustível,
- o combustível irradiado,
- o rejeito radioativo gerado em todas as unidades li
aadas a este mesmo cxclo
19 CICLO CODESCOHTAMrNAÇXO U/Pu
HNO3 »8«« acidulada HajCOj
SOLUÇÃO
CARGA —
"BP 30* v/v
1
1
1 s t>
1 s 1 1 u 1
1 .
1 1
TRATAMENTO
DO SOLVENTE
1 1
1
HNO
CONCENT DE P F
RECUP DE HNO,
ESTOCAGEM DOS P F LfQUIDOS
EFL ALCAL
29 CICLO PAPTIÇAO
HNO,
U
Pu
P F|
<
u
TBP 30» v/v
3 O.
X
X kl
oxid
CONCENT
e PUR DO Pu
COrICENT
PUR DO a
Pu
Na,CO 3
~ 1 I
t TRATAMENTO
DO
SOLVE ITE
REFABSICAÇÃO
FIGURA 2 9- Fsqueira de un Processo Típico de Extração utilizado para Purificar o U e o Pu
52
9J
Na sua forma inicial, o rejeito radioativo ê gerado
como material sólido, líquido e gasoso, que são chamados
assim de rejeitos primários Fstes rejeitos podem sofrer
tratamento para que estejam na forma adequada, de modo que
possam ser dispostos no repositório final Assim, o rejeito
pode ser convertido em sólido, os materiais combustíveis -
podem ser incinerados de modo caie se obtenha uma redução de
volume Estas operações envolvendo os rejeitos radioativos
é conhecido como "tecnologia de tratamento", que possue di
versas alternativas considerando-se os tipos de rejeitos a
serem tratados
Podemos dizer que quanto a Alteimatlva I (operação do
ciclo do combustível sem reciclagem), minimiza-se a quanti
dade de rejeito a ser tratado, porém maximiza-se o inventá
rio de nuclídeos emissores de partículas alfa de meia-vida
longa, no rejeito
2 3 1- Rejeitos Radioativos
Basicamente, os rejeitos radioativos produzidos nas
unidades de suporte â fabricação do elemento combustível ,
são de baixa atividade e não requerem cuidados especiais
Os rejeitos radioativos gerados na unidade de reprocessamen
to podem ser divididos, segundo critério particulares, em
cinco categorias
a - o rejeito de alta atividade.
53
b - o rejeito de atividade intermediária Tste últi
mo constitue-se das soluções usadas no sistema
de tratamento de qases, além das soluções usa
das na descontaminação dos cascos, o liquido gera
do na manutenção das operações , e o liquido ge
rado pelos laboratórios Devemos observar que, em
relação ao rejeito radioativo de atividade inter
mediária, há uma pequena discrepância de defini -
ções Assim, muitos autores nos dão, para definir
esta espécie de rejeito, faixas de atividade dis
tintas, enquanto que outros, não o leva em consi
deração, preferindo inclul-lo entre os rejeitos -
de alta atividade,
c - o rejeito liquido de baixa atividade que consiste
do rejeito aquoso aerado no segundo e terceiro ci
clo do urânio e do plutonio, do fluxo condensado
dos concentradores, do condensado nos vasos do sis
tema de tratamento de gases,
d - o rejeito gasoso que é efluente dos sistemas
trateimento de gases
de
e - o rejeito radioativo sólido, no qual inclue-se o
material do encamissunento dos elementos combusti -
veis, além dos espaçadores e outros materiais cons
tituintes dos elementos combustíveis, filtros, equi
pamentos danificados, zeólita, silica gel, resinas
e rejeitos não combustíveis
54
2 3 1 1 - Rejeito Radioativo de Alta Atividade
O rejeito radioativo liquido de alta atividade ê defi
nido como sendo o rejeito aquoso gerado na operação do 19 ci
cio de extração por solvente ou equivalente, e os rejeitos
concentrados dos subsequentes ciclos de extração, ou equiva
lente, em uma unidade para reprocessamento do combustível ir
radiado nos reatores Segundo esta definição, somente o ci
clo que emprega o reprocessamento gerará o rejeito radioati
vo de alta atividade
O rejeito radioativo de alta atividade contém essencial,
mente todos os produtos de fissão não voláteis e elementos -
transurânicos, além de 0,5% de urânio e plutónio que estavam
inicialmente no combustível irradiado A Figura 2 10 mostra -
os estágios a que é submetido o rejeito de alta atividade
Existem várias correntes de opinião quanto ao melhor
processo de manuseio do rejeito de alta atividade. Uma delas
trata do reprocessamento tão logo o combustível irradiado pa£
se do período de resfriamento a que é submetido Após este pe
riodo, o combustível serii reprocessado, recuperando-se o urâ
nio e o plutónio, dependendo do ciclo do combustível adotado,
enquanto que o rejeito de alta atividade gerado nesta opera -
ção ficaria estocado em tanques apropriados durante um prazo
de 10 anos, quando então seria solidificado e transportado
para o lepositório final
Um outro grupo adota um sistema com uma pequena varia
ção,ou oCja, 1 solxdili.cação e acondicionamento do rejeito -
REJEITO RADIOATI
VO DE A-LTA ATI
VIDADE
SOLIDIFICAÇÃO E ESTOCAGEM REJEITO RADIOATI
VO DE A-LTA ATI
VIDADE EMPACOTAMENTO
PROVISORIA
REPOSITORIO
FINAL
ESTOCAGEM
PROVISORIA
TRANSPORTE
FIGURA 2 10- Estaqio de Tratamento do Rejeito de Alta Atividade
Ul
56
que ê mantido liquido durante um período iqual a cinco anos
e a partir deste ponto mantido em um local de estocagem pro
visório até que se complete 10 anos desde que o rejeito foi
gerado
Técnicas para a Solidificação do Rejeito de Alta Ati -
dade
A solidificação é um processo desejável por proporclo
nar proteção contra a dispersão em caso de termos um acidente
indesejável envolvendo este tipo de rejeito Na escolha da I
tecnologia devem ser levados em consideração detalhes como a
estabilidade térmica e química , a insolubilidade e a
capacidade de resister a impactos, onde o melhor processo na
turalmente será aquele que melhor atender estes requisitos
O rejeito liquido de alta atividade é gerado numa pro -
porção de 5 000 litros para cada tonelada métrica de urânio
reprocessado (TMU) Este total ê então reduzido para um valor
entre 600 e 1 100 litros por TMU, utilizando-se ura processo
de concentração, sendo então enviado a um local de estocagem
até o momento da solidificação , quando pode ser concentra
do novamente atingindo-se uma relação igual a 380 litros por
TMU
Muitos asnectos são comuns a todos os processos de so
lidificarão, incluindo-se os seguintes aspectos
- preparação do rejeito líquido,
- solidificação,
57
- acondicionamento do rejeito liquido de alta atividade,
solidificado,
- tratamento dos efluentes secundários,
A Figura 2 11 mostra de forma generalizada o processo
de solidificação do rejeito liquido de alta atividade
I
Basicamente, os processos de solidificação podem ser
divididos em três categorias '
- secagem e calcinação,
- vitrificaçao,
- outros processos de solidificação
I
Presentemente, apesar de todo o problema politico cria-
em torno das unidades de reprocessamento, tem-se alguns méto
dos , pertencentes as duas primeiras categorias, prontas para
demonstração
Secagem e Calcinação
Os produtos provenientes dos "calcinadores", tem muitas
propriedades em comum, diferindo principalmente no teunanho
das partículas e na densidade Entre os pontos em comum desses
produtos incluem-se a condutividade térmica, o conteúdo volá
til , e a lixiviabilidade
A condutividade térmica do produto de calcinação ê geral,
mente duas a três vezes menor que a do produto solidificado
Por causa da alta taxa de geração de calor no rejeito de alta
atividade, o acondicionamento desse produto deve ser realizado
em recipientes de pequeno diâmetro ou deve ser providenciado -
FORMA DO PRODUTO
z
1 C
n m
O c
— >
(TI
(
m
m
o
z c o r-
m \
ESTOCAGEM
PROVISORIA DO
LÍQUIDO
CONCENTRAÇÃO SOLIDIFICAÇÃO
VITRIFICADO
CALCINADO
OUTRAS FORMAS
TRATAMENTO DO
GÃS
VAPOR LIBERADO PARA
O MEIO AMBIENTE
CONDENSAÇÃO
EFLUENTE LÍQUIDO
DESCONTAMINADO
ACIDO NÍTRICO
Ul CO
FIGURA 2 11- Processo de Solidificarão de Rejeito Líquido de alta atividade
59
1
lira sistema de remoção de calor
Os principais métodos que pertencem a esta categoria
sao
- calcinação em leito fluidificado,
- calcinação no recipiente,
- calcinação em forno rotativo,
- calcinação por pulverização
Vitrificaçao
Varios progríunas de desenvolvimento estão hoje volta
dos para o rejeito de alta atividade solidificado na forma -
de vidro, ou a ele semelhante F devido ao progresso alcança
do na vitrificaçao, muitos países estão dando preferencia a
este método de solidificação, nos seus programas
A vitrificaçao proporciona uma baixa lixiviabilidade ,
alta integridade, baixa viscosidade, boa homogeneidade, po -
rém a sua maior vantagem é a condutividade térmica alta, que
permite a inclusão de grandes quantidades de rejeito
Os principais métodos que empregam a vitrificaçao são
os seguintes
- fusão no recipiente,
- fusão contínua em forno rotativo.
60
- fundidor cerâmico contínuo em forno rotativo,
- calcinação por pulverização- fusão metálica contínua
Outros Processos de Solidificação
Fstão sendo investigadas alternativas para a calcinação
e vitrificaçao por causa dos seguintes motivos redução do
custo da solidificação e/ou da estocagem, simplificação opera
cional, tornando-a um processo mais confiável, produzir for -
mas inertes de rejeitos não compatíveis com a vitrificaçao
Os Tanques de Estocagem
/
O rejeito radioativo solido de alta atividade, deverá
ficar estocado por aproximadamente 10 anos em um local apro
priado, de onde será transportado para um repositório Duran
te o período de estocagem provisório , o calor gerado pelo
decaimento radioativo deverá ser continuamente retirado de
modo a manter os recipientes estocados em uma temperatura se-
aura Com esta finalidade foram projetados diversos sistemas
de refrigeração, como a refrigeração por água e por ar
Os tanques de estocagem são projetados de modo a a) dar
para todas as pessoas envolvidas nesta operação proteção con
tra a radiação, já que neste caso a água serve como blinda -
gera, b) transferir o calor gerado por um meio de troca de ca
lor (água/água), assim mantendo o tanque dentro daquela faixa
de temperatura adequada, c) servir como uma barreira de con -
finamente para o rejeito sólido que porventura venha a esca
par dos recipientes , d) permitir uma supervisão direta dos
61
recipientes nela contidos. A Figura 2 12 mostra um sistema
de remoção de calor do tanque de estocagem provisório
Os recipientes são estocados em tanques revestidos
com aço inoxidável e cheios de água O calor gerado devi
do ao decaimento radioativo é transferido do rejeito para
a água do tanque e por meio do uso de um sistema de refrige
ração é liberado para a atmosfera Para aumentar a confia
bilidade destes tanques de estocagem, projetou-se também um
sistema redundante com bombas, trocadores de calor e sistema
de emergência para o fornecimento de água Para minimizar a
corrosão dos recipientes de aço inoxidável e do revestimento
dos tanques, durante a estocagem, a água circulada deve pas
sar por um sistema de filtragem e desmineralização
Estocagem Provisória
Em todos os países, como os locais para a dispersão -
geológica final ainda enoontram-se em estudos, está procuran
do-se desenvolver estudos que determinem locais onde o
rejeito solidificado possa ser estocado provisoriamente ,
até que se encontre uma solução definitiva para os problemas
relativos ao repositório geológico final
Os objetivos principais para esta estocagem são
- proporcionar uma estocagem segura do rejeito solidi^
ficado de alta atividade por um período de 100 anos.
62
C I R C U I T O F H ' I Á R I O
DE RLFR1CLPAÇÃ0
SISTEM/ DE
E M E R G E N C I A
T A N Q U E DE
A R M A Z E N A M E N T O
DE C O N C R E T O COM
R E V E S T I M E N T O DE
AÇO I N O X I D Á V E L
HlHKt DE K E F R I G F R / ^ A O
SlSlí-MA SMll'UÍRIO DE RhFR 1 ( F I (, AO
T E M P E R A T U R A DA ÁtUA
Jjjj ll R E C I P I E N T E S
FIGURA 2 12 - Sistema de Remoção de Calor do Tanque de Fstocaqem
Provisoria dos irecepientes contendo Rejeito Radioa
tivo de Alta Atividade
63
- assegurar proteção pública da radiação gerada pelo
rejeito solido,
- assegurar uma operação segura da instalação, além de
possibilitar a recuperação do rejeito sob condições normais
e de acidente,
- assegurar a proteção do meio ambiente
O rejeito é recebido em recipientes de aço inox selados
dentro de casco de aço-carbono para estocagem O casco é colo
cado dentro de uma blindagem de concreto (unidades de estoca
gem) que são colocados sobre suportes de concreto ao ar livre.
2 3 1 2 - Rejeitos Radioativos Contaminados com Elementos
Transurânicos
Como no caso de rejeito de alta atividade, os rejeitos
sólidos contaminados cora elementos transurânicos são deriva
dos da operação da unidade de reprocessamento do combustível
Este tipo de rejeito consiste de líquido solidificado, fil
tros materiais provenientes do desencamiscunento do elemento
combustível e refugos em geral
Uma parte do rejeito é combustível e, assim, esta pro
priedade proporciona uma vantagem que é a de podermos redu -
zir o volume , por outro lado temos a desvantagem do perigo
de fogo
64
•
1
O sistema selecionado para o manuseio do rejeito com
bustível é baseado no princípio da incineração com ar contro
lado Esta técnica proporciona urna redução de volume além de
tornar o resíduo, resultante da combustão, quimicamente iner
te As outras alternativas tecnológicas , tais como a compac
tação, a fixação do rejeito retalhado em concreto, não resul
taria em redução de volume e tão pouco eliminaria o problema
da combustibilidade do rejeito
A compactação é a técnica mais empregada na redução de
volume, dentro da indústria nuclear , com a qual podemos ob
ter reduções de volume, ordem de 3 a 5 vezes Porém, enquanto
a compactação diminui o volume a ser transportado, não diml^
nui a possibilidade de ter-se fogo A encapsulação do rejeito
retalhado e misturado com um material matriz nao combustível,
como o cimento, elimina a combustibilidade e reduz a mobilida
de dos radioisótopos contidos, porém, a redução de volume é
desprezível e a adição do concreto aumentará significantemen
te a massa total do rejeito a ser manuseado
Em relação ao rejeito combustível, pode-se dizer que já
há uma certa experiência , pois a incineração deste tipo de
material vem sendo realizada há mais de 25 anos em vários
países Os diversos métodos empregados tem reduzido o volume
de rejeito por um fator de 20 a 50, dependendo do processo ,
composição do rejeito e sua densidade quando gerado Existem
vários métodos de incineração de rejeitos contaminados com
elementos transurânicos e mais ura bom número de métodos que
se encontram presentemente era desenvolvimento, com boas pers-
65
pectivas futuras Atualmente, o método mais empregado é o
da incineração com ar controlado e um sistema de tratamento
de gases
O rejeito que não é combustível, inclue o material do
desencamisamento dos elementos combustíveis, os materiais em
geral anexos com estes mesmos elementos combustíveis e também
uma certa quantidade de rejeito impregnado de plutónio prove
niente da unidade de reprocessamento e da unidade de fabrica
ção do combustível (dependendo da Alternativa adotada) Assim,
temos o "Zircaloy" , pequenas quantidades de aço inoxidável ,
"Inconell" e outros materiais usados para espaçadores etc
Dentre os métodos empregados para a imobilização dos ma
teriais do desencamisamento podemos citar aqueles que usam o
cimento, betume e a areia ro^o m«tn7,onde estes materiais
devem ser imersos, diminxiindo a probabilidade de ocorrer in
cêndios
O cimento e o betume tem a vantagem de excluir quase to
talmente o oxigênio, bem como imobilizar o rejeito e propor -
Clonar uma boa resistência a lixívia Fxistem, também, outros
métodos ,que estão em estudos como, por exemplo , o que empaco
ta o rejeito sem tratamento , a compactação mecânica ou um -
sistema que proporciona o aumento da densidade
Os equipamentos substituídos ( por falha ou desativarão
devido ao tempo de uso) consistem principalmente de rejeitos
metálicos como, por exemplo, os manipuladores, agitadores ,
66
bombas, tubulações etc As principais alternativas para o
tratamento destes equipamentos levam em consideração a des
contaminação dos equipamentos, sequindo-se o acondicionamen
to direto em recipientes especialmente projetados para este
fim, ou a redução do volume de modo a utilizar-se de recipi
entes padrão
Os filtros que constituem-se era pequena parcela do r_e
jeito total, são aqueles usados nos processos de tratamento
de gases, nos dutos de ventilação, para remover os aerosõis
dos gases Estes filtros tem diversos tamanhos, incorporan
do partes de metal, madeira ou estruturas moldadas, sendo -
que esta última parte pode ser retirada e incinerada Ape -
sar de termos em disponibilidade tecnologia de acondionamen
to de filtros sem tratamento prévio, o método mais aconse -
Ihãvel para este caso é aquele que emprega a compactação ,
oferecendo uma redução de volume igual a aproximadamente 4
vezes
Devemos ainda nos referir, como rejeito contaminado
com elementos transurânicos os materiais plásticos, roupas
protetora*;, luvas e pequenos equipamentos, objetos de vidro
empregados nos laboratórios, etc Este tipo de rejeito não
possui qualquer tratamento especial, havendo somente uma se
paração dos combustíveis, que são incinerados e as cinzas -
imobilizadas com cimento daqueles não combustíveis que são
compactados e tratados juntamente com os filtros ou equipa
mentos danificados Os líquidos que podem ser dispersos, co
mo por exemplo, as soluções usadas nos sistemas de trataraen
67
to de gases, as resinas de troca-iônica e os solventes degra
dados, devem ser incorporados ao cimento, o que nos dá um
aumento de volume da ordem de 25 a 100%, dependendo do con -
teúdo do líquido Embora não haja regulamentação específica
sobre a solidificação destes líquidos, usa-se solidificá-los
pois isto nos garante uma maior segurança no seu manuseio
Assim, este tipo de rejeito é imobilizado com o emprego de
cimento Portland Como forma alternativa de tratamento pode
ser citada a evaporação seguido de acondicionamento dos resí^
duos sólidos O uso do betume como matriz tem sido desencora
jado devido a possibilidade de auto-combustão especialmente
quando temos rejeitos compostos a base de nitratos
2 3 1,3- Rejeito Radioativo de Baixa Atividade
Podemos considerar como rejeito radioativo de baixa -
atividade todo rejeito que não seja o rejeito de alta ativi
dade e o rejeito contaminado com elementos transurânicos
Fste tipo de rejeito será o de maior volume gerado dentro do
ciclo do combustível nuclear, porém, será aquele que conterá
a menor parcela de radioatividade Os principais radionucll
deos contidos neste rejeito são o Cobalto-60, Césio-134 ,
Césio-137 e produtos de ativação Estes isótopos , que pos
suem meia-vida máxima de aproximadamente 30 anos, decaem pa
ra níveis inofensivos em um prazo de dezenas e centenas de
anos, mas mesmo assim exige -se uma certa isolação durante
este período de decaimento
68
O rejeito de baixa atividade é classificado em três ca
tegorias
- rejeito sólido úmido,
rejeito seco, que pode ser submetido a compactação,
- rejeito seco, que não pode ser submetido a compacta
ção
A primeira categoria diz respeito ao rejeito gerado du
rante o processo de tratamento que mantém a qualidade da
água da instalação e redução da concentração de radioatlvida
de nos líquidos efluentes a níveis aceitáveis No tratamen
to dos líquidos incluem-se a filtragem, evaporação e desmine
ralização
Como rejeito úmido são considerados os sedimentos re -
colhidos dos filtros, resinas esgotadas e soluções regeneran
tes concentradas Para o caso de rejeitos sujeitos ã compac
tação incluem-se materiais como roupas, papéis, trapos, fil
tros de ventilação, etc
Entre os rejeitos que nSo podem ser submetidos ã com -
pactação encontramos pequenos instrumentos, ferramentas des
cartadas, artigos de vidro empregados nos laboratórios,
etc
2 3 1 4 - 0 Plutonio como Rejeito
Quando adotada a Alternativa II (operação do ciclo do
69
combustível com reciclaqem do urânio) o plutonio produzido
nos reatores não é recuperado Consequentemente, o seu va
lor como combustível nuclear ê desperdiçado
Devido a sua toxicidade e problemas relativos a cri-
ticalidade, o plutonio deve receber atenção especial no seu
manuseio e tratamento para uma posterior disposição em um
repositório
A Alternativa II requer a operação de uma unidade de
reprocessamento de modo a nos permitir a recuperação deste
urânio contido no combustível irradiado Assim sendo podemos
manusear o plutonio de varias maneiras, ou seja
- inserindo-o no fluxo de rejeito de alta atividade,
- isolando-o e tratando-o como fluxo de rejeito inde
pendente ,
- deixando-o com alguns produtos de fissão,
- levando a cabo a sua separação de modo a atingir-se
um alto grau de pureza
Existem algumas vantagens e desvantagens nas opções
citadas acima inserindo o plutonio no fluxo de rejeito
de alta atividade, simplificamos o processo porém complica
mos o manuseio, por causa dos requisitos de controle de cri^
ticalidade, deixando o plutonio com os produtos de fissão ,
tornamo-lo menos atrativo como alvo para uso ilícito, porém,
requer-se um sistema de controle remoto alêm de equipamentos
altcimente blindados, e no caso de optarmos pela purificação
70
do plutonio, evitamos o uso de equipamentos muito blindados,
porém tornamos a massa do plutonio obtida, um verdadeiro al
vo para usos ilícitos
Deve-se ter em mente, todos os problemas que o pluto -
nio pode causar, oelo fato de estar misturado com rejeito de
alta atividade como por exemplo, o tanque de estocagem desta
mistura que nio foi analisado, bem como, os processos de so
lidificação, já que os métodos a serem empregados , devem -
agora levar em consideração a presença do plutonio
2 3 2 - 0 Armazenamento do Combustível Irradiado
O combustível irradiado, que é retirado do cerne do
reator, deve ter um destino pré-estabelecido de acordo com
a alternativa de operação do ciclo do combustível adotada
Porém, qualquer que seja esta alternativa, necessitamos de
tanques de armazenamento, onde o combustível deve permanecer
por um período de resfriamento Este tanque de armazenamento
é localizado próximo ao reator, sendo que as unidades de re
processamento também possuem tais tanques
Os tanques de armazenamento, além da estocagem do com
bustível nos propicia a refrigeração (normalmente pela trans
ferência do calor para o meio ambiente através de um siste
^ ma secundário de refrigeração e um trocador de calor) e blin
V- dagem , a inspecção e o controle dos materiais radioativos ,
liberados pelos elementos combustíveis danificados, para a
água do tanque
71
Um tanque de armazenamento típico localizado nas usinas
nucleares ( -1000 MWe) tem capacidade de armazenamento de 100
a 250 toneladas de metal pesado, ao passo que na unidade de
reprocessamento encontramos tanques com capacidade projetada
de acordo com as dimensões da unidade Assim, encontramos nos
EUA, para a usina de Barnwell, um tanque com capacidade esti
mada em 360 toneladas de metal pesado Para a usina de Míd-
west, também nos FUA, o tanque foi projetado com uma capaci -
dade de 90 toneladas de metal pesado
Rejeitos Gerados
Os rejeitos produzidos na operação dos tanques de arma
^ zenamento são devidos principalmente aos elementos combustí
veis danificados que introduzem a radioatividade nestes tan-
ques e aos produtos de corrosão atividos que aderem ã super
fície do encamisamento
Para manter a água limpa e manter os níveis de radia -
ção suficientemente baixos de modo a permitir uma operação -
segura, são executadas algumas operações que incluem a fil -
tração e troca-iônica Estes filtros e resinas, quando esgo
tados, fazem parte do rejeito total gerado
Devemos incluir como rejeito gerado na operação que en
volve tanques de armazenamento, a água usada na lavagem dos
cascos usados no transporte dos elementos combustíveis para
a unidade de reprocessamento Estão também computados , os -
IN T I T U C L f f c = Q U *fe t P E IC S C N U C L E A R E S
I P E N
72
»
filtros de alta eficiencia para partículas ("HFPA filters" )
empreqados na descontaminação do ar que circula nas instala
ções dos tanques e é usado na secagem dos cascos empregados
no transporte
73
3 IRANSPORPL DL MATERIAIS RADIOAJIVO^
O transporte de materiais radioativos é um importante elo
dentro do ciclo do combustível nuclear, além de ser um fatoi
significativo na determinação do impacto ambiental nas opera
çoes da industria nuclear / 27 /
O ciclo do combustível nuclear tem 9 passos envolvendo o
transporte de materiais radioativos entre as unidades que
compõe este ciclo Assim
/
a - transporte do minério para a unidade de benrficiamen
to,
b - transporte do concentrado de urânio ("Yellow cake")
para a unidade de conversão em UF ^ ,
c - transporte do hexafluoreto de urânio natural (UFg )
para a unidade de enriquecimento isotópico,
d - transporte de UFg enriquecido para a unidade de con -
versão em dióxido de urânio (UO^^) , que poderá ou não
estar associada a unidade de fabri.cação do elemento
combustível,
e - transporte do elemento combustível fabricado para os
reatores nucleares de potência,
r - transporte do elemento combustível irradiado para a
unidade de reprocessamento, onde (emos a recuperação
do urânio e do plutonio na forma de nitrato Estes
dois elementos sofrem conversão para UFg e PuOg» res-r
pectivamente, dando-nos mais dois passos no transpor
te de materiais nucleares,
74
g - transporte do UFg recuperado para a unidade de enrique
cimento isotópico,
h - transporte do PuOg para um local de estocagem, a partir
do qual será levado para o aproveitamento do seu valor
como combustível nuclear,
1 - transporte dos rejeitos gerados em todo o ciclo do com
bustível nuclear, sendo que deve-se destacar o rejeito
de alta atividade, o material gerado no desencamisamen
to do elemento combustível ("claddmg hulls") que al
guns autores consideram como material contaminado com
elementos transurânicos, englobando assim diversos ti
pos de materiais
Dc acordo com as normas editadar pela Agência Intprnario -
nal de Lnergia Atômica / 52/ no seu paragrajo 121, nos três
primeiros itens temos o transporte de material de baixa ati
vidade específica
Nos cinco primeiros passos que estão ligados, temos a pre
paração do combustível que deve ser irradiado no reator e co
mo pode se observar não levamos ainda ein consideração os re
feitos produzidos nestas operações Os rp-|eitos gerados na
mineração devem ser deixados no próprio local, não necessi -
tando de Iraiioporte, ao passo que o rcjtilo radioativo gera
do nas unidades de enriquecimento isotópico e na fabricação
do elemento combustível serão computados quando do calculo -
do montante de reieito gerado em todo o ciclo
O acondicionamento e transporta destrs materiais radioati
vos são regulamentados internacionalmente pela Agência In -
75
teriiacional de Enerpia Atômica (TALA) / 52 / Estes regulamen
tos Joram olaboradoo de modo a
1 - assegurar a proteção de todas as pessoas envolvidas no
transporte, além do público , contra exposição a radia
ção devido a piesença destes materiais radioativos em
condições normais
2 - assegurar que o acodicionamento para materiais radioa
tivos se^am projetados e construídos, de forma que em
condições normais e de acidentes, seja improvável a
liberação destes materiais para fora dos acondiciona -
mentos
O primeiro objetivo destes regulamentos é satisfeito impon
do-se limitações nos níveis de radiação na superfície externa
dos recipientes de contenção dos materiais radioativos obede
cendo assim, as normas básicas de segurança daquela Agência
Levantamentos radiológicos devem ser feitos periodicamen
te, de modo a assegurar que o nível máximo de exposição para
cada pessoa não seja ultrapassado e sempre que houver suspei
ta do que possam ser atingidos os níveas máximos permissí
veis / 1 0 3 /
O segundo objetivo o satisfeito por mejo do uso de normas
padrão para o projeto das embalagens e programas de qualida
de que incluam testes apropriados de modo a garantir a inte
gridade destas embalagens durante a sua vida útil sob condi
ções normais e de acidente Todas as embalagens devera_ser
projetadas para impedir que ha]a liberação de material radioa
tivo, não somente durante as condições normais de transporte,
76
mas lambem sob condições anormais postuladas e deíinidas pelos
regulamentos criados
3 1- Tipos de Transporte
Os principais meios de transporte para os rejeitos^ radioa
tivos e para os materiais combustíveis dentro do ciclo do com
bustível nuclear são, sem dúvida, o rodoviário e o ferrovia -
n o Em vasos especiais, podemos ter o transporte realizado -
por iiicio de barcos c aviões O transporte realizado por bar -
C O S tem algumas vantagens em potencial como, por exemplo, a
possibilidade de transportar grandes volumes de material,alem
de não sofrer certas restrições encontradas em outros meios -
de transporte, fato este que esta estimulando as investiga -
ções para um uso cada vez mais crescente deste meio o trans
porte aéreo, atualmente, e mais requisitado para um rápido -
deslocamento de pequenas quan-t idades de radioisótopos usados
em pesquisas ou com finalidade medica Ao contrário do que o
publico pensa, o transporte aereo não e tão usado quanto o
transporte rodoviário ou o transporte ferroviário, não por
motivos áo segurança, la que a taxa de acidentes porn veíru
los rodoviários de carga nos Estados Unidos é de 1,6 x 10~^'
acidentes por milha, ao passo que a taxa de acidentes para Q
os aviões de carga e de 5 ,6 x 10" acidentes por milha /107/
Como podemos observar o transporte aéreo é mais seguro que
o rodoviário , e apesar de seus acidentes serem mais severos,
deve ser levado em consideração que, provavelmente, este aci
dente deva afetar um menor numero de pessoas já que as ro -
tas aereas atravessam geralmente zonas de (jaixa densidade po
7/
pulacional em sua maior extensão Eiri se tratando do transporte
aéreo do combustível nuclear não irradiado, devemos ainda no
tar que, a população ao longo da rota recebera uma dose de ra
diação menor, devido a altitude do aparelho Em relação a segu
rança (contra sabotagem , terrorismo), o transporte aereo é
menos vuneravel poio exige requisitos de segurança somente nos
pontos de embarque e desembarque
Como desvantagens do transporte aéreo podemos citar para o
combustível nuclear não irradiado constatou-se que o preço de
transporte é aproximadamente quatro vezes superior ao do trans
porte rodoviário, nos Estados Unidos /l07/, para um mesmo per
curso, tornando-se antieconômico, o combustível irradiado, ro--
mo exige blindagem e sistemas de dissipação de calor, torna os
recepitentes demasiadamente pesados de modo que o uso des
te meio de transporte é totalmente inadequado para este fim
O transporte aereo e regulado pela "International Air Trans -
port Association, lATA"
De uma maneira geral, a maior parte dos carregamentos de
materiais radioativos são assim levados a cabo mediante o uso
do t t an^. por Lf lodovjajjo, poi pt opcir c i onar um modo eronômifo
e flexível de transporte para uma extensa variedade de mate -
riais Estes carregamentos, porem sofrem limitações de pe -
so, devendo obedecer os regulamentos do Departamento Nacional
de Estradas de Rodagem (DNER) quando o movimento se der em es
tradas federais e Ob i egulameiitos dos Departamentos Estaduais
de Estrada de Rodagem (DER) quando as estradas utilizadas fo
rem controladas poi or/cinismoo cslarJuaio
78
No caso doo rejeitos radioativos de alia atividade o do com
bustível "queimado", espera-se utilizar o transporte ferroviá
rio, jd que este meio, pode suportar cargas de 100 ou mais to
neladas, que o requerida para o transporte deste tipo de mate
rial nuclear
3 2- Normas e Requisitos para o Acondicionamento de Materiais
Ivadioativos
O acondicionamento e transporte de materiais radioativos -
são regulamentados pela Comissão Nacional de Energia Nuclear
(CNEN), que atualmente baseia suas regras em normas publica -
das pela AIEA / 52/, onde encontram-se os critérios a serem -
seguidos Em certos aspectos, como as limitações para o peso
bruto dos veículos, rota, etc, devera haver uma cooperação dos
Depaitamentos de Estrada de Rodagem (Nacional e Estadual) ou
das Redes Ferroviarias (Federal e Estadual)
Estes critérios apresentados têm por finalidade assegurar
que as embalagens pro-jetadas para satisfazer as normas podem
ser usadas em todos os meios de transporte e que resistirão às
condições eventualmente encontradas durante os acidentes En
contra-se taml)om incluso na publicarão da Agência, uma secção
sobre métodos de ensaios que podem sur levados a cabo nos la
boratorios o nos campos de prova, Uoando-.e equipamento.) (
instalações la disponíveis Sfpundo a definirão encontrada
neste regulamento / 52/, no se\i paragrafo 129, a embalagem
significa o coi lunto dos coitiponenI e n e c e i s a r i o s para cumprir
o que estabelece este regulamento podende», em par ticular, con-
79
sistir de um ou mais receptáculos, material absorvente, es1ru
turas de espaçamento, blindagem contra radiação e dispositi -
vos para reírigeração, absorção de choques mecânicos e isola
mento térmico
As embalagens devem ser projetadas de modo a proporcionar
um elevado grau de confiabilidade, garantindo proteção e segu
rança para o publico e para os materiais transportados sob
condições normais de transporte e em severos acidentes Contu
do, o transportador não tem controle sobre a probabilidade de
ter o seu carregamento envolvido em acidente o que nos leva
a alguns ítens básicos que deverão ser observados no seu pro
jeto, a saber
1- o recepiente externo tem como íunrão conter o material
radioativo durante o transporte, mesmo que ou1ros rece-
pientes no seu interior apresentem perdas,
2 - deve possuir blindagem contra radiação,
3- deve possuir um sistema de dissiparão de calor gerado,
''f- deve possibilitar tomadas de providencias gerais de se
gurança nuclear
Devem ser ciladas também, outras medirlas que, em conjunto
com os itens básicos, nos forneçam uma visão geral do procedi
mento adotado e garanta-nos um sistema redundante de seguran
ça
5 - manter métodos de proieto conservativos,
ò- adotar margens de seguraiu a,
/- fornecrt condição do vi Joria,
verificai rot i nei rameni e todo o sistema
I
80
Podemos separar os materiais radioativos sólidos, quanto a
forma, em dois grupos os materiais radioativos de forma espe
cial ( M R F S ) , por constituir-se em material radioativo em esta
do sólido que não se dispersa, ou a m d a numa cápsula selada -
contendo o material radioativo A capsula selada deve ser cons
truída de modo que so possa ser aberta destrumdo-se a mesma
O ma1erial radioativo de forma especial deve satisfazer as
normas especificadas nos parágrafos ^726 e 737^'da secção VII
no regulamento publicado pela Agência, ítens estes que espe -
cificam os ensaios a que sujeitar estos materiais Os en -
saios incluem os seguintes tópicos ensaio de resistência ao
choque ,ensaio de percussão, ensaio de aquecimento, ensaio de
flexão Após cada ensaio deve ser feita uma verificação de
fuga por um meiodo não menos sensível do que o especificado -
pela Agência nos parágrafos 736 e 737 // 52 / O conceito de
forma especial, permite a inclusão de maior atividade em uma
embalagem [Tipo A j O segundo grupo h constituído dos materiais
radioativos solidos de "forma normal,", que são aqueles não en I-
quadrados como de forma especial (MRPS)
Para uma perfeita compreensão d o o regulamentos da Agência
e deste trabalho, vamos aqui definir A^ e como foi propos
to pola Agêueii A^ il( ve oi/nilicji i iiiu/ima atividade d f um
material radioativo d e forma especial ( M R R S ) permitida em um
embalado do tipo A (ver dotinição prensa na secção segui n-
te^ máxima atividade d e um mateilal rad^oa^lvo de "forma nor
mal" permitida em um enibalaelo I ipo A
81
Embalados e Embalagens
embalagem Tipo A é aquela p r o ] P l a d a de modo a resistir as
condições normais de transporte e deve satisfazer os ítens con
tidos entre os parágrafos 709 e 717 da Secção VII das normas
da Agência 1 sLrs ítens mclucm rusaio d r espargimcnlo de
água, ensaio de queda livre, ensaio de compressão e ensaio de
penetração Estão incluídos aqui os parágrafos contendo os tes
tes para líquidos e gases
O embalado "lipo A deve signilicar a embalagem Tipo A -junta
mente com o Gou conteúdo radioativo Jjtniludo
A embalagem Iipo L e aquela proielada de modo a rr j j s I l j
aos efeitos das avarias provocadas poi um acídente de tran'- -
porte, satisfazendo para isto os requisitos contidos entre os
paragiaíos / 0 9 e 7?1 das normas da A/ -êru j a / 52 / Alem doo
testes a que se devc submeter a embalagem Tipo A, a embala -
gem do Tipo B deve ainda passar por um rmaio mecânico, rn -
saio térmico e um ensaio de imersao O ensaio mecânico consis
te era duas quedas sobre um alvo, sendo quo a ordem na quul
é submetido, deve objetivar o maxiuio dano possível, apos o en
saio lermico que o (. fur
P^s normas abrangem duas esprcie., de rmljalados do Ii po B
o Tipo B (U) significando a embalagem do 'Jipo B em conjunto -
com o seu conteúdo radioativo, a qual e projetada dr modo a
salisíazer Lodoo os criterios dr- projeto a ela reierida, o
82
T i p o R(M) s i D i i J Í i c a a e m b a l a g e m d o I i p o B em c o n - ] u n l - o com o
s e u c o n t e ú d o r a d i o a t i v o e o n d e o s e u p r o j e t o n a o s a t i s l a z um
o u m a i s c r i t e r i o s d e p r o j e t o a d o t a d o s p a r a o e m b a l a d o d o T i
p o B ( U ) O e m b a l a d o i i p o B ( U ) r e q u e r a p r o v a ç ã o u n i l a t e r a l d o
p a í s d e o r i g e m d o e m b a l a d o O e m b a l a d o T i p o B ( M ) r e q u e r a p r o
v a ç ã o d e t o d o s o s p a í s e s e n v o l v i d o s
Em r e l a ç ã o a o s e m b a l a d o s , o s r e g u l a m e n t o s d a A / ^ e n c i a a í n
d a p r o v ê m ( a ) r e q u i s i t o s a d i c i o n a i s e s p e c í f i c o s p a r a o s e m
b a í d o s d o T i p o A , e i t r e o s p a r a g r a í o o 210 e 22,6, ( b ) r e q u i D_I_
t c ^ a d i c i o n a i s e s p e c í í i c o s p a r a o s e m b a l a d o s d o T i p o B ( M ) r n
t r c o s p a r á g r a f o 3 [2-í) 2 e ?'tà\ A Af e n c í a , v i s a n d o umo m r l h o r -
c o m p r e e n s ã o d o s s e u s r e g u l a m e n t o s , p u l j l i c o u t a m b é m o " A d v i
v i s o r y n i a t e r i a l í o i 1he A p p l i c a t i o n o í t h e I A E A T r a n s p o r t F r
g u l a t i o n s "
L i m i t e s d e A t i v i d a d e s p a r a o s E m b a l a d o s T i p o A e T i p o D
N o s r e g u l a m e n t o s p u b l i c a d o s p e l a A g ê n c i a em 1 9 6 1 e 1 9 6 /
/ 4 9 / / 5 I / o s r a d i o n u c l í d e o s e s t a v a m r 1 a s s i f i c i d c ^ em s e l e
g r u p o s , c a d a q u a l t e n d o um l i m i t e p a r a a a t i v i d a d e m á x i m a A
e d i ç ã o m a i s r e c e n t o p o r e m , a p r e s e n t o u um n o v o s i s t e m a d e n o r i u
n a d o s i s t e m a k-^/Ar^, q u e c o a d o t a d o p o r r jos E s t e s i s t e m a p o
d e s e r s u m a r i z a d o c o m o s e s e g u e
T A B E L A 3 1 - L i m i t e d o C o n t e ú d o p a r a o I m h a l a d o 1 1 p o A
R A D I O N U C L Í D E O L I MI L I DO CONIEUDO ( C i )
em f o r m a e s p e c i a l
em f o r m a n o r m a l —
^ A ,
OS L I M I T E S DE D I I V I D A D E P A I - A O o E M B A L A D O S T I P O B ( U ) E T I
P O R(M) SAO A Q U E L E S P I E S C R I T O S n o ^ SEUS C E R I L Í I C A D O - ^ DE CIPI O -
VAÇ S o
OS MÉTODOS A D O T A D O S P A R A D E T E R M I N A R O ^ V A L O R E S DE E A G
SÃO A P R E S E N T A D O S N A S E C Ç Ã O T V D A S N O T M A ^ DA A G Ê N C I A , ONDE T A M
BÉM PODEMOS E N C O N T R A R O MÉTODO DE C Á L C U L O P A R A A M I S T U R A DE
R A D I O N U C L L D E O S , BEM COMO P A R A A C A D E I A DE D E C A I M E N T O R A D I O A T I ^
VO
3 2 1 - R E Q U I S I T O S P A R A O S E M B A L A D O S C O N T E N D O M A T E R I A I S F Í S S E I S
COMO M A T E R N A L F Í S S I L E N T E N D E - S E O p l u t 5 r i i o - 2 3 9 , O P L U T O -
N I O - 2 4 1 , O U R Â N I O - 2 3 3 , O U R Â N I O - 2 3 5 OU Q U A L Q U E R M A T E R I A L -
QUE C O N T E N H A UM DOS P R E C E D E N T E S L S T E . M A T E R I A I S QUE EXCEDERA
1 5 GRAMAS P O R V O L U M E , OU V O L U M R S DE S O L U Ç Õ E S HOMOGÉNEAS H I -
DROGONADAS OU M I S T U R A D A S , N A S Q U A I ^ " A Q U A N T I D A D E E X C E D E 5 0 0
GRAMAS DE U-2jo OU DR PU E A M D Ã NU CAOO DE E X C E D E R 8 0 0 G R A
MAS DE U - 2 3 5 P O R V O L U M E , DEVEM S A L I ' ^ ^ Í A Z E R A L G U N S R E Q U I S I T O S
DE C O N T R O L O NO T R A N S P O R T O DE T I L MODO QUO A C R I T I C A L I D A D E -
NÃO P O S S A O C O R R E R ERA Q U A I S Q U E R C O N D I Ç Õ E S P O S S Í V E I S
O S R E G U L A M E N T O S D A A G Ê N C I A N O S LORNECERN T A M B É M E N T E R R O S
A SEREM O B S E R V A D O S P A R A O C O M B U S T Í V E L N U C L E A R I R R A D I A D O NO
QUAL O M A T E R I A L F Í S S I L NÃO E S T A E S P E C I F I C A D O , E A S P R E C A U
ÇÕES E S P E C Í F I C A S i SEREM T O M A D A S CORA OS E M B A L A D O S F Í S S E I S -
DA C L A S S E T , C L A S S E T I o C L A S C R T T I
84
Os embalados do inaLeriais íísse±s, L x c o t o p a r a os casos fs
p e c i f i c a d o s no p a r á g r a í o 601 das n o r m a s da A g ê n c i a , devem ser
c l a s s a f i c a d o s em urna das três c l a s s e s
a- C l a s s e f í s s i l I embalado que o f e r e c e s e g u r a n ç a n u c l e a r ,
p o d e n d o em quaisquer c i r c u n s L a n c i a s p r e v i s í v e i s , ser
t r a n s p o r t a d o era qualquer tiumoro r airar)]o,
b- C l a s s e f í s s i l TI embalado que em n u m e r o l i m i t a d o , ofr-
rece s e g u r a n ç a sob o po n t o de v i s t a n u c l e a r , p o d e n d o em
todas as c i r c u n s t a n c i a s p r e v i & í v e i o ser t r a n s p o r t a d o em
q u a l q u e r a i r a n j o ,
c- C l a s s e físsil I I I embalado que soraente d e n t r o de ar ran
]o e s p e c i a l , o f e r e c e s e g u r a n ç a sob o p o n t o de v i s t a n u
cl e a r
A s e g u r a n ç a nuclear no t r a n s p o r t e e ob'-ervada, c e r t i f i c a n -
do-se que o c o n t e ú d o de c a d a erabalado onde o m a t e r i a l físsil
esta p i e s e n t e e s u b c r í t i c o quand<i cnlre/'Uf ao trar'spor t ador e
que o embalado ó pi o |r t ulo dr tal in mr i i j qui f'" líf or r a uh
c r i t i c o sob qualquer c o n d i ç ã o que p o s s a aor e n c o n t r a d a d u r a n
te o transporte, incluindo- j C a c i d e n t a s Alem d i s s o , o cou -
feudo eleve s^ r ljiiii1ad(), ou m e l h o r , o nuinr i o de orrilialados de
ve ser tal c|uo, me 3rao rm ca^o de um r ca/ l u p i m c u t o , o veiculo
ou a area per in anecei ão ubc r 111 co T , c o n s i d e r a n d o - s e os casos
de a c i d e i t e s e e r r o s d e inanu j l i o Im p a r t i c u l a r , devem ser
considet ados as bo,nunlp<^ con t i n;jcnc i a s
85
•
a - i n f i l t r a ç ã o d e a g u a n o s v o l u m e s ,
b - a p e r d a d a e f i c i ê n c i a d o s m o d e r a d o r e s o u a b s o r v e d o r e s d e
n ê u t r o n s ,
c - p o s s í v e i s r e a g r u p a m e n t o s p a r a u m _ a r r _ a n j ^ m ^ i s _ r e ^ ^ o
q u e r d o n b r o d o s e m b a l a d o s , q u « r como r e s u l t a n t - r d a r u p
t u r a d o e m b a l a d o ,
d - r e d u ç ã o d o s e s p a ç o s e n t r e o s e m b a l a d o s o u c o n t e ú d o s ,
e- i m e r s ã o d o s e m b a l a d o s o u c o n t e ú d o s ,
T - a u m e n t o d a ( o j l i v j d n d r d r v u J o i m u d a n c o - ^ d r t r m p r r j l u r i
C a t e g o r í a s d o s E m b a l a d o s e C o f r e s d e C a r g a
O c o f r e d e c a r g a deve s i g n i f i c a r u m e q u i p a m e n t o d e t r a n s p o r
t e p r o j e t a d o p a i a l a c i l i t a i o t r a n ^ p o i l e de m e r c a d o r i a s ] ) u r
m e i o d e u m o u m a j s modoT d e t r a n s p < n l f ^ e m r e c a r r e g a m e n t o m -
I e r i i i e d i a i l o
O s e m b a l a d o s e c o f r e s d e c a r g a d e v e m s e r e n q u a d r a d o s e m u m a
d a s sCguintoo c a l c g o i l a ^
a ) C a t e g o r í a 1 - H o l u l o B r a n c o q u a n d o a t a x a d e e x p o s i ç ã o
a r a d i a ç ã o o r i g i n a r i a d o e m b a l a d o n a o e x c e d e 0 , 5 m R / h , o m
q u a l q u c j p o n i ó d a . u p c i í í c i í c a l c i n a d o e m b a l a d o , a C [ u a l
q u e i m o m e n t o d o t r a n s p o i l e e o e m b a l a d o n ã o p e r t e n c e a
C l a s s e f i s s i l E T o u I T l C o f i c d e C a r g a q u a n d o o c o f r r
d o c a r g a r o n t o m c m u a l a d o s d r m a l e r i i i s r a d i o a t i v o s , d c
q u a i s n o n h u m e - > t a c l a s ^ i L i c a d o c m r j l r / ' o r i a d i f e r e n l e d a
C a t e g o r i a i - R o t u l o B r a n c o
86
b ) C a t e g o r i a I I - R o t u l o A m a r e l o q u a n d o o l i m i t e de r a d i a
ç a o p a r a a C a l o g o r i a L - R o t u l o B r a n c o é e x c e d i d o , o u
q u a n d o o e m b a l a d o p e r t e í i c t a r iasor í í s s i l I I , e a i n d a -
q u a n d o
b i ) a t a x a d e e x p o s i ç ã o a r a d i a ç ã o o r i g i n a r i a d o e m b a l a
d o n ã o e x c e d e 5 0 m R e m / h e m q u a l q u e r p o n t o d a s u p e r f i _
c i e e ^ ^ t e i n a d o e m b a l a d o , a q u a l q u e r m o m e n t o d e t r a r i s
p o r i e e ,
b i i ) o í n d i c e d e t r a n s p o r l c ( n u m e r o que expressa o m ã x i
m o n í v e l d e r a d i a ç ã o e r i i m R o m / h a u m m e t r o d a s u p e r ^
r í c i e e x t e r n a d o e m b a l a d o ) n ã o e x c e d e 1 , 0 a q u a l -
q u e r m o m e n i o d e 1 1 a n s p t ) r I r C o f r e s d e C a r g j r ^ u a n -
d o o í n d i c e d o t r a n ^ p o r t í d o c o í r e d e c a r p a n ã o
e x c e d e 1 , 0 a q u a l q u e r m o m e n t o d e t r a n s p o r t e , a l e m
d e n ã o c o n t e i n o n h u m e m i j a l a d o d a C l a s s e f í s s i l m
c ) C a t e g o r i a 111 - R o t u l o A m a r e l o q u a n d o u m d o s l i m i t e s d e
r a d i a ç ã o e s p e c i l i c a d o e m B I t e x c e d i d o , o u q u a n d o o
e m b a l a d o p e r t e n c e a C l a ^ s i F Í O S I L F L o u C l a s s e í í s s i l T I I
o u a i n d a q u a n d o o e m b a l a d o e s t a s e n d o 1 r a n s p o r t a d o s o b
a r r a n - ] 0 e s p e c i a l , e
C L ) a t a x a d e e x p o s i ç ã o à r a d i a ç ã o o r i g i n a r i a d o e m b a
l a d o n ã o e x c e d a 2 0 0 m R e m / h , e m q u a l q u e r p o n t o d a
s u p e i f í c i e d o e m b a l a d o , a q u a l q u e r m o m e n t o d o
t r a n s p o r t e , e x c e t o p a r a t r a n s p o r t e c o m o c a r g a c o m
p l e t a , s o b c o n d i ç õ e s e s p e c i l i c a d a s p e l a s n o r m a s -
d a A g e n c i a n o p a i á / ' r a f o s '>5'\ ( a ) e 5 3 7 ( a ) , o n d r
s ã o c o n s i d e r a d o s r e q u i n t o s a d i c i o n a i s r e l a t i v o s
87
11
a o t r a n s p o r t e f e r r o v i a r i o e r o d o v i á r i o , a t a ^ a m a y i r a a
p e r m i s s í v e l d e v e s e r 1000 r n H e r n / h ,
c i i ) O í n d i c e d c t r a n s p o r t e n ã o d e v e e x c e d e r 10 a q u a l -
q u e r m o m e n t o d o t r a n s p o r t e , a m e n o s q u e o e m b a l a d o
o . t e j a s e n d o t r a n s p o r t i d o < o m c ) c a r g a c o m p i c l a C o -
f i e s d e C a r g a q u a n d o o í n d i c e d e t r a n s p o r t e d o c o
f r e d e c a r g a e x c e d e 1 , 0 , a q u a l q u e r m o m e n t o d o
t r a n s p o r t e , o u c i u a n d u u c f ) 1 r e p o s s u i e m b a l a d o s p e £
t e n c e n t p s a C l a s s e f í s s i l 1 1 1 , o u a i n d a c e n a n d o e l e
e s t a s e n d o t r a n s p o r t a d o s o b c o n d i ç õ e s e s p e c i a i s l i o
c a s o d o c o f r e d e c a r g a c o n t e r e m b a l a d o s d a C l a s s e
rí i l r i l , o í n d i c f d r t r m p o r t e d o c o f r e r l r ^ v r -
s e r a s s u m i d o c o m o ^ o n d o 'jO
3 ¿ 2- M é t o d o s d e E m p a c o t a m e n t o
D e n t r o d o c i c l o d o c o m l j u . t í v r l n u c i f r i r , e n c o n t r i r n o s m a t e
r i a i s s o b d i v e r j a s T o r m a s e c o n c e n t r a ç o e t e , p o r t a n t o , h a v e r á
n e c e s s i d a d e d e c l a s s i í i c a - l o s s e g u n d o l o i m a s d e e m b a l a g e m a p r o
p i l a d a p a r a o l i a n p o r t e e m s e g u r a n ^ a
0 I r a n s p o r t e d o M m e i l o d c U r â n i o p a r a a U n i d a d e d e b e n e -
l i c i a m e n f o Q u í m i c o
C o m o a c o n c e n t r a r ã o d o u r â n i o n o m i n e r l o e b a i x a , g r a n d e s
q u a n t i d a d e s d e m i n e r l o d e u r â i i i o s ã o m o v i m e n t a d o s a p a r t i r d a s
m n i d e m o d o a o b l r j a e [ u a n l i i. d e r o t i c f n t r a d o d e u r â n i o d e c e
j a d o A s s i m , o l o c a l d a u n i d a d e d e b e n e f i c i a r a e n t o q u í m i c o , o n
d e s e d á a c o n c e n t i a ç ã o q u í m i c a , d e v e e s t a r p r ó x i m a d a s m i n a s
d e e x t r a ç ã o d o m i n é r i o
88
O minério de uiânio é claosificado como material df baixa,
atividade especifica, sendo transpoi tado a granel em cammtioes
ou vagoes ferioviarios Os veículo^ u' 'ados neste iipo de 1 r ins
porte, devem ter grande capacidade de íorraa a minimizar o núme
ro total envolvido, enibora, geralmeite, as ramas estejam loca
lizadas era ponios remotos, onde o publico não é diretamente
afetado Nos Lstados L/nidos, para modrlos de transporte, orio-
tou-se veículos rodoviários com capacidade paia 27,2 toneladas
métricas de ramerio /]_q2 /
Concentrido de Urânio pari a Unidodi de Convet'-ão à UP.
Da unidade de be^ieficiaraento químico temos um produto ruja
consistencia virja do granulado ao po 1 <• t e pó c o concentrado
de urânio, internacionalmente conhecido como "Yellow cake",que
pelos regulamentos da Agencia e classiiicado como sendo maie -
rial radioativo de baixa atividade específica
O concentrado de urânio é norraalraente acondicionado em tam
bores de aço de 210 litros que tom uma capacidade de aproximada
mente 0,38 toneladas métricas, dependendo da umidade do concen
trado
Lm um dos modelo :> ])ara transporto de material radioati /o
nos Estados Unidos, adotou-se um veículo rodoviário com aproxi
madainente hO toneladas, o quo n o o da um peso líquido de concen
trado de urânio igual a Ib,? t onol ido'-' mrt ricas No caso dc
o n
u i i l i z a r m o s o t r a n s p o r t e f e r r o v i a r i o , o v a g ã o s e n a c a r r e g a d o
c o m 1 0 0 t a m b o r e s e e m a l g u n s c a s o s e s p e c i a i s c o m 1 6 0 o u 1 8 0 -
t a m b o r e s
T r a n s p o r t e d o U F g n a t u r a l p a r a a U n i d a d e d e E n r i q u e c i m e n t o
I s o t ó p i c o
à t e m p e r a t u r a o r d i n a r i a , o U F g m a n t e m - s e n o e s t a d o s ó l i d o ,
e n q u a n t o q u e a t e m p e r a t u r a m a i s a l i a s ( a c i m a d e e l e O U -
b l i m a S o b g r a n d e p r e s s ã o , t o r n a - s e l í q u i d o q u e t e m , r e l a t i v a
m e n t e , u m a l t o c o e f i c i e n t e t é r m i c o DF- r x p a n s ã o , e a l t a d e n s j i _
d a d e
D e a c o i d o c o m i o / u l a m r N I N ' ^ p i i h l i c i d o - ^ p r i a A g c n r i a , o
U i g n a t u r a l o u m m a t e i l a l r a d i c a l i v o D ( L a i x a a t i v i d a d e e ^ p e c _ í
í í c a
No N I I Ü L I I K n I I , o I M g < j c o n d i e I o i i jdo ( I N C I L I N D R O ' - c o m c j p i c i -
d a d e i g u a l a 1 2 , 7 t o n e l a d a s e p e s o i o l a l i g u a l a 1 4 t o n e l a
d a s / i 0 2 / O m e i o d e t r a n s p o r t e m a i s u t i l i z a d o p a r a e s t e t i p o
d e m a t e r i a l e O t r a n s p o r t e r o d o v i á r i o , o n d e u m c a m i n h ã o c a r -
1 e g a 1 c i l i n d i o d e c a d a v e z
N o s c a s c ) s d o c i c l o d o c o m b u s t í v e l n u c l c u o n i r e c i c l a / ' T M d o
u r â n i o o u , a i n d a , u r â n i o / p l u t o m O , I e m o o a l e m d o u r â n i o e m p o -
b r e c i d o g e r a d o n a u n i d a c i c ñc e n r i r ^ u e c I i i i r n I o i s o i o p i c o , q u a l q u e r
q u ( s e j a o c i c J o i d o l a d o , o u r â n i o a f i r e c u p e i a d o f e o n v c r l i
. v e ^ r Í
t i a n s p o r t a d o n o s m o s m o s m o l d e s i n d i c a d o ^ p a r a o U f ^ p r o d u z i d o
d o c n i \JR^ n i u n i d i d e d t l e p i ( ) ( - . ( u n e u I o I t e U l g d c
n a u n i d a d e d e c o n v o i s a o
[,NJ„mU o Dfc P E S O U ' - " ' ^ E ' R ' E I C S E N U C L E A R E S
l._ P . E. N _ .
90
Transporte do UT- Tn r iqur c idi:) para 2 Unidade de Conversão
UO2
Ao exami nai riios diversos traljallios apresentados / 9 1 / , /?7 /
por autores que xratam dos problemas ligados ao transporte de
materiais radioativos, notamos que alguns incluem como passo
de transporte, o movimento do UFg enriquecido para a unidade
de fabricação do elemento combustível, unde primeiramente ae
ra convertido em UO^ e, a partir deste ponto, os processos ne
cessai I O S para a [abi ícac ao dos elementos prontos para serem
utilizados nos reatores nucleares de potência Outros auto -
res desdobram este movimento em dois Neste caso, devemos in
cluii imia unidade de converoão em IIO2 iodada da unidade de
talHicação do elemento combuotível, o que- pode torricir o SL<-1e
ma que envolve o transporte de materiais radioativoc mai vul
neravel no que diz respeito a problemas de segurança Adota
remos, então, para este trabalho, a primeira forma de trans -
porte sugerida, ou seja, sem um ponto intermediário entre as
unidades de enriquecimento isotópico c fabricação do combustí^
vel
O UFg enriquecido e um material físsil e não dilere em apa
rência do UFg natural, sendo lambem transportado como sólido,
acondicionado em embalagens do L1 pu A, levando-se em conside
ração o fato de tratar-sf de material fí- sil Para todo carre
gamento que contenha U-235 com enriquecimento superior a 1%,
adota-se o uso de urna blindagem protetora, que aumenta a se -
gurança do conjunto no caso de ocorrências de algum acidente
onde poderíamos ter perda de material ou fogo envolvendo a
embalagem
01
Pelo fato de se considerar essencial que o UFg esteja rom-
pletamente solidificado antes do transporte, pode-se requerer
um período de resfriamento que e de aproximadamente cinco
días para sua total solidificação No caso do Brasil , dada a
temperatura tropical reinante , cuidados especiais deverão ser
levados em coita para a manutrniao do timprratura abaixo do
ponto de sublimarão
I
O modo de transporte mais empregado e o rodoviário, onde o
caminhão é carregado com cinco cilindros de 2 , 5 toneladas ca
da, e com uma capacidade individual de 2 ,2 toneladas métricas
de UFg, perfazendo um total de 11 toneladas métricas de UFg -
por carregamento Como devemos usar uma embalagem protetora ,
cada cilindio tei a um peso nominal de 2,9 toneladas
Transporte dos Elementos Combustíveis não Irradiados para
o Reator Nuclear de Potencia
O Combustível de um rc<itor nuclrar do tipo An/ i a L r con -
tituído de cerca de 54 1 orelada> métrica de U O 2 , e um reator
do tipo Anpra II {-'] jOO míe) , el. 110 lontlida. m. I 1 icas O
enriquecimento isotópico do uianio va la dr ap r ox 1 madamen I f
2,8% a 3»2% em peso O combustível encontia-se na formí de
U O 2 depois de ter sido sinrerizado e compactado de forma a
apresentar alta donsidadi e r e 1 t r nc 1 i A-- pastilhas sao co
locadas em tubos de Ziiealoy que I Piii as ex I t f m 1 dade^oldadu-^,
formando assim a barra de combustível L o t a barra de combus
ti vr 1 ( ul)iii( t 1 (la i i I i o r o o r on I i (~) I r dr r[u il i d jdr p 1 1 a r \ lu
mos certos de sua integridade antes de remetê-lo ao reator
9 ¿
O redtoi Angra L coiilciii i21 con junios dc p lenientes combustíveis
Ja para reatoies do tipo Angra il, o numero e de 193 conjuntos
de ( lemontos combus tí vous com m d( r ompr ime n t o
Aproximadamente 1/3 do combustível de um reator tipo Angra e
substituido por ano, isto e, 40 elementos combustíveis para An
gra I ou 64 elementos combustíveis para Angra II
O projeto da embalagem para o transporte do combustível não
iriadiado, o seu conteúdo, o índico de transporte a ser assumi
do para cada embalagem, bem como todos os processos a serem se
guidos no carregamento, embarque e desembarque devem ser apio-
vados pela Comissão Nacional de Energía Nuclear (CNEN), que
"tamliom so onrarrf/''ar i da irvi- ío r íjirovjião da omt^a] igem an -
tes de ser usada pela primeira vez
Os elementos combustíveis são geralmente envoltos por um
saco plástico e colocado em um recipiente metálico que supor
ta-os em seu comprimento total, durante o seu transporte O
recipiente metálico típico para o elemento combustível de um
reator tipo PWH e um conjunto de ariiiac õro , constitumdo-se -
do uma trave principal o um coniunto de cavilhas que segura -
os elementos combuotíveis írrmcntc a trav( A I igura 3 1 no.
mostra um recipiente típico para o transporte de elementos
combustíveis
Por tratat-='0 de um modo do tr in ))oi IR [lexívol , atualmrn
te o transporte rodo^/idiio e o mais empregado, pois o trans -
poi te Jerroviario o maio lento, alem de n j.o eclar a d i s p o s L -
S U P O R T E D E E M P I L H A M E N T O
A L Ç A
A R O E N R I J E C E D O R
C A L Ç O D E A L I N H A M E N T O
B L O C O S E P A R A D O R
G R A M P O P A R A A J U S T E D O C O M B U S T Í V E L
M E I O G R A M P O
P L A N O D E A P O I O D E T A L H E B |
S U P O R T E
D E T A L H E A
V A S O D E C O N T E N Ç Ã O
C A L H A D E E M P I L H A M E N T O
E L E M E N T O C O M B U S T Í V E L
J A N E L A D E A C E S S O
FIG.3.1- Recipiente para
o Transporte de Elementos Combustíveis não Irradiados.
V E D A Ç Ã O
' ' P A R A F U S O T
A R R U E L A E S P A Ç A D O R A
P O R C A
D E T A L H E A
' P I N O
- A R R U E L A J D E _ A P E R T O
P O R C A
D E T A L H E B
to
94
çâo de todas as instalações nucleares O transporte lluvial ou
marÍLimo também apicíenla algumas desvantagens em relação ao
transporte rodoviário, como por exemplo, o íato de necessitar
mos de caminhões como complemento do transporte, já que, quase
sempre, não é possível traçar uma rota aquática ligando direta
mente as unidades desejadas
O transporte aéreo, também pode ser usado para este tipo de
material, aproveitando-se assim de sua principal característi
ca que é o curto período de tempo necessário para se efetuar o
movimento, porém, o custo para esta operação torna-se elevado,
além de necessitar o uso de caminhões como complemento do mo
vi mento
Adotando-sp o transporte rodoviário, como o mais adequado -I
às necessidades, um veículo rodoviário podf transportar de ca
da vez, seis embalagens contendo, cada um, um numero igual a
dois con luntoo de eleinent"Oo comtjus 11 vei s, o que períaz um to -
tal de 12 coniuntos do elemento comhu I ívriG por carrepainen -
to /103/
Transporte do Llemenlo Combustível Irradiado
A operação do reator nuclear dn poirucij exige a subctituj_
cão dr L / J do of u romlm lívi L total J T J I a ( jda r ecar r egameu t o
O elemento combustível removido do reator Ir m a mesma aparen -
cia que o elemento combustível não irradiado, alem do ter uma
25b
^ certa quantidade oi iginal do U que pode ser recuperado na
unidade de reprocessamento
')5
O combustível em Angra I e ]1 sf ra irradiado acerca de
33 000 Megawatt/ dia por tonelada métrica (^WD/lM) Em conse
quência desta irradiação e íissão do urânio, o elemento com
bustível contera uma certa quanticíade do plutônro e de pro(iu
tos de fissão Este plutonio produzido, como no caso do urâ
nio que esta contido no elemento combustível, pode ser recu
perado na unidade de reprocessamento, apos um tratamento ade
quado, podendo assim, o seu potencial como combustível j u i -
clear, ser aproveitado em outros trpos de reatores que deve.
rão entrar em operarão nos anos íuturos
Logo apos ser retirado do reator, o conjunto de elementos
combustíveis irradiados (combustível queimado) deve ser colo
cado em tanques de estocagem provisoria, sob agua, onde per
manecera por um perído de tempo que vai de 90 a 180 dias, de
*" modo que haja um certo resfriamento, com o decaimento radioa
tivo de certos elementos que têm meia-vida muito pequena
Este resfriamento permite, então, um manuseio mais seguro ,
quando então e colocado no casco utilizado para o seu trans
porte que deve ser teito para a unidade de reprocessamento
A radioatividade do combustíveJ iiradiado decrotce rápida
mento com o tempo. Jogo após oor dr-^r u'ro/Mdo, como podemos
ver na labela 3 ¿
Fntre os produtos do Ci ssao ])t edcim i nan t r s , que rstio na
* forma de gas, devemos citar o C r ip t ô n i o - f í 5 , o Xenônio - 131 e
o Iodo - 1 3 1
90
<*•
TA13LLA j 2 - r ddi O d 11 vi dado Lola] do Combus I íve 1 IrradJudo (Ci)
/ 87/
Tempo
anos
Produtos de
fissão
Actinideos isótopos dos
maler]ais es
truturais
Tota]
1 2 , 2 1 X 1,09> 1 0 ^ 2 ,3C8 X 10^'
10 3,19 X 10^ 6,90x10^ 1,11 X 10^^ 3,99 X I O 5
102 3,48 X L O ' ' 6,10x10^ 6,71 X 10^ 4,16 X 10^
103 2,10 X 1,50x10^ 7,10 1,53 X 10^
10^ 2,00 X 4,35x10^ 5 , 9 2 4,61 X 10¿
10^ 1,54 X 3,35x10^ 2,83 5,1/ X 10^
10^ 3,31 4,49x10-^ 1,47 X 10" -^ 1,84 X 10^
107 1,30 X 10-1 5 , 5 1 2 , 5 / X 1 0 " 5 5,64
97
O combustível irradiado gera calor^ que durante o período de
resfriamento também decresce como podeirios ver na Tabela 5 3
Pelo fato d ^ n ã ^ lermos unidades de reprocessamento em ope
ração no mundo (as que foram construídas nos Estados Unidos en
contram-se fechadas), o transporfe deste tipo de combustível -
pode resumir-se ao movimento do combustível irradiado de um
tanque de '^^stocagem pertencente a um reator que está repleto,
a um outro tanque pertencente a um segundo reator com espaço -
vago, ou uma instalação especializada em estocagem desse tipo
de combustível
\ Os cascos usados no transporte do comtjustível queimado de
vem satisfazer todos os requisitos exigidos para as embalagens
Tipo B Estes cascos devem manter a integridade de sua blinda
gem e também não liberar material radioativo, no caso de ter -
raos o veículo transportador submetido a acidentes hipotéticos
Assim, estes cascos devem também satisfazer os requisitos dos
regulamentos da Agência no tocante aos materiais físseis e
fontes de grande atividade, assegurando a segurança nuclear e
dissipando o calor gerado no combustível e no casco pelo de -
caimento radioativo Normalmente a água e usada na cavidade
central do recipiente de contenção, como meio primário de trans
ferência de calor (algumas vezes chamado de refrigerante primá
rio) para transferir o calor devido ao decaimento radioativo ,
do elemento combustível para o corpo do casco O calor e nor -
malmente dissipado no ar quo passa atravrs das aletas contidas
na superfície dos cascos, por processo natural Em alguns ca -
S O S especiais onde temos cascos muito grandes, podemos forçar
a passagem do ai através destUo aletas, por meio de um sistema
98
T A P E L I ^ 3 3- Q U A > U I D A D R I ' O T - A L D O C U L O R (,ER I D O R M C O R N B U ' = ' -
T Í V E L I R R A D I A D O ( V / A I T S ) / 87 /
1 .
tempo
(anos)
1
10
10^
10
10
10-
10^
10
3
4
7
Produtos de
fissão
1 , 0 3 X 1 0 ^
1 , 0 5 X 1 0 ^
1 , 0 7 X 1 0 ^
2,22 X 10 -2
2,05 X 10 -2
1 , 3 2 X 10
L,80 X 10
3,92 X iü
-1
-4
- 5
Actinideo£
4 , 4 1 X 1 0 '
2 ,09 X 1 0 '
1 , 7 1 X 10 2
4,80 X 10'
1,33 X 10
0,15 X 10
3,40 X 10
1, 1 ( A 10
i
-1
-1
-1
Isótopos dos
materiais es
tutur ais
4 , 7 1 X 10 - 2
1 ,1() A 10'
1 , 0 / X 10 - 1
2,70 X 10 -4
-4 1,24 / 10
8,0(j X 10'5
4,00 y L0~^
/|,Ü4 / 10"^'
Total
1 , 1 2 X 10
i , 3 n X lo '
2, /8 X 10
4,80 X 10
1,33 X 10
9,28 > 10
.;,41 X 10
1,16 / 10
2
1
1
-]
-1
99
de ar forçado (ventiladores) aumentando a capacidade de res -
íriamento do conjunLo
Existem também certos cascos , como o "NLI", construído pe
la "National Lead Industries" que usam o helio como meio pri
mário de transferência de calor, na sua cavidade, e temos ain
da o "TN-8" e o "TN-12", construídos pela "Trans Nucléarie "
onde o meio primário de transferência do calor é o ar / 30/
Atualmente, a tecnologia quo envolve o projeto e construção
dos cascos para o transporte do combustível irradiado já é per
feitamente disponível Estes cascos aceitam o combustível u r a
diado, após um resfriamento mínimo de 120 dias, podendo ser
transportado tanto por rodovia, como por ferrovia A Tabela
3 4 nos dá uma lista dos cascos que já estão disponíveis ou en
tão em construção na Europa e nos Estados Unidos
Para uma melhor compreensão do prolitema que envolve o proje
to e construi ão dos cascos para o transporte do comtius t íveJ ir
radi ado, vamo.-, d r < cr r v e i a p i i nc i (> j i < J i if 1 r r i ^ I i ca dr j l -
guns deles
Paia o movimento que taz uso do f r tnsporle rodoviário, apre
sentamos trê" cascos que são o U P S-Zi, cunst ruído pela "The ilu
d e a i 1 uel bc 1 v lecs h ir ) T poi 3 I i on " , o I M - ( ous I r u í do pe J a
"Transnucleaire " e o NLI, construído pf-]j "The National Lead
Industries"
100
O N R S-4 e um rasco onde o meio primario de transferência de
calor é a água, sendo empregado para o transporte de um conjun
to de elemento combustível de reatores PWR A aprovação pelo or
gão competente nos Estados Unidos, para este casco, foi dada era
novembro de 1972 O casco tem uma cavidade interna de 452 cm de
coraprimento e 3 4 cm de diâmetro Circundando esta cavidade cen
tral temos a blindagem para a radiação gama e estrut-ura dr re -
sisLencia , onde temos 168 cm DR chumbo e aproxrmadamentr 4 cm
de aro moxidave] era varias ramadas A blindagem para os nru -
trons e proporcionada por 11 , 4 cm fie uma solução anticorigeLan-
Le do a ^ u a borada A capacididc raaxinu DR retirada DR caioi R
de 11,5 KW
O iM-8 e u m casco p a i a S f i u-sadu n o tran importe rodoviário,
emÍTora deva haver uma oerie d e r t'"-1 r i s,õc-- para o =-eu uso nes -
te modo de transpor t;e dado o seu pe^o, que chega a 4 0 Loneia -
das, o pode e u tejar j coniunto dr r ) f iiieri t os combustível'" d e
cada vez iste mesmo casco podi r r usado no transporte íerro-
viário , que poderia carregar mais d e um casco por vez A Ji -
cene , a para O o t c casco íoi d a d a n o I s todos Unidos em 19 / 4 AJ-
g u n d r D te . ( < o ^ r I jo t atiil if m m i ii o 11 j 1 u r op j A r a /1 d a d r
interna deste casco tem 4 2 / cm d e comprimento, enquanto que a
blindagem paia a r i d i a ç a > j gama e d r lf\5 cii d e chumbo, 6 cm
d e aro em v a r i a , r iniudo ^ c o m o c i i u l m a d e resistencia e 15cm
d e uma resmi lioi a d a , t i i d a c o m o hJiiujj'Hm para o s neutrón-:^
O casco pi)Soiii ainda uma c a]) a r i d j(tf dr i f mo ão d e ralor i/nial
a 35,5 K¥
NDO i igui a o ; 2 r 3 5 a p i C o t n l i i i k j . um C I O C O p a r a o c o m t u o l j
V i l i T ladrido ( unia m o n l / f i n d f ^ - t r r a c o ora um V d g a o ferrovia
rio
C Â M A R A D E V A ' L V U L A
R E V E S T I M E N T O D E
A Ç O I N O X I D Á V E L
CÂMARA DE V Á L V U L A
I N V Ó L U C R O E X T E R I O R DE AÇO I N O X I D Á V E L CORRLGADC
B L I N D A G E M ( U R Â N I O )
C E S T O D O C O M B U S T Í V E L R E M O V Í V E L
B L I N D A G E M P A R A N Ê U T R O N S
A L E T A S D E I M P A C T O
C A B E Ç O T E D E F E C H A M E N T O
FIG.3.2- Casco para o Transporte de EmbalaeepsConbustiveis Ir -radiados.
/ /
i02
• • # »
TABELA 3 4- Cascos para Combustíveis Irradiados
líone Común ' Conjuntos
, PWP/BWR
Blmdagemi Capacidade de
Remoção de Ca lor
Peso do casco
carregado apro ximado (ton )
Modo de
transporte
Disponíveis
em construção
1/2 chumbo 11,5 24 Caminhão 6/0
írs-5 2/4 urânio 20 25 Caminhão 0/0
I F - 3 0 0 7/18 urânio 76 74 Trem 4/0
T M - 8 3/0 chumbo 35,5 36 Caminhão 0/2
TM-9 0/3 chumbo 24,5 36 Caminhão 0/3
TJ-12 12/32 aco -95 97 Trem 0/1
jLI-1/2 1/2 chumbo 10 ,6 22 Caminhão 3/2
^ L I - 1 0 / 2 ^ 10/24 cnumbio 100 88 Trem 0/12
B C L - 6 i/2 chu'-iío i2 ,0 22 Cammnão 0/1
o
104
O N L I É U M C A S C O Q U E U S A O H É L I O C O M O M E I O P R I M Á R I O
D E T R A N S F E R Ê N C I A D E C A L O R , P O D E N D O T R A N S P O R T A R U M C O N J U N
T O D E E L E M E N T O C O M B U S T Í V E L E T E N D O U M P E S O T O T A L D E 2 4
T O N E L A D A S P O R T A N T O , U M C A S C O P R O J E T A D O P A R A S A T I S F A Z E R -
A S E X I G Ê N C I A S D O T R A N S P O R T E R O D O V I Á R I O F O I A P R O V A D O P E
L A " N U C L E A R R E G U L A T O R Y C O M M I S S I O N " ( N R C ) , Ó R G Ã O L I C E N C I A
D O R A M E R I C A N O , N O A N O D E 1975 O C A S C O T E M U M A C A V I D A D E
I N T E R N A , C O M C O M P R I M E N T O D E 4 52 C M E U M D I Â M E T R O D E 34cm
A B L I N D A G E M E M T O R N O D O C O R P O D O C A S C O é P R O P O R C I O N A D A
P O R U M A C A M A D A D E 7 C M D E U R Â N I O E M P O B R E C I D O , 5,4cm D E
C H U M B O E 3,8cm D E A Ç O ( E M D I V E R S A S C A M A D A S ) A B L I N D A G E M
P A R A O S N Ê U T R O N S é P R O P O R C I O N A D A P O R 12 ,7cm D E Á G U A A
S U A C A P A C I D A D E D E R E M O Ç Ã O D E C A L O R É D E 10,6 K W
E N T R E E S T E S C A S C O S , T ^ ^ O J O T A D O S P A R A O U S O N O T R A N S -
P O R T E F E R R O V I Ã R A O D O C O M B U S T Í V E L I R R A D I A D O , P O D E M O S C I -
T A R O "ir-300" C O N S T R U Í D O P E L A ' G E N E R A L R I E C T R I C C O R P O R A
T I O N " , O "TNí-12", C O N S T R U Í D O P E L A " I R A N S N U C L É A I R E " E O
" N L I " , C O N S T R U Í D O P E L A "Ilie N A T I O N A ] L O A D I N D U S T R I E S "
O TTI-12 É U N C A S C O D E 107 T O N E L A D A S , C O N C A O A C I D A D E
P A R A 12 C O N J U N T O S D E E L E M E N T O S C O M B U S T Í V E I S O C A S C O P O S
S U I U M A C A V I D A D E I N T E R N A C O N 37 3 C M D E C O N P R I M E N T O , C O M
P O S S I B I L I D A D E D E S E R A U M E N T A D O P A R A 502 C M E , D E S T E N O D O ,
Q U A N D O T O T A L M E N T E C A R R E G A D O , P O D A R Á 116 T O N E L A D A S A
B L I N D A G E M P A R A A R A D I A Ç Ã O A A M A 5 P R O P O R C I O N A D A P O R U M
C O R P O D E A C O I N O X I D Á V E L E A B L I N D A A O M P A R A O S N E U T R O N S É
P R O P O R C I O N A D A nor U M A R E S I N A B O R A T A D A S Ó L I D A O P R O J E T O
D E S T E C A S C O F O I F E I T O T A M B É M P A R A U M A C A P A C I D A D E D E R E
M O Ç Ã O D E C A L O R I G U A L A 13 5 K W
O N L I É U M C A S C O D E 97 T O N E L A D A S , C U J O M E I O P R I M Á
R I O D E T R A N S F E R Ê N C I A D E C A L O R É O H É L I O , E T E M C A P A C I D A
D E P A R A T R A N S P O R T A R 10 C O N J U N T O S D E E L E M E N T O S C O M B U S T Í
V E I S D E R E A T O R E S P W R T N B O R A T E N H A S I D O A U T O R I Z A D O P E
L A " N U C L E A R R E G U L A T O R Y C O M M I S S I O N " , E M J U N H O D E 1976, A
" T H E N A T I O N A L L E A D I N D U S T R I E S " C O N S T R U I U 4 D E U M T O T A L
D E 15 C A S C O S P R E V I S T O S , E M 1976
A C A V I D A D E I N T E R N A T E M 4 55 C M D E C O M P R I M E N T O por -
114 C M D E D I Â M E T R O A B L I N D A G E M P A R A A R A D I A Ç Ã O G A M A É
P R O P O R C I O N A D A P O R 15 C M D E C H U M B O S O M A D O A A P R O X I M A D A -
M E N T E D E 5 A 8,6 C M D O A Ç O I N O X I D Á V E L , D I S P O S T O E M V Á -
N A S C A M A D A S A B L I N D A G E M P A R A N Ê U T R O N S É P R O P O R C I O N A
D A P O R A P R O X I M A D A M E N T E 23 C M D E Á G U A N E S T E P R O J E T O F O I
T A M B É M U S A D O O U R Â N I O E M P O B R E C I D O C O M O B L I N D A G E M N A S
E X T R E M I D A D E S D O C A S C O C C M L O C A I S E S T R A T É G I C O S N A P A R E
D E D O C A S C O A C A P A C I D A D E D E R E M O Ç Ã O D O C A L O R Ê I G U A L
A 77 K W , P O S S U I N D O A I N D A D O I S S I S T E M A S A U X I L I A R E S D E R E £
F R I A M E N T E P A R A C I R C U L A R A Á G U A A T R A V É S D E C A N A I S A O L O N
G O D A C A V I D A D E I N T E R N A
O ir-300 É U M C A S C O D E 68 T O N E L A D A S , C U J O M E I O P R I -
M Á R I O D E T R A N S F E R Ê N C I A D E C A L O R Ê A Á G U A , E T E M C A P A C I D A
D E P A R A T R A N S P O R T A R 7 C O N J U N T O S D E E L E M E N T O S C O M B U S T I
V E I S A B L I N D A G E M P A R A R A D I A Ç Ã O G A M A É P R O P O R C I O N A D A P O R
INSUIU o L b P F S Q U " ^ A ' ^ E \ R ' ¡ : " r ¡ C SFNUCLFARCS I P F N
]06
4
10,2 cm de urânio esqotado encamisado com aco ino^idávol
Lste mesmo método é empregado nas extremidades do casco -
mas com 7,6 cm A blindagem para os nêutrons é proporcio
nada pela água que se localiza em camada anular, circun
dando a blindagem para a radiarão gama O calor é removi_
do do combustível para as paredes da cavidade por meio
de circulação natural da água contida e transmitida para
as paredes e extremidades do casco A capacidade de remo
ção do calor é igual a 76,7 KW Txiste também um sistema
de ar forçado, que tem a capacidade de movimentar 8,5m"^/
seg de ar
Este equipamento de resfriamento tem um peso adicio
nal de 13,6 toneladas Assim, este casco deve ser trans
portado por vagões ferroviários com capacidade para 100
toneladas
Como podemos deduzir pelas informações oferecidas a
respeito dos cascos para o combustível irradiado, a sua
tecnologia já ostá disponível, de modo a oferecer uma
forma de transporte seguro e eficiente Ouanto ã escolha
do melhor modo de transporte a ser usado, pde-se dizer
que dependerá de fatores econômicos o problemas relati -
vos ao peso máximo permissível Os principais pontos a
serem alcançados pela indústria nuclear responsável pela
construção dos cascos para o combustível irradiado são
- desenvolver cascos para uma "taxa de queima "maior,
1 0 7
- desenvolver cascos para um menor período de resfria
mento,
- melhorar a capacidade de blindagem aos nêutrons ,
Droporcionando ao mesmo tempo uma redução de peso -
do casco
Atualmente, nos Estados Unidos (1978), existem 13 cas
cos para o uso no transporte rodoviário e 6 cascos para o
uso no transporte ferroviário, licenciados e disponíveis
O tempo de projeto, bem como a fabricação do casco depen
dem da complexidade do casco e organização do projeto A£
sim, levando-se em consideração todos os fatores que po
dem afetar o sucesso da empreitada, chega-se a conclusão
que, para fabricar-se um casco para ser transportado por
caminhões, uma das poucas companhias com capacidade para
tal nos rstados Unidos, levaria um período de tempo que
vai de 1,5 a 4 anos
Transporte do Rejeito de Alta Atividade
O combustível irradiado, após um período de resfria
mento em tanques de estocagem provisória é levado para a
unidade de reprocessamento, onde é tratado de forma a po
der recuperai-se o urânio e o plutonio Deste tratamento
na unidade de reprocessamento, surgem alem do urânio e
plutonio recuperados, os rejeitos dc alta atividade, bai
xa atividade e os rejeitos contaminados com elementos
transurânicos ("claddmg hulls")
108
O rejeilo do ilta atividade e o cubpxoduto do primeiro
cielo de exliação poi o o l v e i i l c < ccjciLoc conccni iado
dos ciclos de extração subseqüentes, quando o combustível
irradiado dos reatóles é químicamente ieprocescado. O rejei
to de alta atividado contem essencialmente tocios oo pío -
dutos de fissão não voláteis e aproximadamente 0,5% do
urânio e do plutonio, alem de todo^ os outros actnídeos Liana
uránicos originalmente preocntes no combustível irradiado.
O rejeiLo de alta atividade dcvo ser solidificado numa
usina de tratamento de rejeitos, antco de ser transportado -
para o repositório final. Esta solidificação normalmente e
levada a cabo cinco ano^ a p o o coiubu I ívcl tci ••ido l o p r o -
cessado, quando então e colocado om tanques especiais onde
permanece, ate o momento de sci tiansportado para o reposi -
t o n o final ou paia um Loe il de o I oc ip,cm provisória.,
Atualmente, como não deiíniu-so um local para o repo -
S 3tório final e as unidades dc reprocessamento estão fecha
das, nos Estados Unidos, decidiu-se manter o rejeito de al-
li atividade O s l o c a d o , a t e (luc e o T i c o n t i c uma solução ijaia
Oo problemas políticos e t c c n i c o o que c^nvolvem esta questão.
No Biacil, como espera-'-c i enliada da unidade do rc -
processamento em opeiação no enlomo dc 1 9 9 5 , teremos o
combustível iiiadiído de Anpj i L cm condiçõco do ser rcpxo-
ccscado, I mto quuilo do ic I I O K <.\U( cnirorem em Lunc i o -
namento apos An^^ra J
109
Com a entrada provi , 1 i d( Anpxi 1 1 para o tino de 1 9 8 ? ,
podeiemos obter, a partir do 1 9 9 5 , a primeira partida do re
jeito de alta atividade, ja que como o combustível irradia
do destes reai ore^ permanecera o t ocado durante 1 0 anc- c ,
portanto, teiá ic^-lriado ulic lontemcnte de modo a permitir
o reprocessamento seguido da ^olidiiicação do rejeito gora
do c
O xcjeito líquido dc ali i il iv idade devera " cr col idi-
ficado em recipientes cilíndricos cm altas temperaturas e ,
como resultado, teremos um solido que e química, térmica e
radi oliticamente estável. Lstco recipientes serão, provável
mente, coiioLiuído do aço inoxidável li]jo " 3 0 4 L " , devendo
satisfa'^er os requisitos impostos para o manuseio o tr ins -
porte , pelas normas da Agência.
A maioria do i ca3C0j xjai i c A e I ipo de rejeito deverão
ser transportados por vagõe- Lorrovlarios, poic o transpor
te rodoviário impõe c cr I i x e _ , t i i ç 5 c dc ¡)C o. O ea''co'' a
aeitiii Uo ido pelo 11 U U I S J J O I I ( hiiovi ii lo deverão pc^^ii x¡)rq
ximadamente 1 0 0 toneladas e poderão oírcr restrições ciuan-
to ao peso no uso dos guindastes que deverão ser utilizados
na imidade dc reproceamento. O nao do cascos mais pecados
noo dão ceitao v>,uiligeno, como j)or exemplo o aumento da oli
ciencia do cairegmiento, a icdução no numero de manipulações
na unidade de reproceosamento, e redução no inventario to -
tal do C I S C O J nccos ii lo p ii i lian J ) O J I ar o rcjoito de al
ta atividade.
110
Embora, o rejeito de alla alnvidade não esteja a m d a
sendo solidificado comercialmente, e consequentemente não
existem cascos especilicajncnLc projcLado^ para o oeu tians
porte, sabc-re que C o t e e ca c o serño G e r a e l b a j i t c " aquc
les atualmente disponíveis paia o transporte do combusti -
v o l irradiado por meio do vagõe^ í c llovíanos. A dissixm-
ção de calor gerado e a piotecño contra a radiação são as
principais considerações a ^eiem observadas tanto no tran£_
porto do rejeito de alta a1 ividadc, como no do combuetível
irradiado, o que ira b e n e l m a i o ^ piojctistas dc ca^co -
para o rejeito de alta atividade, p o i o ganhou-se bastante
experiência com estc^ ca^coo |á d i of^oníveis para o com -
bustível iriadiado
Os recipiente cilíndiico p u a o lejeitc dc iHa
atividade provavelmente serão con^ i ruídos empregando-s o
aço inoxidável "504 L" ,por6m, outro materiais estão en
do mvcstigadoo com e^ta 1 m a l idade A _ , S L m , o^ prováveis -
parâmetros do pio jeto dettes lecipjenlcc cilíndricos m -
cluiião diâmetio variando de iG x 60 cm, comprimento dc
3 a 4,5 metios , densidade iiia> i m a de calor igual a 2,9KW /
metro I m c a r , limiteo dc radiação lixados em IxlQ-^rem/hora
para a taxa de dose devido aos noutions e 1x10 lem/ hora
para a taxa dc do^c devido i ladiação gaiaa, medido^ a I me
tro do eixo do iecij)ientc ./30/
Na Figura 3o^\-, vemos um recipiente cilíndrico típico
q u e tem api oximadament o 30 c m de diâmetro e de corapii-
mento , podendo conter aproximadamente 0,2ra do rejeito
por 10 anos, período este que serve para o seu resfriamen
to c solidificação.
111
3Q5m
R E C I P I E N T E C I L I N D R I C O
.315 cm x3a5cm AÇO I N O X I D Á V E L " 3 0 A L "
FIGURA. 3,4-- Recipiente Cilíndrico Típico para o AcondiClonamento de Rejeito Radioativo de Alta Atividade
112
Uma üpçãü c]iJ.c Joi avcnl ul i JJ u i o aound i o lun xmc-ri Lü do
rejeito de alta atividade, e a de oelair o recipiente pri -
maiio, onde o rejeilo estaria contido no interior de um
segundo recipiente cilindiico, lambem de aço inoxidável ,
que teria a sua paite superior soldada. Existem certas van
tagens na aplicação deste sistema como por exemjjlo, a des
contaminação simplificada, já que o segundo recipiente não
s e n a submetido a altas temperai ur<is c tensões téimico-me-
cânicas resultinles da^ operações a^^ociadac à coladifica-
ção do lejeito.
Esi ( 1 "i eiaa do "duy)1 o acondicionamento", acaiietuia
certas desvantagens potenciais como um aumento no custo da
contenção, um uiuiienlo do j)C o 1 o I i] j)j.ia a me ^ma f]Uinl ida-
de de rejeito truKpoitadi, uma icdução da capacidade de -
dissipação do calor [ cxado„
Na I'igiuu 3 5 , vtmo-. do i coi I e de tua i^rojeto conccp-
1 ual do casaco, onde O o rcc iji icnl c" c ri am colocados na ta -
vidade do ca^co, tendo enlic i o aco m s e u d O o O revejí i -
moni o 1 ni ciIor c exiciioí do ( i f o i iiam i ibxic jdo do
aço carbono, enquanl o que o c liumlio ou o uianjo Impolado
coin uma espessura de 2 0 a 3 0 cin pi opoi cíonari am blmdaf cm a
ladiação gama, icqueiida paia icdu/ii a taxa de dose cxtci-
u 1. I uí VI. I ( oiiij; i l í V ( I ( o 111 o t / I í I 'lo [ K 1 O X cgTlT J inrILI o »
A blmdagen parí os noulxori-j ><: i la j)X opone j criada por
aproximadamente 1 0 cm de agua boiada. As aletas circunle
xenciaio tune ion 1 1 1 im como um mee iri 1 riio paia di "-si pac 10 do
113
RECIPIENTES
ALETAS PERIFÉRICAS DE REFRIGERAÇÃO
REVESTIMENTO INTERNO
SUPLEMENTO DE AÇO
BLINDAGEM PARA NEUTRON BLINDAGEM PARA GAMA
REVESTIMENTO EXTERIOR
REVESTIMENTO ALETAS DE REFRIGERAÇÃO DE AÇO BLINDAGEM PERIFÉRICAS
PARA NÊUTRONS CAVIDADE
COM ÁGUA E ALETAS SORVEDORAS
1 - i ± t ± o i FECHO GAXETADO E CAVILHADO
ifiXOJ SUPLEMENTO DE AÇO
BLINDAGEM PARA GAMA RECIPIENTES
FIGURA Corte Longitudinal e Transversal de um Projeto Conceptual de um Casco contendo Recipientes para os Rejeitos de Alta Atividade.
114
calor, alem dc servir como ab-^orvedox rio energia no ca o dc
acidente envolvendo o c i co
O nilniero de recipientes contendo o reoeito de alta ati
vidade solidificado que pode ser transportado em um casco
é motivo de certas limitações Assim, a temperatura do re -
jeito não deve exceder a temperatura máxiima que alcança quan
do da solidificação, ou seja, aproximadamente lOOO^G, no
caco dc utilizarmos cascos de chumbo , devemos levar em
consideração que o ponto de fusão do chumbo é de 5 2 7 - G . Pa
ra um casco dc 1 0 0 tonelada^ métricas, chegou-se à conclu -
cio qUQ S C I LU viavcl acomodai jGicc i píenle^ dc 1 5 em dc
d I .uiK ( J o , ou M L t c Lp I r ii( ( dl jO ' m i\< d i linr I ro ou i i iid i. 4
recipientes de 6 O cm dc diaiiiolio.
Como no ca o do ca co |) u i o c oiiihu I ívc] u r icii uio,
O o cascos paia o rejeito dc atti. al ivididc poderão r
transportados por caiiiinhõco, tiens e barcoo. Dentre os
me L O S de i i an'" por le di |)onívei , cm duvida alfumi o o
Ij m j'OiU I f LLOVÍ U I O (]uc olcici' o m 11 or a u m n o de v jn
tagens nara o caso de moví moni aimo ca eos com poso eleva
do Exiote a po s i bi ] udadf do ( íabí i( a cascos, com [¡r o
til ([Uc ]K J m I I 11 I I o ou mo V i hk ii l o 11 r iv di c I / u] j ih
rodagem, mas muito ptovavelmente I orna- e antieconômico ao
ser comparado ao transporto lerroviario. Os barcos pode
riam ser usados como veículos transportadores, mesmo por -
c]iu e lun iiK 1 o di I l ui po i I ( (]Uf I < m c ' i I o a I r al i v o e c o -
nomicos e tem capacidade de tiaiisj^ortar grandes cascos. O
maior problema relacionado ao u o do barco e exatamente o
1] 5
fato de nem sempie termos uma via navegável nas proximida
des do reator ou das unidades do cJo]o do combustível, o
que nos obrigaila a usai caminhões como complemento no
movimento dos ci^coo, alem du cxípcncia de in&taiaçõc poi_
tuarias especiais, para o caiicgamcnto c dcscaircgamenlo -
do casco. O uso de aviõe jiai i o transporte deste tipo de
rejeito e bem improvável, poL tem restrições com icspeito
ao peso, econiraicidade e local pioximo para pouso.
Transporte do Re.ieito Contaminado com Elementos ans -
uránicos
O rejeito sólido contaminado com elementos transurâni
cos e gerado na operação da unjdado de reproceosamento do
combustível Os conjunloo de elemento D combustíveis recebi
dos por c,A a unidade ão r\ alhudo" de modo a termo s peque
nos pedaços c solrem uma lixivia acida j^ara retirar-oe as
paotilhuo do encamis amento. O ic íduo dcola lixivia acida
incluem pequenos pedaço ^ do malíiial de encamisamento coia
uma cort i c]U mt ul ult K K I U il (h ( omíju I ível , aco corio''
compacto , giandco upoi t c do c oirit)U lívcl, (sj)aQacloxc c ou
tros maten ai s de papel, [JJ a L i co , boiraclij..
Para uma inelhoi c oiiipi ec ao do pioblema que envolve o
transporte deste rejeito, devoraos ''eparar o rejeito combus
tível, que so Ire mcineiação com conocciucnte redução dc vo
lume, daciuelo i n( ombu^ I ívc I (pic '•otro ura adociuado tial amon
to para ser icondicionado o pcrilmcnto não nos possibilita
uma redução de volumco Lutic oo icjciLo contaiamado cora
116
elementos tran^urañicos e que oão incombustíveis podemo c i
tar o material de dcsepcamisamento c toda a ferragem usada -
os elementos combus live is, o c qu ijíaraenLos substituidos, os
filtros de ventilação, líquido^ c oolidor dispersiveis. Es
te^ últimos cão 1 ncoiporado"" a o cimcnlo, / 69/ enquanto que
os filtros de ventilação e or equipairicntos substituido^ co
f r e r a i n n a compactação apos a qual ^ão acondicionados em reci
pientes padrõcs. Dentro todo 3, ' em dúvida alguma a paite -
q u e nos chama m a i o atenção ñecle tipo de rejeito, por sua -
atividade especílica , pela geração d o caloi e pelo íato de
suas propriedades físicas e radielogieac não serem bem co
nhecidas, e a que trata do material do deoencamisamento do
elemento combustível e das ferragens usadas para formar o
conjunto de elemcntoo combuotivcio.
O maternal dc d e s e n c a n isimmto do elemento combu'" f ível
e as ferragens, antes de serem tiatados serão g e r a d O o niuaa
proporção de aproximadamente 325 leg paia cada tonelada de
combustível reproce i d o , ocuf)i.ndo um volume do apioximada-
mente 0 , 3 2 m^. / 69 /„
Os parâraetroc m a i o impoitanlCS na celeção ou projeto -
de um acondicionamento para transportai ostes material D são
as propriedades da radiação c geiação do calor. Accooiada -
ao combuotivcl que pcuiiancce c o m o^ l O o i d u o c , aproxima -
damcnte 0,05% do combustível inicial, Lemos uma atividade
significativa mesmo concidcrando-SC a lixivia acida a que
foram s u b m o L i d O o o No c o m b U s L i v c l i C o i d u a l cnconLramos o
Cm e o Ora que são responsaveio j ) O i boa parte da doce
117
de neutrons, constituxndo-se nuiii later que e crucial na de
terminação dos requisitos de blindagem no transporte desses
resíduos.
O mal erial do desencamisamento deve ser transportado -
em embalagens do Tipo B, cora blindagem adequada para satis
fazer os requisitos com respeito a dose de radiação. Estas
embalagens devem também ter capacidade adequada de remoção
de calor. A espessura da blindagem, bem como a capacidade -
de remoção de calor dependerão da quantidade de material -
transportado e também do tempo de resfriamento a que este
material for submetido. De acordo com cálculos feitos para
a determinação da cspobsuia da bJ mdagcm, concluiu-sc ([Ue o
raatcrial do dccencamieamenio fnovenicntc dos elcmentoo com
bustíveis de um reator PWIi com alta taxa de queima, e
tendo um tempo de resfriamento igual a ^ raeses, requer uma
blindagem de cliumbo cora t j)UK.sUia igual a J8cm.
Emboi i l cnli imo uim cru d( mr i odo cm dc" envol v i mon
to, paia o tiatamento dcolr tipo dc icjcito t ouLios que
ainda estão tin nível concciluil, ucnJium doler loi aplif ido
0111 occal I comorci il o não ibo ( alpum d o l e '"cn npio
veitado neste sentido , ja que iindi encontram-se em o ta -
gios mit lais de dcocuvolvimcnI o
Basicamente, o material do rio o ene arai sámente deve ser
tratado na ])iopi la unidade dc lepioco saínente, especialmen
te no caso daqueles paíse^ que não possucüi uma e^uantidade -
grande do reatoKs c conse queni omenl o deverão ter uma unica
unidade de JO|)roi.í imeni o P u i o pií e onde e i ~ o ofjci i-
118
9
das v a n a s unidadeo de repiocesoamento, como por exemplo os
Estados Unidos, pederá ser projetada uma unidade cential dc
tralajncnto do mai ex i al do dc crifumi anento onde ce exigirá
cuidados especiais no pío jeto das emlDalagens paia este le -
jeito não tratado.
Pelo luí o do tcrmoG um grande volume de rojexlo não
tratado e uma alta atividade devido a presença dos elemen
tos transurânicos e de enfrentarmos problemas relativos a
auto-combustão , devemos encontrar um processo do tratamen
to que venha a minimizar o custo de estocagem, bem como o
perigo potencial a este associado. Uma dac maneiras propos
tas para reduzur a atividade accociada é a de cctocar o ma
terial do desencamisamento, na unidade de reproccc-amen1 o -
por tun período de 10 anos, ja que a atividade total cai de
um fator igual a 10 quando resinada durante tal período .
A taxa de goxaçio de calor t uiibe m c j r du/ida a[)ro/"imad uru n-
te na mesma propoição
A '"Op 11 if ~o f 1 I mp(. I dl iip( 1 I í( I f do T O íduo mr I i I i -
co fa om p u l o da o[iox icoo dc [)r(-li llámenlo, oprjacoc -
essas que oiiupliiic aão o lial miento c estocagem doo roje L -
t O o contaminado o com elemento^ I x a.LisUX ânicOo. O aço inoxi -
divel o os o"paçadorc de Lnconol i)odcm ex copando meca
nicamente e receber um trai omento adeciuado. Alem deotos ma
teriais , o ziicônio leccbc atenção c j)ccial pela caracte
rística piroíonca, cmboia a ua tccxa dc geração de calor
decresça raf) i d miento com o lempo de re Ixiamenio, e I ab 11 i -
119
zando-se em aproximadamente 2 ano ajjos ser retirado do rea
tor. A operação de limpeza da cuficif icie , que está meluída
dentro das operações de pre-trat unento, reduz a xadioativida
de ja que a maior parte do combustível residual encontrado
no material d o desencamisamento podo ser removido, c aosim,
poderemos reduzir a blindagem exigida para os ncutrons .
Esta tecnologia tem sido demonsti ada em laboratório
Podemos cilai a m d i , como o()çõ( dc Irai amento do mate
n a l do desencamisamento, o aumento da densidade que pode
ser obtido do material mecânico ou por fundição. A compac -
tação mecânica aumentaria a densidade do rejeito em um fa
tor de 4 a 5 , a o p a s o O que no primeiro caso toríamos uma
redução de volume por um lator d e 6 <. Este tipo de trata -
mento tem como inconveniencia o aumento d a radioatividade I
por tuiidade do volume, consequentemente ama maior blinda -
gem. Alem dcotc proco >o podcmo c i I i r aquele cm que o rc-
jeilo c mcoiporado em um mai c n al c¡ue serve de m a t n , a
conversão química, a volati^^ação e a m c m e r a ç ã o
A mcoijjoi i ç u o do LO \( ilo cm umi m a t n s neutra como a
areia, o betume, o concrcio c o vidio, provivelmentc, re -
duzinam os eíextos de ^ua característica xjirolorica c tani
bem os cíeiloc de lixiviição, aT em ela blindagem, aumentan
do a dissipação do calor. Ac desvantagens deste processo -
estão no lato de aument a r - o c o J ) C S Ü a ser transportado e
de termos uma complicada recuperação do metal ca^o venha -
mo 1 a dose j i - l o
120
O processo de conversão química está sendo investigado
com detalhes pela "Sandia Laboratories" nos Estados Unidos,
mus a m d i não h a tecnología di ponívcl. Trata-sc dc convoi-
ter o rejeito contaminado com clcmcnlos transuránico'" em
absorvedor de rejeito de a] 1 a atividade, e então, ceri ua -
transportados com este tipo de rejeito. Sua desvantagem es
tá no fato de não termos um i redução apreciável do volume -
do rejeito.
No processo que e m p r e g a a volalização, o material do
desencamisamento e tratado ate tci-cc Jcimas térmica^ c qui_
micamente estáveis, principalmente d) zircSnio. Este pro -
cesso gerara dois grupos de lejeito, que provavelmente, se
rão um, em iormi colida não conlammida com oc o l e m e n i oc
transurânicos de baixa atividade e, o outro, que deverá con
1 0 1 os c l e m e n t O o tian uiauicoo a oc i ido a outxo m a t e
riais I idioat LVOo exigindo ieci])i(nle com b l i n d a g e m apro
priada e ( ip ic id uh de di '~'ipiac~o <lo ( 11 oi c ciado.
Uma o u t i l m llil i x a ( [ue '^la i udo levada em c ori^idc ra
ção, a p c o i i dt n~i.o modiiicji muito os r(([Ui_.itos para o
lianspoite do lejcito o o di mcincração do aço inoxidável
o das feiragenc em peial. Nc to ca-.o, o Inconel não queima,
sendo manuseado oex:iaiadamen1 c. Obtcm~cc, a cim, uma ccita
redução do volume.
Pelo lato de não termoc nenhuma unidade de reprocessa
mento em ox:)eiação comeicial no mundo, e de não ter-sc deci-
i [•J TITUTO DC PESQUISAS rfvjFTC '"TirAS P NUClCAREb I P E II •1
e l i d o por nenhiua processo de liatamonto, as íerragens c o
material do desencamisamento consequentemente não tiveram
nenhuma embalagem especialmente projetada para transportá-
los. Assim, adota-se a embalagem Tipo B, que encontrx- se
disponível. Gomo as embalagens para este tipo de rejeito -
devem satisíazer certos requisitos exigidos no seu manuseio
e estocagem, piovavelmento necessj taião passai por algumas
modiíicaçõcs . A Tabela 3 . 5 no" da uma lista dc casco^ quo
podem sei usados no transporte d a s ícrragens e do material
do desencainisameni o. Deve - s e nol a r que estas embalagens não
foram projetadas para o transpoitc de rejeito não tratado ,
podendo o c a s jonalmontt tci a d e q u a d a blindagem e capacidade
de dissipação do c a l o r gciado I I I U S , aproocntando como d c o -
vantagem, o [)c qucno volume mtcino, o cjuc cortamente eleva
o custo do tianspoite a n í v c j ^ S que tornara o tratamento do
rejeito economicajiiente inviável. Devemos conciliar os
dois fatores a cerem o b . . c r v a d O o paia o tranrpori e de tc -
tipo de rejeito, ou seja, a embalagem devo satisfazer to -
dos os requisitoo paia c ue haja o C g u i a n ç a , tendo adequada
blindagem e capacidade de d i o s i p a ç ã o dc calor. Por outio -
lado, o c u m p i i m e n i o dc S t a ^ e x i g c * n c i LC eleva o peco total
das embai a g e n c e e o n ^ e c ] U c nl c mc nl c o c u c u s t o .
A C D C o l h a d o meio d o tian f )O i t o dependerá das caiac -
terísticas do cusco a sei u^acLo, bem como de diversas con-
ndciaçõi. s cconomuic, m i , b i ic c i m e n t e , deverão s er o io
d o v i a i i o ( o 1c i I o v I 1 1 I o
TABEL;^ 3 5- Principais Eir±)alagens Tipo B que poden ser usadas no Transporte do_Material de
Desencans anento
Cavidade rlindagen Capacidade de Peso apro nodo de
(n- ) rerocao de ca ximado transporte
lor( Watts) (ton )
^TiiX-600 Ferrov 111 erhuma 500 49 (liq) Caninhão
Super Tiger 16 ,3 ^enhuna 235 13,6(liq) Irer, C a r
OPvUL 'odel III G 5 23cr ^co 440 19,1 Tren
sro ^°co 0,22 22c~ chunlso 4200 1^,3 Canmhão
E' 1 0 ,16 2 0cT- chur±)0 1500 10 ,7 Cairinhão
Paducah De^^onstre-
tration CasV 0 ,19 de h 10500 13 ,6 Carin ião
- JCL 6 502 0,3 25c" chunho 7300 Descor hec Ca^^inhão
CE IF200El'íO 0 , 4 21c'-' chuT-^bo 5800 25 , 4 Caí-^mhão
GE jrino\i37 0,3 21c~ churl) o 5800 20 ,4 Carinhão
GE IF1Ü0E129 0 ,28 21c'- chunbo 13000 20 ,0 Canmhão
iJECO E3-1 0 ,37 15cn chunbo Desconhecido 9,3 Canmhão
?TCOR LL-50-100 3,71 11,4 chunbo Descorhecico 24,0 Carinhão
i TCOF LL-57-65 1,93 17,r chumbe Desconhecido 25,8 C a T^mhão i
/TCOR EC-48-220 6,04 17,Rcn concrete 1 j
e 6, 4cn aco Descorhecico 21,P Cari'-hac
1 N3
123
São v a n a s a c razões pcli-. quii i orna-•-'e a n t ore :an-
te projetar um recipiente que venha a atender o caso e s p e
cífico das fciiagcns c do luaLcnul do decenoainicaruenl o co
mo, por exeiu]i I o, o 1a ( o d e [•¡oclermc yu ejetar o ca'"co, o h i -
mizando-se a espessura da blindagem e ac dimensões da cavi
d a d e , obUndo-bc juelhoi l e l i ç a o ( . n l i c a caiga uLai e o [jC-
o O total, o ]jrojo1o garuniu] i c at a c ter íctica acloquada de
remoção de calor, as dimensões do caceo seriam tais que
se adap1 a n o m a o o equipamentos ja de enhadoc paia o manu -
o O J O do l e j e i l o , dentio da unidade d c icpioceCoamcnto, não
haveria qualquei tipo de problema no que se refere a dispo
nibilidade dos c a I C C " , jT. que ei oc cer iam projetados com a
finalidade uni ca de transportar ccte tipo de rejeito.Atual_
mente, a teenologia n e c c s o a i i a j ;ai i l ai pio j o t o 3 , j a c^^ta
disponível, o O não sendo colocada cm piática pelo íato de
não S C ter determinado os exatOo paiametroc que dependem -
da desciição d o l e j c i l o , d o t i al i i r i cn l o usado e, alem do
m a i o , icciucr um ijiroj)! i i d o {¡xofruna d c l e c t C s que venha a
c a t i ' ^ í a cr a cxipeuca is impo Ia p e l o 0 1 gão loguladoi do
paíe.
Nos Estados Unidos , a "Allicd (xeneral Nuclear Seivi-
c c " está d o s onvol vendo o l u d o [ i i i a piojelar um casco que
ti a i i o p o i tai j a o material d o despencam 1 amen to nao trai ado .
O rejeito propra amenté dito c e n a colocado em uma embala -
gem com 1 ,lm do diamclio j)Oi ?,'\-m dc comprimento, ombal a -
gem construída de aço inoxidável com 0 , 3 cm, O fundo da
embalagem c icloiçada c ib lul i d a , ccndo colocada no into -
n o r do ca^co cilíndnco com um icvcctimento extcnoi dc
124
aço de 5 era / 3 0 / . O o a s c o i i c o a i i a apioxxniadaraente 1 0 0
toneladas, obedecendo certoc paraiaetios e condições par -
ticulares
O Transporte do Plutonio
O plulônio ociado dui mi c a op( i ição do leiloi nuclear
de potencia, "-oiá tialado de acordo com a oi)qõ.o do ciclo do
corabustível nucleai adotada, Assim , cenando temos a opera -
ção do ciclo sera reciclagem do urânio e plutonio, o combus
tível irradi Ido c retirado do rcalor o eslocado, perdendo -
se , pelo monos l emporar i amenl e, o uranio e o plui ônj o que
poderiam ser Uoados como combustível. No ca^o de termos a
reciclagem co do uranio, perdercmoD conooquentemente o
plutonio. Nostes dois cacos, devcrcmo levar em concidera -
ção, quando estivermos manuseando o rejeito radioativo, a
piesença do plutonio que exjgixa medidaj especiais com res
peito a c I I 1 I ( il I d lelc . A I c r c c i r i. opção c]ue I < mo'" ' aquc 1 a
era que o plutonio c o urânio cão lecielados. As&im, o ura
nio purificado é levado paia a unidade de enriquecimento -
isotópico e o plutonio puniicado e estocado, aguardando a
época propucia ])apa ^ei ucado
O plutonio e separado do combustível irradiado e pu
rificado na unidade de rcpiocescamentOo E transportado na
forma de óxido (PUO2) solido , usando recipientes que de
vem receber um certificado do aprovação da Comissão Nacio-
n il de EneigLU Nuclear . E^tcc iccipientco devem evitar a
125
perda ou di-pei^ão do cou conteúdo , iiianLcr a e í i c L c n c i a
da blindagem e garantir ^eguiança de criticalidade nu -
clear, aléra de proporcionar urna adequada dissipação do
calor sob condições normais e hipotéticas de acidentes ,
O meio de transporte mais usado no tiansporte do pluto -
nio e o lodoviaiio, sendo que o leiíoviário, maiitimo ou
fluvial também podem ser usados, ja que existe uma proi
bição (no caso dos Estados Unidos) só no uso de aviões.
Durante a irradiação do combustível, em um reator
PWR, o principal isótopo produzido e o Pu-259, embora te
nhamos quant I rlaflc" . i { n i f i c 11 i va do Pu-?38, Pu-2' )0 ,
Pu-241 e Pu-242 que tambcm são produ/idos pela irradicx-
ção a que são submetidas as barias de combustível. A l'u-
bcla 3« 6 nos da alguma^. 2)rüpricdadeG de^tcj isótopo^ do
plutonio e lambem do Ameiício-241 (incia vida igual a ''(33
anos) , por ser produto do decaimento radioativo do
Pu-241 que tem uma meia vida pequena ( 1 5 anos)»
Além das medidas a serem tomadas com problemas como
a criticalidade e taxa de dose radioativa, devemos obser
var a taxa de calor gerado que dependerá principalmente da
quantidade de Pu-230 e do I.» il anco entre o Pu-241 e Am-2''H,
em menor cxlensão, como ])odt mo ob (jvii na Tabela 3« 6 da
da.
Por ser lua material Ij LJ , a^ embalagens para o plu
tonio dcvrní cati La ei toda i cxif ene la^ feitas paia em-
lagens especilicamente piojetadas paia o transporte de^te
]26
TABLLi^ 3 6- Propriedade dos Isótopo^- do Pu e '''"/"i / 30/
Isótopo Ilodo de decai-nonto
Meia vida Energía do Decaimento
V /n)
Atividade Especifica (Ci/g )
-1 1 a 37,8 a 5,70x10 1,75x10-^
a 24 290 a 1,88x10"^ 6,14x10"^
a 6 540 a 6 ,96x10"-^ 2,27x10"^
2^1pu e 15 a 3,35x10"^ 1,13x10^
a 387 000 a 1,13x10""^ 3,90x10"^
a 433 a l,06vlo"-'- 3,24x10°
127
»
tipo de material. Como exemplo de embalagem, podemos citar
a " 6 M" poi tratai-sO de uma ejiibalagtm metálica bem coniio-
cida e ja aprovada nos E' taci o o UnidOso Esta embalagem, se
guindo a nova orientação dada para o transporte do plutõ -
nj o, loi piojctacla paia abiipai somcnic o matcual ladjoa-
tivo no estado solido Outras embalagens Tipo B poderão
ser empregadas para o transporte de materiais físocis,des
de que satisfaçam os requisilo: apresentados pola Agêncja.
Na Figura 3 ' 6 vemos a embalagem " 6 ñ " que pode iidns-
portar 4 , 5 kg de plutonio irictalico, om liga ou compôs to, ou
ainda 1 3 , 5 kp dc U -239 talj co ou em 1-iga.
DivorcoG íatoros iLiiuiam o numcio e o aiianjo do rc-
eipientco dc piulSnío que podem s c i tianspoitido s cm um
imjco cai 1 c i Liiu nl o O nume i o de i oe i (j i e nt c pode s C i limi
tado , dependendo da clasciJícação do material líssil, de
niodo que possamos evitar um acídenle de cri ticalidade du -
rante o transporte destes lecipicnlco. Para os carregamon-
c]Uo envolvem miLcxi u JÍ jc i ri i Oliste JL , o numero
de embalagens om um unico veículo ó 1 imitado a um índic o de
iransporte de 50
Os limites de dooc de ladiação durante o tiansporte -
podem também constituir-se em um iator limitante quando
oão empregados recipientes ^ em blmdagc-^m.
128
ANEL DE APERTO
TAMPA DO TAMBOR
DISCO DE CELOTEX
BUJÃO DE CANO
RECIPIENTE INTERNO
CELOTEX ANELIFORME
FIGUEA 3 6 - Embalagem "6ñ" para o Transporte do
Uranio ou Plutonio Metálico
129
Pelo lalo das embaLager^ acima terem sido projeta
das com pequena capacidade dc transporte, baixa capacidade
de diss pação dc calor e não tor blindagem, procura-se de -
senvolver uma embalaqen c ue venha a suprir estas falhas de
modo a atender as necessidades futuras no transporte do plu
tônio. Uma embalagem que tem capacidade de transportar
3 2 kg dt oxido de plutonio esta oondo dcocnvolvido pela
"Allied-Gcneial Nuclcai Scrvicco" e "Üattellc-Columbus La
boratories", baseado em uma composição isotópica em peso
onde temos 5 0 % de P u - 2 3 9 , 2 5 % de Pu-240, 1 5 % de Pu-241 ,
7 , 5 % de Pu-2¿I2 e 2 , 5 % dc Pu - 23B , dilcimdo bastante de ou
tros projetos onde tínhamos de 9 0 a 9 5 % de P u - 2 3 9 e até
10% de Pu-240 / 3 0 / .
Como sabemos, o Pu-238 é o lesponsável em 80% pe
la energia devid i ao decaimento indicativo e, em boa x-^aite,
pela fonte de noutions lapidos. Estes 3 2 kg de plutonio
iião geiaj 6''I0W d c eneip L i devido xo decaimento ladioitivo,
sendo que esta quantidade de p ) l u t 5 n i o deverá estar dividida
em M recupientcf com 8 kg cadi uriu Ac ligura-- 3 « 7 e 3*8 nos
mostram a di&pocição d e s t C s iccipienteo, que são colocados
no interior de um lecipicntc maioi, de piessão, que poi sua
vez e colocado no mterioi dc um outro vaso protetor»
O Transporte do Rejeito de Baixa Atividade
O rejeito de baixa a1ividade gerado em todo o ci
clo do combustível nuclear pode ser dividido em tres cate
gorias o rejeito solido umido, o rejeito seco que pode ser
submetido a compactação o o rejeito seco que não nos oíe -
1 eco coudiçõcs do com|) u ( aç lo.
130
CAVILHA DE IMPEDIMENTO DA CONTAMINAÇÃO INTERNA
P u 0 2 EM PÕ
R E C I P I E N T E S
FIGURA. 3 . 7 - Vaso de Pressão com Recipientes contendo
PUO2 em PÓ.
131
TAMPA DO R E C I P I E N T E P R O T E T O R
TAMPA DO VASO DE PRESsXo P R O T E T O R
VASO DE P R E S S Ã O P R I M A R I O
VASO DE P R E S S Ã O P R O T E T O R
B L I N D A G E M COM M E T A L P E S A D O
B L I N D A G E M COM M A T E R I A L H I D R O G E N A D O
A L E T A S DE C O N D U Ç Ã O DO CALOR
FIGURA 3 . 8 - Recipiente Protetor contendo um Vaso de
Pressão utilizado no Tiansporte de Plu
tonio.
132
Alguns autores incluem certos materiais contamina
dos com elementos transurânicos , denominando o conjunto co
mo sendo o rejeito que "não possue alta atividade". Estão
incluídos, também neste conjunto, os rejeitos de atividade
intermediaria. Esta diferença na classificação nos vários
países que tratam do rejeito radioativo deve-se como será
demonstrado no Apêndice B deste trabalho, à falta de uni -
lormizaçio nas dcfiniçõco adol ida...
A maior paite do rejouto gerado dentio do ciclo
do combustível nuclear e de baixa atividade, tendo como
[)rincipaj'- iadionucl idco o Go-60 , o G G - 1 5 4 e O G -1 5 7 ,
que são isótopos com meia-vida de aproximadamente 3 0 anos,
caindo para níveic deoprezíveis em alguiaas dezenas ou cen
tenas de anos, e lequerendo, cm alguno casos, isolação du
rante este período de tempo
Pari o lejeito dc baixi il ivjdade, t omoe a d n p o -
nibilidadc uma crie de tiatamenloi que ijodem ooi apJ íca -
dos antes do icondicion uncnto, liilaiucnlos C s L C K . C|U( podem
alterar significativamente Oo lecquicilos exigidos para o
transporte„
O rejeito dc baixa ai 1 v 1 c3 idc gerado no reator e
devido principalmente ao uso de sistemas de tratamento da
agua, sendo que as caracteií 3t L C U O deste rejeito irão va-
iiar de aeoido eoin o tipo do leatoi e o sistema de remoção
empregado. Como lejeitos de baixa alividade gorados no
leator cnconli imo^ i le ini tonl iminida , o caituctios -
de filtros utilizados nos sislemas dc tiatamento da água ,
equipamentoc dcoati vados, roupa^', ei c.
133
Cojiio e m lodos os oulio^ c a ^ O s , o rejeilo do baixa
atividade deve sei transpoilado de acordo com os regulajnen
tos da Agencia
Alguns carrcgamentoT c]assiíicades como material
de baixa atividade especííica requerera embalagens indus -
triáis compactas e resistentes. OuLios exigem embalagens
do Tipo A, e a m d a poderemos ter cacos onde soja nece^ca
n o o uso de embalagens do Tipo B
O j ) r o o e s K , O s dc Italanunlo que cc1 ão em u o ou
desenvolvimento, tem por Imalidade principal reduzir o
volume a ser transportado, alem de dai uma forma químici e
ri^icamentc raenc" pengosa. PodemoE citar entre os procec
eos adotados, a incineração ou digestão química, a comple
tação mecância e a colidilicação ou imobilização.
Na jncmeiação temoo a conveisão do xejeito em
c m z a s e residuos contaminado;: ictidoc no sistema de ti a-
timonto do f , f \l o o i c cpu r( ult a em uma ""irnifican
le redução dc volume, poicm f)odc lociuexei uma molhoxa nao
caracteiíctleas de blindagem da embalagem a ser utilizada.
Na compactação mecânica, embora tenhamos uma redu
ção de volume inferior àquela obtida na incineração, temos
também um aumento na atividade por unidade de volume do re
jeito, o que exige maiores cuidados com os reciuisitos iofe
rentes à blindagem.
134
A solidificação ou I J X O C C S Í I O de imobilização provo-
ca um aumento do volume e peso do lejeito que acarreta em '
maiores gastos com o seu transporte, porem, com a consequen ^
te redução da atividade e s p c c L Í i c a tem-se menores nece&si -
dades de blindagem nas embalagens.
Sistemas de Transpor!c
O rejeito radioativo de baixa atividade nos é apre
sentado em diveisas formas físicas c conteúdos radioativos,
forçando-nos a uma criteriosa escolha da embalagem, que po
de ser um recipiente industrial ou mesmo um cilindro de aço
^ C U J O volume pode variar de ] ,4ju-^ a 'p,'/m o O rejeito que e
acondicionado nesla ultima íoiina o o x á levado para 0 £ locais
do estocagem em cascos blindados, apjopriadamenté.
»•
Oj lamboie de iço, cjue são laigamenic utilizados
para o transporte de material radioativo e não exigem blin
dagem, têm um volume que varia de PO a 210 litros com peso
máximo variando dc 3 a - 100 kg. E l cs timbore^ de aço lem
um custo relativamente baixo alem de serem facilmente ma
nuseados para carga e tiansporte em veículos rodoviários e
ferroviarios Devem tambcm ^er citados outros tipos do re
cipientes empiegados como por exemplo os cascos blindados
de diversos volumes, as caixa dc aço, as caixas de madei
ra e de concrc to.
" V Como sabemos que a maior ])artc do rejeito radioa
tivo de baixa atividade deve ser transportado para um ]o -
cal onde deverá permanecer CJ Iocado ou disposto por um Lon
go período de tempo, e as ombaLagons do Tipo B são geral -
mente dispendiosas j á que devem satisfazer os criterios -
I
135
a d o t a d o s p a i a o s t e s t o s d c a c i d e n t e ^ h i p o t é t i c o s , a s o l u
ç ã o m a i s v i á v e l p a r a o c a s o d e t r a n s p o r t e d e g r a n d e s q u a n
t i d a d e s d e - t e t i p o d e r e j e i l o , e o d o a c o n d i c i o n a - l o e m
t a m b o r e s , o u a i n d a , e m c a i x a s a p r o p r i a d a s e t r a n s p o r t a -
l o s n o m t e i i o r d e r e c i p i e n t e s p i o t c t o i e s T i p o B , q u e p o
d e m s e r r e - u s a d o s . O s t a j i i b o i e c , o u c a i x a s u s a d a s , d e v e m
s a t i s f a z e r a s e x i g e n c i a s i m p o t t a s p a r a a e s t o c a g e m n o s l o
c a i s d e t e r m i n a d o s p a r a e s t e f i m , p o r e m , n ã o n e c e s s i t a m -
c u m p r i r t o d a s a s e x i g ê n c i a s i m p o s t a s a o s r e c i p i e n t e s d e
m a t e r i a l r a d i o a t i v o n o t r a n s p o r t e d o 3 m e s m o s .
A t u a l J i i e n t e , p o d c m o ^ c n c o n l i a r e m d i s p o n i b i l i d a
d e , e m d i v e i o o s p a i o c s d o m u n d o , p i m e i p a l m e n t e n o s E s t a
d o s U n i d o s , u m a s e r i e d e r e c i p i e n t e s p r o t e t o r e s b l i n d a d o s
e n ã o b l i n d a d o s s n d o q u o , o s b l i n d a d o s , d e v i d o a s l i m i t a -
ç õ c . d e ] • ) ( o I o l a l i m | ) 0 I i a o v e i c u l e r o d o v i a i i o , b e m
c o m o a o s v e í c u l o s f e r r o v i a l l o s , x j o s s u e m u m v o l u m e i n t e r n o
m e n o r q u e o s n ã o b l i n d a d o s .
D e n t r e o s r e c i p i e n t e s p r o t e t o r e s n ã o b l i n d a d o s ,
p o d e m o s c i t a r o " A T ñ X - 6 0 0 " , u s a d o n o s E s t a d o s U n i d o s , p r o
j e t a d o p a r a s e r t r a n s p o r t a d o p o r v e í c u l o f e r r o v i á r i o e
p o s s u i n d o a s s e g u i n t e s d i m e n s õ e s 2 , 7 " ^ ^ x 2 , 7 4 n i x 1 5 , 2 5 m e
o n d e a c a r g a u t i l c h e g a a 4 5 . 8 0 0 k g . O u t r o r e c i p i e n t e p r o
t e t o r b a o t m t o c o n l i c c i d o e o " o u j j c r T i g e i " c o n s t i u í d o p e l a
" P r o t e c t i v c P a c k a g m g I n c , L o u j s v j l l e , K Y - E s t a d o s U n i -
d o s " , q u e c o n ^ l i l u i e m u m l e c i p i c n i c c o m p a i o d e d u p l a d e
a ç o , s e p a i a d T. [ l o i 2 5 <• i n d c p o i l u i r l m o q u e s e r v e c o m o
i s o l a n t e t é r m i c o a l e m d e p i o l c f j C i a c a r g a , a b s o r v e n d o o
136
choque em caso de colisão. As dimensões internas deste re
cipientes são l,93m X l,93m x 4,36 m, podendo transportar
42 tambores de aço, cada qual com um volume igual a 210 li
tros, ou seja, uma carga uLil dc 1 3 o 6 0 0 kgo
De um modo geral, a tecnología disponível satis
faz todos 03 lequisitos necessários para a construção das
embalagens usadas no transporte dos rejeitos de baixa e
media atividade, ao passo que para aquelas formas de re -
jeito que até hoje não tem sido transportadas, como por
exemplo os gases, iremos necessitar de um maior período -
de tempo para o desenvolvimento de uma tecnología adequa
da a este fim, embora saibamos que esta tecnología estará
apoiada naquela ja existente.
Dentre os recipientes que têm sido desenvolvidos,
podemos citar aquele que tem por finalidade o transporte
de ^^Kr. O cilindro que conLom o f ís a uma pressão de 3^
atmosfera., o colocado no jnleiioi de um caceo cobeito por
uma blindagem com 5 cm de chumbo. A cquantidade total do
•^KT a ser transportada, ijoiem, deve ser limitada de tal
loinia qiie linliaino no iii nx i mo 000 Ci no mlexioi do (as
co, por causa dos problcmic cuidos com a remoção do ca -
lor gerado. Para os gaooc nobie^, cotudos tem sido desen
volvidos em que "e upõe (¡uc o i i^e ^erão co] etadc cm
cilíndroo com capac idadc dc 00 1 i lio , a uma pressão de
1 5 0 atmocleras. L tos cilíndioo ex 1 un, então, colocado^
no interior de ca..cot cheiOs cíe agua, ([Uc serviriam como
blindagem c meio dc l lan'" I excnc 1 a dc calor. A Pigura 3 9
nos apresenta um recipienlc para o '^^Kr. Um veículo íex-
137
A K M A Ç Ã O
T R A V E
C O N J U N T O RE(
B A R R I GUI
P A R A F U S O D A T A M P
T A M P A D O C A S C O
E X T E R I O R X
C A R V A L H O
C A S C O B L I N D A D O
C O B L I N D A D O P A R A
I L I N D R O D E G X S
P A R A F U S O D E A P E R T O
R O D E G R A V I D A D E
FIGURA 3.9- Recipiente Típico para o Transporte do
138
roviario poderia transportar 6 cascos, cada qual pesando
aproximadamente 6 ,'4 toneladas para o local designado pa
ra a sua estocagem.
3 . 3 - Aspectos de Segurança
Ao iniciarmos um estudo sobre os problemas que en
volvem a segurança do raateiial radioativo transportado, de
vemos observai d o i r aspecto um e ariuelo que diz recx^fito
aos programas desenvolvidos com a ímalidade de nos lorne-
cer embalagens que possam suportar acidentes hipotéticos
que as envolvam, sem conseqüências nocivas às pessoas que
por ventura estiverem nas imediações do local deste aci -
dente, bem como "as pessoas diretamente envolvidas com o
transporte, o segundo aspecto a ser considerado e o da sa
botagem Por causa d a dificuldade que temos em quantifi -
car a probabilidade d e uma sabotagem, e necessário criar
medidas que venham a proteger os meios de transporte con
tra eventuais tentativas n c o ^ e s c n l i d O o
Na avaliação do ri c o n o tionspoite d e matei m s
radioativos devemos lovai em conoidoiação os seguintes as
pectos
a - o numcio e a- ^ c a i a r t eri sticas d e segurança
doo c a n cgajiient c d e m i l ciiais radioativo ,
b - a e x p O j L ç ã o a ladiação em condições noimaio
d e ti m poile, c o n idei indo- o o numero d c
p e s o o u o c condi çõe s o b a s ciuai" v a n o s gi u-
p o s cslaião e x ] ) O o L o ,
r
139
c- a pi obab L l i d a d c , l i c ' [ U c n o L a c caiaoLciXoLic as
dos acidentes dc lianspoite,
d- a reoibtencia das ciabalagens nas quais o ma -
terial radioativo o transportado,
e- a probabilidade, íorma e quantidade de mate -
rial ladioativo que pode ser liberado em va -
n o s lipo. de acídenles,
f- a capacidade de dispersão do material libera
do ,
g- a densidade populacional na área afetada,
h- a ingestão e milação elo materiais pela pes
soas expostas,
1 - os efeitos no indivíduo c na população.
A imprecisão no rorneciraento de qualquer um destes
elementos pode levar a uma falsa avaliação do risco A&sim,
torna-se necessário uma perfeit-a comxjreensão destes elemen
tos de segurança no transporte de materiais radioativos, de
modo que possamos planificar e regular todas as atividades.
vários métodos tem sido desenvolvidos para avaliar
estes aspectos de tianspoilc, tanto em condições normais
quanto era condições dc acidentes. No caso de exposição à
ladiação, por exemplo, observa-se que, em condições normais
de transporlc, esta exposição à radiação e função de
a- nível de radiação na superfície externa do veí
culo transportadoi,
b- caracteiíoticas dc radiação,
c- distancia do veículo,
e- teni])o de exposição.
O conceito de risco e usado para determinar a se
gurança sot) o ponto de vista de uma liberação acidental de
material radioativo durante o transportoo Assim, o risco é
delinido como sendo a probabilidade de uiaa liberação aci -
dental,multiplicada pelas consequências potenciais, se es
ta libeiação ocoircse.
Tendo em vista todas a^ con^^cquênciaj negativas -
de um ato de sabotagem, as características físicas das em-
lagens são projetadas, não so paia ir de encontro às neces
sidades de blindagem e contenção do material radioativo ,
mas também pira proteger e ^ t c s maleiiais contia aios preme
ditados e ilegais
Outras medidas adicionais, como a inclusão de es
colta e sistema de comunicação, são medidas que devem ser
adotadas paia a proteção do material transportado.
Gomo e cxtirmamente diJÍcil estimar a probabili -
dade de um ilique i um veículo, cuji carga 6 de material
ladioativo, vamos então expor o problema somente sob for
ma qualitativa.
3 . 3 . 1 - Salvaguaidas Gontra Atos de Sabotagem
A sabotagem dentro do contexto da industria nu
clear significa qualquer ato delibeiado que pode, direta ou
indiretamente, por om perigo a seguiança e saúde publica ,
pela oxpooição a ladiação. / G 9 /.
K n u C DE Fi^bQU\SA& FiVFPCL^ _ NUCIEARES I P E N
141
Todas ao unidades do ciclo do combustível estão su
jcitas a ataques por grupos organi/ados, inclusive os lo -
caiG de estocagem e tambcm os veículos que transporta^/i ma -
teriais radioativoso Assim, certas medidas i)revcntiva& têm
que ser tomadas ospeciíicamenl e para dissuadir aquele"^ que
pretendem impetrar atos de sabotagem, A eficácia destas me
didas não podem ser facilmente testadas já que somente no
caso delas falharem, é que teremos os dados documentados.
Embora não possa ser considerada fácil, a solução
para o problema da segurança que envolve os veículos de
transporte pode ser encontrada com menor facilidade do que
para proteção física das usjno- do ciclo do combustível.
No c\^o do iran^poilí , f)odcraos ana] i'-ar, poi c xcm
pio, a rota determinada o a-" i lu c pccificar os locaf onde
o veículo estaria vulneiavcl a um alae[ue, podeiíamoo c^pe-
cificar o tipo de veículo baooindo-sc no tipo e quantidade
de material ladioativo tr aiit poi tado. Depois de determinada
Uo cai a< U 1 í li' I j (. I 11 dl) I i m po t I ( i c i / c il i / ido ,
analisaiíojnos a po sivei. lalha ns medida^ de scguiança
adotadas, mediante ob^eivaçio i temática e exame d a o con
dições existentes / 57/.
As medida tomadas pai d evitar-se a liberação de
material i\dnoat ivo nao conduoc dc acidentes mais seve -
ias, servem tambcm j)ara proteção coiilij. a i L b c r a ç i o de^le
mesmo material, devido a utin xbo\ <. m rii'- c m b a l i g c T u uti
lizadas paia o lrin'-])ortc A' norma exigem c ue as embala
gens sejajii projetadas de modo a cal i 3fazcr todos os le
142
quis:tos R C L I L I V O 3 a blindagem, conlcnção, transiorcncla de
calor e criticalidade nuclear» Quanto maior o conteúdo ra -
dioativo, mais pesada deve sei a embalagem e, assim, de mo
do geral, quanto mais pesada íor a embalagem maior sera a
dificuldade de danifica-la com expio j v o G o O pc^o da emba -
lagem serve , deste modo, para dissuadir aqueles que ten -
cionam elctivai uma sabotagem, bem como para minimizar as
suas conseqüências.
A operação de abertura de cascos usados no Irans-
poite do C O J I I B U O L L v e l I I I A D I A D O , ( X I Í _ I I J U um plano B E M E L A
borado, um la/oavel pciíodo D E I C M [ J O e uma instalação para
o seu manuseio, J I ( L U E o "involucro f)rotctor" não P O D O ^cr
removido A M Ã O , devido A O C U volume O P E S O . Guinclactc
aéreos teriam C ] U E o c i E I I I J ) ! E T J A D U C i remoção teria Q U E ^cr
feita à dictancii, geralmcnfO ob A G U A , por cau^a da n d i a
ção quando t e m - C O O E A ^ C O I B E R I O Me S INO e ue se tcnba e tas
inslalaçõi, J A di J ) O ição , K I J U C I - ( um ccito ¡jri'iodo de
tempo para removei-.-E A T I I Í I ¡ ) I . A abri T U R A dc um C A S C O tianc
portado [)or lien ou cmiinhõe 'X\¡'c x S U A colocação em pg
sição vertical, Lora do veíeuLo P I R A a efetivação do pro -
C E S O O .
Ar embal igen ul 1 1 1 / I D l I C ( | U O R O M o mínimo manu -
seio dentro do sistema de transpor te» Aosim, naquelec l o
C A I S onde 1 0 Lev ida,, x E I B O l O P E j içÕe N E C C I R I A , de
ve-se ter ujii plano que L E guiidc I O D i a A R C A contra qual -
quer tentativa D E sibolapem P I R I I'• I O , c-la A R E A devo es
tar toda cercada, posouii guaidas treinados, alem de um
o l o L E M A E I E L L E I I I I E conlia inliu O
143
Para q u e s e possa oíeLuai uma viagem segura, o
veículo transportador devc ^ e r piogctado de forma a ofe
recer obstáculos físicos ao sabotador, bem como ter um
eficiente sistema d e comunicação. Dependendo da radioati
vidade do conteúdo, a embalagem pode ter paredes sufici
entemente espessas e maciça paia icoistir aos etciLoc -
das munições e explosivos que eventualmente podem ser
usados pelo sabotador.
Como podemos notar, um ato que resultaría na dis
persão dc radioatividade, p irece o star limitado ao u o
de grandes quantidades d e explosivos pelo sabotador que,
além disso, precisaria d e g i c u i d c libeidade d e ação, fato
este que torna bastante impiovavcl o éxito da ação.
As embalagens que contem a^ majores quantidades
d e ladio i t i v idacl ã o o <- i c o (irijjicgidos paia o lejeilo
d e alta atjvidadt L p i i a o eüml)U I í v ] i x i i d i a d o o E U
conteúdo aiem dt K - C L C I I I I I J U j)oilado c irt ca^c o [JC ido ,
estão em forma solida, o (juc dilieuMa a sua cli^persõo
A sabotaí^em d embalagens (onlfiido o i c jeito conlamin<jdo
com elementos t i c U i s u i á m e o s ou i c jci lo d c baixa aUvidade
trariam menores problema., em c i s O dc sucesoo, ja que o
seu conteúdo e menos ladioativo.
A ruptura de tun ca co e um evento considerado co
mo sendo muito improvável, poiem, urna pequena fissura c um
fato concebive] Ba eado ne I i p o ibilidade, foram irili
bados cálculos de pievisão d o libe cacao usando - ^ e paia a
fração de conteúdo radioaljvo , calculo'- estes c | u e indica-
141
ram , como melhoi solução , o u^o de cascos transportados
por treno, LanLo no caso do xojfito dc xlLa aLvidadc como
no caso do combustível irradiado . / 69 /»
0 Veículo de Carga para Material Nuclear Especlal
Segundo a filosoJii adotada para o transpoite com
segurança dos materiais nucleoroo especiais, devemos ado -
tar como medida pievontiva um A da ^cgumtes soluçõo'^
uma escolta aimada ou um j)io,)eto copccial de veículo segu
ro que garanta a integridade da carga ou uma mistura das
duas soluções. Tendo em vista o projeto de ura veículo se -
guro que gaianta a seguiançi do motoriota e seu acorax cinñaní
te, pois basicamente a conriabilidadc do sistema depende
destes homens, alem da garantia da integridade da carga ,
devemos deJmji cci tOo paiamelio dc estudo c piro j c t c / z s / •
Vamos partir do presoujiosto que o motoiista e
seu acompanhante sejam pessoao selecionadas o tremadas de
modo a terem condições de l oiiiax pxovidências nccescauas -
emcdsos de tentativa dc loubo ou desvio da caxga
Num projcI o desenvolvido pela "Sandia Labórate -
lies" foram cons icleiadoo, om rclaçõ.o ao veículo, a imobi
lização, os meios que possam eviI ar o acesso ao veículo ,
a proteção do molorista o um i'-'lcma de comunicação.
1 mob I LI / ic ão
A concepção de um sistema dc imobilização envolve
duis opciaçõcs distintas a piiada do veículo, ou seja, o
ato de mtexxomper a marcha do veículo o, uma vez parado ,
145
iam moio de evitar-se que ele volte a locomover-se.
Recomenda-se neste caso, a adoção de um sioLcma
normal de Irenação, assim o m o t o i i s t o do veículo, ociando
protegido , tem a opção de t entar escapar ao ataque.
A imobilidade do veículo seria acompanhada por
um dos seguintes métodos o fciavamento das iodas, o m c a
paci tamento do motor ou cabo d c transmissão, o acionamen
to do sistema de controle de direção para uma posição vol
tada todo i direili o mantendo-a n o s t a posição. O cisterna
de travamento das rodas bloqueaila ac rodas com os eixos
e seria compatível com os sistemas normais de frenagem. O
sistema de mcapacitamento do motor o/ou cabo de transmis
são, seria posto em ação como um &i="tema de fienagem, com
a diferença que, neste caso, o objetivo seria alcançado -
agmdo-se no sistema d o injeção do combustível do motoi -
p\r i veículo movi me ul ido | )C ) i molot dic e l , ou j i nd j , no
- L C i e m a de ignição j) ii i um veículo e u jo rnotoi ío^ce ul i -
mentado a gasolina. Ü c i o tema de eontiole da diieçao c a
t a n a ae opl ido a u m meeani mo d e l i a vãmente mecânico, ['a-
1 inl iiielo-ic ¡lue i po iç~o ichjl id i c j i i i m m ml i eia.
Lcvando-bc e m coiit i a stt_,uianca, o c u ^ I o e j c o n
fiabilidade, o sistema que a])re cnta melhores resultados e
o travamonto dac iodas
Rejeição n o Ac e o u Vc íc ul o
A lejeição 110 a e e s o O ao veículo pode s c i dividido
146
4
em duas categorias amplas a c¡ue garante a rejeição do aces
so de pessoas não autorizadas no compartimento de caigas ,
e a que impõo penalidade rímica na intrusão,
O sistema de rejeição deve apresentar um alto grau
de dificuldade ào pessoas não auLoiizadas quo pie tendam ter
acesso ao compartimento de carga por meio de íorça, entran
do através das portas ou coitando U o paredes do compaiIimen
to. Os meios adotados paia cvitar-se tais fatos não devem -
interferir na operação normal do veículo ou ainda afetar os
circtmstantes O sistema que causaria penalidades aos m -
trusos , afetaria os sentidos, tornando difícil ou impos -
sívcl a eles opeiaiem ocm o u^o de esquemas dc pioteçao»
Pjoteção do Motorista
A c a b m e do caminhão d G V G S cr blindada de modo a
assegurar total proteção ao motoiista e ao acompanhante ,
seja qual tor a caracteri/ação do ataque ao veículo, deste
modo não haja necessidade do uiiii-lo para a sua piolcção,
O nível de blindagem a ser imposto à c a b m e do
caminhão sei ia miluenciado [;e]Os ocumles fatoies a na
tureza da ameaça , a compatibilidade com veículos comer
ciais normais e o custo»
ErI I mal i va dc Gu-t o
O caminhão escolhido como base para oc cálculos de
147
r custo, 0 ujn veiculo diesel coin uma capacidade de tidxi^poi-
te Igual a o 300 kg eni um eC|)ic^o igual a 2 6 m .
Eotc e l u d o , real i jclo uo L tados UniclOs e;ii 1 9 7 3 ,
não levou em consideração o cu I o do sj^lema de comunicti
ções que também deve ser m e oij)oiado ao veículo. Assim, o
veículo básico ioi orçado cm UStl;28.000 dolares c a: modifi
cações nececcarii.. , como i blind igem da cabinc, o cj^tema
de imobilização e todo o conjunto necessário para a lejei -
ção ao acesso foram orçados cm USt(37 .000, perfazendo um to-
lal Igual a US^ 6 5 000.
Sistema de Comunicação
O conhecimento da locili/ação exata do veículo é
vital para a segurança global do cislema de transpoite. As
sim, faz-se necessário estuclir um meio dc comunicação efi -
ciente entre o veiculo c uma c.. tação central controladora
de todo o sistema Esl o meio dc eoinunicação deve er pioje-
tado levando-se cm considei ição a extensão teriiloiial e a
facilidade no manuseio do ec^uipamcnto, scndo que urna única ,
estação central c onl i olaclor i crii adotada, lendo em vista
o alto cusio de opeiaçao, / 66 / no caso de centrais múlti
plas.
Dciiljc o 1 U m i que [ ) 0 c l(m il i la/fi a c y i¡_ en
cías no camjio da^ comunie içoe c lie o i adi o tclcí one , sis
tema de lidio cmipregmdo licqurncia altas , ou a m d a um
sistema de radio empregando Irequência muito alta ("VHP -
Very High Frequency"), ou, 1 malmente, íieciuência ultra al
ta ("UHF - Ultia High Frequency") acoplado a um sistema que
148
emprega satélites
Eadiotelefone
O ladioLelorone < um loLoma que nos j-'i'opoJ^ciona
um serviço movei de tolelono podendo sei opeiado lacilmen-
te sem a necessidade de pessoal altamente especializado.
Dc tuna manciia gcial, ele conocí i o veículo a uma cenLral
Leleionica local, ja que basacamcnto ^erve para entiai -
em contacto com veículos que (--I lo dentro de um círculo de
aproximadamente 3 0 km de rato, tendo-se a estação princí -
pal no centro deste cíiculo Paia podcimos aplicai ( ste
ociviço ao tiansj)oilc de malea lal i ulioalivo, devemo-. leí,
então, divei'^oc ervaçoo 1 oe u , f oni ínuc e sobrei uclo com
patíveis. A Iigura 3 1 0 nos ax)iosenla um sistema genciali-
ado de comuiucaçiü
Oo cent alo£ eniíc i liipulação do veículo e o ex-
jiedidoi , lcndo-,.e a ccnlj il coulrol icloj i cnlic O s cloi , po
dcm ser leitos util i Z c U i d o - o c uin j i o l ' i n a de deis canaio de
voz ou a m d a um sistema codi Lacado dc mcnoagens.
o 1 L ema li e ixad i o
Uma da'- desvantageno do seivaço dc radiotelefone e
c xaL imeii t e o I al o di não p o d e i mo ul ili/a-lo em sistema^
( [Ue envolvem glaiulc ¡.xlen ~eo I i. 1 1 i I oi i al , como o d a o ea o
do Brasil, a não scr que lejam ^atasfeitas certas condições
especíalo, como loi exposto acama Ni le caso, podóme ula-
DESPACHANTES
VEÍCULOS
FIG,3.10- Sistema Generalizado
de Comunicação
SUPERVISÃO
MONITORAÇÃO
EMERGÊNCIA
o o o
ESTAÇÕES EXECUTORAS .5
150
lizar VL\i oistema de radio que c ínjij ega frequenciab alias
(3 - 30 MI ) ou /icquencja. mui lo alias (VlIP/mil') r lajt-do acima dcbla iaixa de lioquerií la.
Podemo3 em2)ic{',ar o i Icmi cU rada o com íicqurn
cia entro 3 c 30 MHz para dictanciag que vão além de 150km
observando-se, porém que, devido a problemas relacionados
com condições atmosíericas, período do dia, e a atividade
solar, devem ser empregados diversos canais com íxequên -
cias variando dentio daquela laixa dada A Pigura 3,11 -
nos apresenta um sistema uta lazando ladio com frequências
altas.
O sistema que emprega o satélite com frequência
muito altas, so seria empregado no ca c de ter-se uma de
manda de veículo^ mui lo alia abiangoruio grande exten ão -
IcrriLoria] dc modo a ju I iJic a o. il I o ga'-los noces a
n o s .
I
•
CÓDIGO-
VOZ
LINHA CONTRATADA
•-0- -0-'
o o
o- -o-f
UNIDADES MOVEIS
FREQUÊNCIA
ALTA
TELEFONE COMERCIAL
ESTAÇÃO CENTRAL ESTAÇÃO CENTRAL o
o
DESPACHANTES
FIG. 3.11- Sxstema de Comunicação util._zando Hadio com Frecuencias Altas.
LOCAIS REMOTOS
*
4 P K C V I S i ^ O D A D l f U V N D / D l T R A N S P O R T E
lo m i c i a r m o G un estudo visando obter un quadro qe-
ral do problcna quo enqJoba o transporto do natoriais -
radioativos, devemos terem mãos um certo número de m -
formações como, por exemplo, o volume do receito qera -
do, os métodos dt reduqão do volume adotados, as espé -
cies de embalagens com as rc^poctivas capacidades, etc
Em un prograna destinado ao controle e administra
ção do material radioativo ciuo inclua tanto o rejeito
quanto o conlíustível nuclcor, torna-'^e es<^encnl upia
definirão exata de todos os parâmetros dentro do ciclo
do combustível nuclear adotado para que, desta maneira,
seja dotcrninado o montante do nalerlTl a sor tran'-por-
tado Como consoquoncja , podomo-^ deduzir o dimensiona
mento de toda uma indústria que dcvo ^-^prir as neccssi
dades, ben remo obter dado^ pora a estruturação do pro
blemi q u G envolvo a estocagrn do rejeito radioativo go
rado
i-Jestc Capítulo, aprosentnmos uma previsão da deman
da de transporte para os materiais radioativos produzi^
dos nas diversas unidades do ciclo do combustível atõ
o ano 2010 baseado em informarõos disponíveis sobre o
ciclo que deve ser instalado no Brasil e em dados obti_
dos a partir da eyneriôncia adquirida por outros paí -
153
ses que já. o p e r a m d i v e r s a s u n i d a d e s n u c l e a r e s
L e v a n d o - s e em c o n s i d e r a ç ã o que p a r t i m o s de h i p ó t e
ses que p o d e m s o f r e r a l t e r a ç õ e s s e n s í v e i s no futuro e
que p o d e m i n f l u i r na q u a n t i d a d e do r e j e i t o g e r a d o , b e m
como no rejeito t r a t a d o , pois este d e p e n d e f u n d a m e n t a l
m e n t e d a t e c n o l o g i a s e l e c i o n a d a e e m p r e g a d a , d e v e m o s ana
lisar os r e s u l t a d o s o b t i d o s sob a ó t i c a dos p a r â m e t r o s
a d o t a d o s , e que são f o r n e c i d o s a b a i x o
E m b o r a s a i b a m o s que até o ano 2 0 1 0 , d e v e m o s p r o v a
v e l m e n t e ter em o p e r a ç ã o o u t r o s tipo"^ dc r e a t o r e s c o m o -
os (East B r o e d c r Pcactor) e UICR (Iligh T e m n e r a t u r o
Gas Cooled Reactor) , vano<- nos b a s e a r a p e n a s no c i c l o
d o c o m b u s t í v e l de r e a t o r e s do tipo P V P , q u e s e r ã o a
grande m a i o r i a m e s m o na e v e n t u a l i d a d e d a o p e r a ç ã o dos
P P R G H T G R Dcsto m o d o , t o d c os p a r â m e t r o s idotados
são r e f e r e n t e s ao ciclo do P T R , q u o d e v e r ã o ser p o n d e r a
dos uai a uma a v a l i a r ã o p r e c i s a das n e c e s s i d a d e s de t r a n £
p o r t e
4 1- H i p ó t e s e s e P a r â m e t r o s A d o t a d o s
O p r o a r a n a 'íuclcar Prasi loiro p a r a a g e r a r ã o de
e n e r g i a e l é t r i c a foi i d e a l i z a d o , t o m a n d o - s e como b a s e
o fato de termos r e c u r s o s h i d r á u l i c o s l i m i t a d o s O com
b u s t í v e l fóssil de p e t r ó l e o ê i n s u f i c i e n t e p a r a a t e n d e r
as nossas necessidades energéticas , já que a reserva
brasileira de petróleo é insuficiente quando comparada
ã demanda , fato este quo se repete quando analisamos
a nossa posirão quanto as reservas de carvão, com a
agravante de ser de baixa qualidade, o que nos obriga
a importá-lo em larga quantidade Por outro lado, espe
ra-se utilizar a reserva brasileira de folhelho piro -
betuminoso para fins mais nobres que para a geração -
de energia elétrica
O potencial hidroelétrico brasileiro, segundo a
Eletrobras, é de aproximadamente 209 000 MUe, valor es
te que equivale a demanda prevista para o ano no entor
no dc 2000 , já quo a qcrirão do c n o r g i T elétrica no [jaís
tem crescido com uma taxa m a i o r quo 10% por ano J-sta -
taxa de crescimento no<- tem garantido um crescimento
econômico que vai de 6 i 11? por ano
Ia curva da demanda, elaborada pela <Iuclebras ,que
vamos torrar como base para nossc- cálculos, notamos
que a tiva de crescimento a n u a l di capacidade nuclear a
ser instalada supera 18% tendo como objetivo manter o
nosso crescimento econômico, i ela sustentação da deman
da de energia elétrica total
• ^ A partir do ano 2004,na falta de outros dados, ado
V ^ tamos um vilor dc 8^ p a r a a taxa do crescimento para a
„^ geração de eletricidade, de modo a garantir um cresci
nento econômico nunca inferior a Cí (Ver Fig 4 2)
155
A F: gur-i 4 1 nos mostra o curvn da Nuclcbrás (segun
do nrevisão feita era 1 ^ 7 4 a f o ano 2000, cuando tería
mos uma carRcidade nuclf^r irstalada de anrcvimadáñente
73 000 FWe.
Pari obter-se o número de centrais nucleares oue en
trarão en! operação a cada ano, dividimos a curva em m -
tervalos discretos de 1300 M\/e, que correspondem a c^na-
cidade de cada usina nuclear padrão adotada no Brasil A
Tabela 4 1 mostra o resultado alcançado com o u-^o deste
TBetodo
As características básicas da usina nuclear , tornada
coTBo fflodelo para cálculos que nos fornece o volume do
rejeito gerado, estão apresentadas na Tabela 4.2.
Dev-mos observar que, para efeito de calculo, foi con
siderada a potencia do primeiro reator, que deverá en -
trar em operação era Angra dos Reis, como pendo 6?6 " V/e.
A Figura 4.1 tem sido refeita nos últimos anos e apre^
senta grandes incertezas ouanto a sua realização no áe -
correr do^ anc Dada e' sns mcerte-^as, resolvemos ner -
manecer fiéis as oriE'inais da Mucl«»bras, -feitas em 1^7^»
uma ve? oue, os resultados obtidos ne'^te e'-tudo não per
derão a sua validade quando reali/erraos uma transi ação -
no tempo de acordo cota o atraso da entrada em op'»rarão -
das unidades nucleares previstas í obvio «--ue, nos nri-
ireiros anos, os cálculos de rejeitos tornar-<íe-ão inpr£
cisos dado as bruscas variações n' canacidade nuclear
inrtalndT causadas pelo nort» das usinas • seu pequeno
numero Contudo, de nualnu«r forma, as previ
soes do acúmulo ric^ rejeitos radioa -
156
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m d)
u 3
H U
Cu (d u
20001
FIGURA 4.1- Previsão da Capacidade Nuclear a ser Instalada no
Brasil até o ano 2.000 (Fonte NUCLEBR^b).
157
TABELA 4 1- Relação entre o Número de Reatores e a Capa
cidade Nuclear a ser Instalada
/•oio Júmero de
Centrais
Núnero total
de Centrais
Potência/ano
(.lUo )
Potencia
Total -
( Mie)
1981 1 1 r,2 6 626
1982 - 1 - 626
1983 - 1 - 62 6
1984 - 1 - 626
1985 - 1 - 626
1986 - 1 - 626
1987 1 2 1300 1926
1988 - 2 - 3 926
1939 1 3 1300 3226
1990 1 4 1300 4526
1991 1 5 1300 5826
1992 1 6 ] 300 7126
1993 2 8 2600 9726
1994 2 10 2600 12326
1995 4 14 5200 17526
1996 5 19 G500 24026
1997 5 24 6 500 30526
1998 5 29 C500 37026
1999 5 34 6500 43526
2000 5 39 6500 50026
2001 5 44 6500 56526
2992 C 50 7800 64326
2003 6 56 7800 72126
2004 4 61 6500 78626
2005 5 66 6500 85126
2006 5 71 6500 91626
2007 5 76 6500 98126
2008 6 32 7800 105926
2009 6 88 7800 113726
2010 7 95 9100 ,] 22826
15B
ta vos sonontc serão válidas a n Ó 3 um determinado período ini
cial quando então, a capacidade unitária das usinas for re
lativamente pequena quando conparada ã capacidade total
instalada (< 5?- )
As provisões correntes, obtidas de informações esporá
dicas que aparecem na imprensa é que a primeira usina nu -
clear brasileira deverá entrar cm operação comercial em
1981 e as unidades de 1 300 VVc começarão a ser inseridas
na rede elétrica no entorno do ano de 1987 Portanto, as
previsões de cálculo dos rejeitos em verdade, deverão ser
transladados em 4 anos, supondo-se no entanto , a manuten
ção do ritmo dc aumento da cipacidado nuclear scqundo a
Piqura 4 1, en período pós- 1987
A Faqura 4 2 n o j mostra a curva da previsão da capaci
dade nuclear a '-cr instalada no Prasil até o ano 2010, s e
gundo a< hipóteses e parânetros adotados
Os valores da Tabela 4 3 abairo são referentes a uma
média na vida útil de um reator nuclear, sendo calculado a
partir dc um reator modelo de 1000 M^o /102 / e o número
de elementos combustíveis para uma recarga baseado nos
reatores 7\ngra I e II
Ouanto ao rejeito nas diversas unidades do ciclo do com
bustível , tómanos como base os valores publicados na li -
tcratura especializada / 69 /, / 28 / e que são apresenta
das na Tabela 4 4
159
120
(ü :s
E-i w H
W cn
w u D
a Q H
U
A -í O
riGURA 4 2 - l'revisao da Capacjdade Nuclear a ser Instalada no
Brasil ate o Ino 2010 , sequndo as Fipóteses e
Paiarietios adotados
160
TABELA 4 2- Características da U'-ina nuclear
Tipo do Reator
Potência
Oueima de Combustível
Enriquecimento
Fator de Carga
PUP-"Pressurized Water Poactor"
1 300 Wlo
33 000 M"D/T
QCf/o
TABELA 4 3- Requisitos do Ciclo do Combustível
62 6 MUe
Concentrado de Urânio (ton/a) 113,9
UFg natural (ton /a)
UFg enriquecido (ton/a)
Número dc elementos combustíveis
para uma recarga
1 69
32,5
1300 M'e
236,6
351
67,6
40 64
I C I
Antes de entrarmos cm maiores detalhes no que se refe
re ao cálculo do volume do material radioativo e do número
de veículos necessários para o seu traníçorte, devemos fa -
zer algumas observações a respeito dos parâmetros adotados,
de modo a ter-se uma base firme para uma análise posterior
Como sabemos, o Programa Nuclear Brasileiro prevê a
construção não só de centrais nucleares, mas também de to
das as unidades que formam a indústria de base que deve ga
rantir o perfeito funcionamento do complexo Assim devere
mos ter unidades de conversão do concentrado de urânio
(U^Og) em hexafluoreto de urânio (UFg), de enriquecimento
isotópico, de fabricação do elemento combustível , e de re
processamento
Devido ao ponto em que se encontra o desenvolvimento
deste Programa Nuclear no que diz respeito a instalação -
destas unidades no Brasil, ainda não temos todas as carac
terísticas técnicas que, somado ao fato da indefinição
quanto aos métodos e sistemas de tratamento do rejeito -
radioativo, naturalnientc no^ levarão 5 imnrecisões na
quantidade de resíduos a sor gorada e, consequentemente ,
no dînonslonamonto do trin^^porto
Já que diversos ^atores podem alterar o cronograma da
entrada om opcnrão das d:vor umdTdo<- do ciclo do com
bustível, vamos admitir certas datas como ponto de parti
da, paia efeito do cálculo e coerência com determinados -
trabalhos que estão sendo desenvolvidos neste Instituto ,
na mesna área /87 /
152
TABELA 4 4- Constantes para o Pejeito Gerado nas Unidades do
Ciclo do Combustível
Unidade Tipo do Rejeito Volume A-nual (m )
626Mye 1300 MWe
Conversão em UF^
6
Processo I ("seco") Baixa atividade 57,6
Processo II("úmido") Baixa atividade 25,7
Enriquecimento Isotó
pico
Fabricação do ele
mento combustível
Usina nuclear
Reprocessamento
Paixa atividade 0,15
Baixa atividade 18,1
Baixa atividade 274
** combustível
i m d i a d o
Contaminado con
elemento transu
rânicos IP, 2
Baixa atividade 4,4
* plutonio 169 kq
A]ti atividade 5
119,6
53,3
0,31
37,7
570 ,7
40 conj 64 conj
37,7
9,1
351 kg
10 ,4
* com uma queima de 3 5 000 M'JD/T
** Baseado no número de elementos combustíveis dos reatores
Angra T o TT
I. P. (L-tL NUCLEARCS
163
Tscolhenos, então, 1989 como o ano do mlcio das opera
ções de diversas unidades, como das instalações de conver
são do concentrado de urânio (U-^O^) em Hexafluoreto de urâ
nio (UFg), das unidades de enriquecimento isotópico e fa -
bricação dos elementos combustíveis Ouaisquer ajustes pos
teriores, na data de início dc operação deve ser concomitan
te com o desenvolvimento da capacidade nuclear instalada
A escolha desta data implica no reconhecimento da ne -
cessidade de importação das primeiras recargas para Angra I
e II que deverão entrar em operação antes desta data, segun
do previsões da Nuclcbrás
rm recente trabalho publicado (set ,1978) /lOO/, vemos
que a unidade piloto de Enriquecimento Isotópico jã se en -
contra projetada para uma capacidade de 200 t de unidades -
de trabalho separativo, devendo ter sua construção iniciacia
em breve
Ouanto a unidade de reprocessarento, a data escolhida é
1995 , por tratar-se dc uma unidade que envolvo maiores pro
blemas tecnológicos c ambientais
Com a finalidade de deixar bem claro o método que nos -
levou a obtenção dos resultados aqui calculados , abordare
mos novamente certas considerações no tocante a cada unida
de do ciclo do combustível
L64
Mineração e Peneficiamento Químico do Minério - Atual -
mente , não é empregado nenhum tipo dc tratamento especial
para os resíduos produzidos nestas duas unidades, devido a
baixa atividade, sendo normalmente deixados no próprio lo -
cal de produção
Ouanto ao modo de transporte, pode-se afirmar que o pro
blema é do fácil resolução, já que a distância entre o pon
to de mineração e o dc bencficiamento químico do minério de
ve ser pequena, devido ao qrande volume que estará em movi
mento l movimentação deste volume poderá ser feito, median
te o uso de cimmhões dc grande cipacjdade ou então de va
gões ferroviários
As preocupações a serem tondas são mínimas, supondo- se
que a operação deva ser levida a cabo om local de J)aixa den
sidade populacional e sabendo-se que, cn se tratando do ni -
nério natural, a sui atividade é biixi
O concentrado dc urânio (U^Op) lipicamonte, deverá ser
transportado em tamboics do T O O com capacidade para o O, 38
toneladas cada um Nos nossos cálculos, /amos usar como
constante um valor total iqual ^ 15,2 toneladas quo represen
ta a capacidade líquida aproximada do un veículo de capacida
de total íquida de 40 toneladTS
Conversão en UPg- Ista unidado do ciclo do comlmstivol
pode empregir dois processos, internacionalmente conhecidos
cono Método de Pxtracão por ^olvente Omido (i et •='olvent Fx-
tration Method) e Proco'-so Pidrofluor i '"eco ("Dry líidrofluor
Process") Os volume^ devidos a f stc - dois processos são cal
J 6 5
calados separada.iente en razão da diferença apresentada en
tre ambos, porém empregando o mc^mo tipo dc cmbalaao para
o seu transporte, com capacidade líquida igual a 12,7 tone
ladas por unidade de transporte Tste valor oerá usado co
mo constante, devido ao fato de ser transportado apenas um
destes cilindros dc cada vez en um veículo rodoviário O
rejeito proveniente desta instalação é do bai^a atividade,
sendo transportado em tambores de aco com capacidade de
transporte do O ,'^0^ m"^, admii inc'o-<^o cpio um veiculo carre
gue 64 destes tambores de cada voz, empregamos este valor
como constante , o no caso dc ser utilizado um vagão ferro
viário, adotamos como capacidade do transporte um valor
igual a 140 tambores que passa a ser constante neste caso
Enriquecimento Isotópico - Os dados referentes ao ro -
joito produzido cm unidades de enriquecimento pelo processo
de jato-centrifugação foram tomadas como sendo iguais àque
les obtidos en um outro processo que c o do enriauecimcnto
empregado a difusão aasosa Ista solução se deve ao fato
de não ternos nenhuma unidade dc cnriciuccimcnto que emprega
a jato-centrifugação en operação comercia] no mundo e por
tanto, dc mexistii qualquer dado real de geração de rejei
tos radioitivos no'^to processo A similaridade entre jato -
centrífugo e difusão gasosa não provem tanto do arranjo en
tre cascatas para os dois casos, mas sim da sua maior simi
laridade que outro processo comercial disponível que ê a
ultra centrifugação Fste processo po'-'sui características
bastante distintas entre as quais pode ser citado o grande
166
número de compressores e válvulas pequenas o que resulta
em um volume de rejeito 56 vezes maior quando comparado ao
processo de difusão gasosa / 69/
Quanto ao produto final desta unidade, que é o hexafluo
reto de urânio enriquecido, sabemos quo ó normalmente trans
portado em embalagens do tipo A, possuindo a forma cilín
drica e com capacidade para 2,2 toneladas Cada veículo ro
doviário transporta cinco destes cilindros de cada vez, per
fazendo 11 tonoladis, valor este que i^assa a ser constante
para os nossos cálculos
O rejeito produzido, como em todos os casos onde temos
rejeito de baixa atividade, obedece ao mesmo sistema de
transporte c pregado nas ouïras unidades do ciclo do com
bustível
rabricação do Llemcnto Combustível - O rejeito produzi
do nesta unidade o embalado e transportado da mesma maneira,
como descrito acima, quando tomo'- rejeito de baixT atJvJdi -
de
Os elementos combustiveir fabricado*-, são acondicionados,
dois a dois, sendo que um veículo rodoviário transporta 6
destas embalagens de cada vez, totalizando 12 conjuntos de
elementos combustíveis
Central Nuclear - 1^ exceção dos elementos de combustível
irradiado, o rejeito produzido nesta unidade, em decorrência
1 G7
da classificação adotada, foi considerado como sendo todo de
baixa atividade, obedecendo assim aquele processo dc acondi
cionamento e transporte devido a esta categoria de rejeito
Como podemos observar, no Apêndice B deste trabalho, vá
rios países consideram que boa parte do rejeito produzido
em uma central nuclear deveria estar classificado como per
tencente a uma categoria que se situaria entre a de baixa
e alta atividade, recebendo assim um tratamento especial
O elemento combustível irradiado, poderá ser transpor
tado em cascos especialmente construídos para esta finalida
de, que tem uma capacidade variável, de acordo com o fabri
cante Em nc'-o caso adotamos um casco com capacidade para
7 elementos combustíveis Maiores detalhes foram descri -
tos no Capítulo 3 deste trabalho, onde foi apresentada uma
lista contendo diversos cascos que estão disponíveis
Reprocessamento - Nesta unidade nós temos como rejeito
gerado, o de baixa atividade, o de alta atividade e o conta
minado con elemento-- transurânicos Incluímos também como
produto de um cstáaio de purificação desta unidade, o plu -
tônio que deve merecer atenção especial, pelo papel que re
presentará em futuros programas quo incluam reatores alimen
tados com esto tipo do combustível
O rejeito de baixa itividadc, como nas outras unidades,
será acondicionado c transportado como nos casos anteriores
citados acima
1G8
O volume de rejeito dc alta atividade preparado para o
acondicionamento, foi suposto ser suljmetido a um processo -
de solidificação empregando a vitrificaçao, segundo dador -
americanos Tstc volume solidificado o então acodlcionido cm
recipientes cilíndricos com um volun'e interno igual a
0,2ra' Como podemos observar em várias figuras apresentadas
no Capítulo 3, estes cilindros são colocados no interior de
cascos, que não diferem muito daqueles empregados para o
transporte dos elementos combustíveis irradiados O número
destes cilindros transportados em cada casco, pode variar ,
dependendo do diâmetro e comprimento dos mesmos e que, pa
ra efeito de cálculo, foi fixado em 12
Um dos pontos críticos para o transporte de rejeitos ra
dioativos é aquele que envolve o rejeito contaminado com ele
mentos tiansurânicos Iste fato pode cr observado quando ,
pesquisando a literatura especializada, notamos que pouco se
sabe a respeito das características daquele material resul -
tante do desencarnasamcnto dos elementos combustíveis ("Clad
d m g Hulls") Como consequência deste fato não desenvolveu -
se qualquei tipo de acondicionamento apropriado para esta
especie de rejeito, limitando-so a adaptar embalagens do ti
po B
Como foi citado no Capítulo 3, dividimos o rejeito conta
minado com elementos transurânicos em dois crupos, um que
inclui todas as ferragens do material do desencamisamento e
o outro que mclui os filtros e materiais que não exigem cui.
dados especiais
169
O primeiro grupo, onde encontram-se as ferragens, deve
passar por um período de resfriamento c ser incorporado era
um material matriz, enquanto que o segundo, devido as suas
características de baixa atividade, deve ser submetido a um
processo de redução de volume Considerando-se o cronograma
para reprocessamento no Programa Nuclear Prasileiro, bem -
como a dificuldade que envolve o projeto na escolha de um
tipo de acondicionamento especial para as ferragens e de
quantificar os dois grupos em separado para efeito de dimoin
sionamento de transporte, consideramos somente o volume to
tal envolvido contendo os dois grupos referidos, após ser
submetido a um proccoso de redução
O caõco tJiJicanonto uLilizido pira o transporte deste -
rejeito, é resultado dc um nrojeto levado a cabo , .c1 a "Allied
General aclear Services" que teve como objetivo o doscn/ol-
vimento de un casco para o transporto das ferragens, pc^suin
do um volume interno aproximado de l,6 2m" Deve-se notar
que, no caso do considerarmos os dois qrupos separadamente ,
poderíanos empregar recipientes com um volume interno nuito
naior para o transporte do rcjoito do grupo dois, e a s s m d_i
ninuir sensivelmente o número do veículos necessários
O embalado escolhido para o transporte do plutónio pode
ser aquele que está sondo também desenvolvido pela "Allied -
General luclear Services", quo podo transportar atê 32 kg
do P U O 2 , oliodcccnc'o 1 composacão i-'oLÓpica pré-dctcrmmada
'laiores detalhes sobre este embalado foram mostrados em figu
ras do Capítulo 3
170
4 ?- Obtenção dos resultados
O cálculo do volvme do rejeito radioativo gerado e do di
mcnsionanento do transporte é una tarefa fácil, que não re -
quer o uso de nenhum sistema de copiputar-ão complexo Pealmen
te, a base de todo o estudo que tcm por objetivo a admmis -
tração do rejeito radioativo é a perfeita caracterização de
todas as unidades componentes do ciclo do corabustível nu -
clear, dos sistemas empregados c também da obediência a um
cronograma pré-estabelecido
Em decorrência do atual estágio na implantarão das vinida
dos nucleares no nia^il, poneos dado^ c^tão disponíveis , o
que nos forca a adotar o cálculo nti]izando meios indiretos
Assin, tendo em mãos a capacidade nuclear a ser instalada ,
os daros obtidos na literatura ospecializaa, e fazcrdo-sc
uso de um pequeno programa on Imauagon 17SIC, pudemos che -
gar aos resultados desojados
O primearo passo tomado, foi o do separar o ciclo do
combustível nucJeir cm duas partos, ou ''cja, todas as unida
des nucleares que serven de apoio na fabricação dos elemen
tos combustíveis (mineração , beneficiamento químico do miné
n o , conversão do ronconi rido dc urinio om hexafluoreto do
urânio, enriquecimento isotépico c fabricação dos elementos
combustíveis) de um lado, e do outro , ficariam o reator e a
unidade de reprocessamento
171
Para o primeiro grupo, tanto para o material combustí
vel, quanto para o rejeito radioativo gorado, empregam-se as
seguintes fórmulas
onde
Z =
G = 3CZ + T
W = G - U
V = TJ - ^
X C O número f'^'^ reatoro^ \)< ^r^o ontrir em operarão er''
um determinado ano o quo noc^'-citim do cargas complc
tas de combu=-tívcl
y é o número de reatores que jí se encontram om ope
ração e necessitam dc 1/3 (\c carga total, como re -
garaa,
Z núm.cro de reatores eciuivalcntc s para o suprimento -
de material ou rejeito produzido,
C con"-tanto referen to ao suprimento dc material ou re
jeito produzido, tcndo- ' -o ronio base una central de
1300 IV-^e (As Tabelas 4 3 o ^ 4 dão os valores refe
rentes a cada rogaria)
T constante referente ao suprimento de material ou re
jeito produ/ido, tondo- ( rono h o uma rentrai dc
62 6 e,
G volume total de maternl combustível, ou rejeito ra
dioativo,
1/2
U constante que representa o volume do recipiente on
de será transportado o material combustível ou o
rejeito,
U número total de recipientes exigidos,
P constante que representa a capacidade do veículo ro
doviário ou ferroviário,
V número de veículos exigidos
Para o segundo grupo, há uma simplificação, pois já -
não nos interessa se temos um reator novo requisitando uma car
ga completa ou um reator requisitando uma recarga, pois trata
mos unicamente do rejeito produzido Assim temos
Z = S - 1
G = T + CZ
U = G - U
V = 'J - P
onde
S é o número de reatores do ano em questão
Os valores para X, Y e T são dados pela Tabela 4 1 ,
ao passo que os valoreo para I o C são encontrados nas Tahc -
Ias 4 3 e 4 4
173
Como, mfeliznente, a grande maioria dos dados encontra
dos na literatura são referentes a reatores modelo de 1000 IWle,
adotamos valores 301 maiores para o primeiro caso por tratar
se de reatores do 1300 M^e, e 37% menores para o segundo caso
(de 626 rWe), sendo que a proporcionalidade deixa de ser váli
da quando trátanos do número de elementos combustíveis que é
temido de modo compatível com empregados cm Angrn I c II
4 3- Resultados Obtidos
Nesta secção apresentamos cjuitorze qrâficos, cono resul
tado dos cálculos efetuados onde, considerando-sc todas as hi_
póteses expostas na Srccão 4 1, chcgou-sc ao número dc voícu -
los necessários para o transporto do matcrjal combustível c do
rejeito gerado até o ano 2010
O i^pêndice 7 nos apresenta as tabelas correspondentes ãs
curvas traçadas nos gráficos aqui expostos
Vamos aqui relacionar as figuras com as respectivas tá
celas de modo a simplificar qualquer consulta
Figura 4 3-
Tabela A 1
Figuia 4 4-
Tabela A 2
-lúmero dc veículos necessários para o transporte
de concentrado de urânio
Número de veículos necessários para o transporte
do hexafluoreto de urânio natural
174
Figura 4 5-
Fabela A 3 ->•
aúnero de veículos necessários para o transporte
do hexafluoreto de urânio enriquecido
Figura 4 6-'
Tabela ? 4 J
Inúmero de veículos necessários para o transporte
dos conjuntos de elementos combustíveis fabrica
dos
Figura 4 7-
Tabela A 5
Figura 4 8-
Tabela A 6
Figura 4 9-
Tabela A 7
Figura 4 10
Tabela A 8
Figura 4 11
Tabela A 9
Figura 4 12
Tabela 7 10
Número de veículos necessários para o transporte
do rejeito gerado na unidade de conversão do con
centrado de urânio em haxafluoreto de urânio, pe
lo processo a seco
Número de veículos necesrários para o transporte
do rejeito gerado na unidade de conversão do con
centrado de urânio eri hexafluoreto de uranio , -
pelo processo unido
Número do veículos noces-ários para o transporte
do rojeito gerado na unidade dc enriquecmcnto -
J GOtÓpiCO
Núnero de veículos necessários para o transnorte
do r c j G i t o gorado na unJdado oe fabricaoio dos
elementos conl^ustíveis
Número de cascos necessários para o transporto -
dos conjuntos dc elementos combustíveis irradia-
doo
Número dc veículo*^ rodoviários , ou ferroviários,
necessários para o transporte dc rejeito gerado
na central nuclear
1 7 5
Figura 4 1 3
Tabela A 1 1
Figura 4 1 4
Tabela A 12_
Figura 4 1 5
Núnero de veículos necessários para o transporte
do rejeito de baixa atividade gerado na unidade
de reprocessanento
Número de cascos necessários para o transporte do
rejeito de alta atividade gerado na unidade de
reprocessamento
Numero de cascos necessários para o transporte do
Tabela 13 J rejeito contaminado com elementos transurânicos -
gerado na unidade de reprocessamento
Figura 4 1 6
Tabela A 1 4
Número de recipientes necessários para o transpor
te de Plutonio.
fNSTI LTO DE PCSOUrSAS ENEP^--^ i MUCLC\R. \ ^ r ,
1989 1995 ?000 2005 2010 Tempo em Anos
FIGURA 4 3- Número fe ^'oiculos lecessários para o
Transporte do Concentrado de Urânio
1989 1995 ?oon 15 2010 Tonpo em anos
FIGURA 4 4 - Número de Veículos Necessários para o Transporte do UPg Natural
178
1989 2000 2010 Tcnpo on anos
FIGURi^ 4 5- núnero de Veículos ^ocessário*- para o
Transporte do UP^ Tnriquecido
179
T r 2005 2010
Tempo em anos
FIGURA 4 6- Número de Veículos Necessários para o
Transporte dos Conjuntos dos Flementos
Combustíveis Fabricados
O
U
10
10 3-
10 -
180
1989 1995 2000 2005 2010
lempo cm anos
riGUPA 4 7- Número de Veicule^ Necessários para o
Transporte do Rejeito Gerado na Unida
de de Conversão em UPg pelo Processo
181
199 5 2onn 2005 2010
T o m p o e m a n o s
riGURA 4 8- N ú m e r o d c V e í c u l o s N c c o s o á r i o j n a r a o T r a n s
p o r t e d o R e j e i t o q c r a d o n a U n i d a d e d e C o n -
vor'-T.o cn U F ^ p o l o P r o c e s s o Onido
182
O
O VH
>
3 -
2 -
—1 1
1995 2000
~I 1
2005 2010
Tempo em anos
FIGURA. 4 9- Número dc Veículos Necessário para o Tran£
porte do Rejeito Gerado na Unidade de Enr-
riquccimcnto Isotópico
w o
O VH O
>
183
1985 1995 2000 2005 2010
Tempo cm anos
IIGUHA, A 10- lúmero de Veicule^ iNlcccssários para o Trans
porte âo Pe-jeito Gerado na Unidade de Tabri-
carão dos ricrcnto<^ Combustíveis
m O U Ifl (0 u
1R4
1985 1995 2ono 2005 20]0
Tempo on anos
riGURA A 11- ilûnoro clc C-isco'' 'Iccesscários para o Trans
porte do-- Conjuntos de rieraentos Comhus -
T I V G I S Irradiado"^
1985 1990 1995 2000 2005 2010 Tenpo em anos
FIGUR? 4 12- Número de Veículos '^odovxârios ou Ferroviários Necessários para o Transporte do Pejeito Gerado na Central Nuclear
o rH P U
VH
> 13
10
186
2 0 0 0 - j o n s •'010
T o n p o o n a n o s
] I G U R / i ^ 13- N ú n e r o d e V e í c u l o s N e c e s s á r i o s p a r a o
I r a n s p o r t e d o T c i o i t o d c B a i x a A t a v i d a
d c G o r a d o r a U n i d a d e d e P e p r o c e s s a m e n t o
187 O u 2 w 10
U
10 -
—-, 2000 2005 2010
Tempo em anos
riGUR;^ 4 14- T'Iumoro de Casco^ lecessários para o Trans^ porte do Pejeito dc Zita T^tividade Gerado na Unidddc de Reprocessamento
188 V) O ü w ra u
1 0 3_
10'
1995 T
2000 2005 - t -
2010
Tompc cn anos
i TGUR/\ 4 15- L í ú n e r o d o ( "isco-- Noco-^sáric para o i L a r r - p o r t c d o P c i o n t o Contaminado com rlcnontos Tran<-urânicos, gerado na U m -d i d c d o Pcprocc '-^amonto
f t i S T i U l O D C P E S Q U I S A S E N E P C 1 1 \
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N U C L C A R u
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189
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1995 2000 2005 2010
FIGURA 4 16- Número de líecipiciites Neces- ' ' P° ^^^^ sãrios para o Iransporte do Plutõnio Gorado
190
5 . AVALIAÇÃO DA SEGURANÇA DO bF^TEl^ DE TRANSPORTE NO
BRASIL
Neste Capítulo, apresentamos um quadro g( ral sob o
ponto de vista da segurança sobre a experiencia brasi -
leira no setor de transportes em geial, rodo e íerrovia
n o s , com a inclusão de um pequeno histórico e resulta
dos de um levantamento estatístico sobre os acidentes
em rodovias e leirovias no País.
Ao analisarmos o ciclo do combustível nuclear, tor
na-se [latente a impoitância do papel lepiementado pelo
transporte de materiais radioativos, tanto no aspecto ad
ministrativo dos rejeitos, quanto naqueles que abordam -
aspectos Imanceiros, ecológicos c de segurança pública
Devemos, oor conseguinte, sistematizar e ordenar conheci
mentos e informações relativas a esta operação de modo a
otimizar todo o processo e asoim oferecer maiores garan
tias ao público.
Devemos também salientar que o objetivo principal,
durante a elaboração deste capítulo, íoi o de chegar a
resultados que nos permn tisse avaliar, embora de maneira
preliminar, a segurança do sistema do trans¡;oite no Bra
sil, aléra de T)ropiciar meios para futuros estudos que
tenham em vista a ioimulação da -lolítica administrativa -
sobre os resíduos gerados nuo centiais nucleares brasilei
ias, Podemos compreender as limitações dos propósitos des
te estudo nuando deparamos cora a^ deiiciências do siste
ma estatístico do País e, i ari iculauiientc no oue concerne
191
aos acidentes ocorridos.
Como observamos nos capítulos anteriores, o transporte
dos materiais radioativos devera ser levado a cabo basica
mente através da malha rodoviária e ferroviária do País e,
em assim sendo, os transpoites marítimos e aéreos são ci -
tados apenas como um complemento desbe estudo.
5.1- Introdução
Em um sistema econômico, o transporte de carga tem um
papel relevante a ser considerado, quando observamos que
serve de complemento a operação de todas as unidades produ
tivas, garantindo o escoamento dos bens gerados e a perfei
ta alimentação de todo sistema. Neste caso a sua demanda
está estreitamente ligada ao desenvolvimento econômico ge
ral, sendo influenciado pelo crescimento da produção e do
consumo de bens, e também serve como determinante das ati
vidades de outros setores, criando por conseguinte sua
própria demanda.
Para termos uma exata visão do papel que representa o
setor de transporte, basta dizer-se quo este setor é res -
ponsável pela geração de aproximadamente 6 % do Produto In
terno Bruto (PIB) nacional, estando portanto, dentro de
uma faixa oue vai de 6 a 10% observada para os países de
senvolvidos ou em desenvolvimento./ 4 /. Dentro deste per
centual, também está incluída uma peouena parcela devido -
ao sistema de comunicações em geial.
192
Ao pesquisarmos a evolução do setor de trans
portes, no Brasil, constatamos que houve uma completa
ausência de balanceamento entro as diversas modali -
dades de transporte, provocando uma distorção na
composição da demanda , distorção esta que pelo menos
até 1 9 7 0 , veio se acentuando. Assim, vemos oue em
1 9 5 0 , o transporte rodo-ferroviáiio foi responsável -
pelo atendimento de 58% das tonoladas-quilomctros -
deslocadas, uercentual que saltou para 60,5% era
1960 e 75% em 1970 , a Tabela 5 1 mostra a par
ticipação do sistema rodoviário, íerroviário, maríti
mo e aéreo no tiáiego de moicadojlus no Brasil / 4 /.
Espera-se que este notorio desequilíbrio, venha a
ser corrigido lor meio da ação governamental, m o r e -
mentando a capacidade o c L K 1 ene la do sistema ¡K la
integração e complerafntaiid ide intermodal. Neste sen
tido, já se pronunciou o então Ministro dos Transportes
Dyrceu Nogueira, em 1 9 7 ^ , I O D I mdo-nos a esperança
dc resultados dc taio medida^ / 12 /
193
TABELA 5 - 1 - Evolução do Trafefo de TíTcadonas no Brasil
(em "bilhões de toneladas-quilómetro)
AFO RODOVIÁRIO FERROVIÁRIO MARÎTir'O AÊREO TOTAL t .km % t km 0/
, .. .' t km t. km % t km f
1950 10,8 38 8,^ 29,2 9,^ 0 , 1 0,4 28,4 100
1955 ? 3 , ] 5 ? , 7 21,2 1 1 , 5 2'=>,R 0,1 0,2 45,8 100
1Q60 42,6 6^,5 13,2 18 , 7 1 4 , 5 20,6 0 , 1 0 , 1 70,4 100
lf^65 7 1,6 6'7,5 18 , 7 17, I S S 1 /», 6 0 ,2 0,2 1OG 100
1P70 140,Q 7^,0 ^ 0 , ? Pl,r 0,2 0 , 1 10?,Cl 100 1
Para sabermos os motivos pcloo (juais chegamos a esta
ausência de mtegiação entre as modalidades de transporte ,
que teve como conseqüência esta distorção grave na distri -
buição das mercadorias no País, devemos analisar as causas
históricas, detalhadamente.
Como é do conliecj me n í o dc oodo>, cm nosso País de di -
mcnsõcs contjncnta l o, tivemoo o desenvolvimento aulunomo de
diferentes pólos de economía i)riiriirio-<-xportadora Assim es
tes pólos regional:, se integraiam, etn irincípio, com os cen
í 1 os 2 ndUo til e i£ cui onc U o ( , .ri 11 x ce rni r mente , a O o nor I e -
americanoG, toinando-..e depen(3(nt( .> dc te sistema mtcina -
cíonal de meicados e cm de ti i mento do J i e i c a d o nacional que
pudesse propiciar a formação e ampliação de um mercado au
tónomo . C ida pólo icgional piocuiava exportar a sua pro -
dução de matéria prima e excedente do alimentos, importan
do produtos manufaturados de modo a satisfazer sua necessi
dade
Criou-se, desta maneiia, um pioce^oo que exigiu inves
timentos na area dc transporte procurando solucionar os
problemas de escoamento da f>rodução ¡'rimáiía para o i-oito
194
regional e a absorção dos )rodutos manufaturados vindos dos
principais centro^ industriais euiopeus. Devido ao lelacio-
namento uue tínhaiaos então com a Grã-Betanha, foram instala
dos sistemas ferroviários e .'ortuarios de proi^riedade des -
tes, íazendo a ligação litoral-mterior que se requisitava
e complementando-se entre si
Nota-se que estas primeiras medidas tomadas, deixaram
o País sem ferrovias que ligassem os principais pólos, no
sentido longitudinal (paralelo ao mar), insuficiência esta
sentida mais tarde com as rodovias Assim nesta primeira
etapa as ferrovias que transportavam as mercadorias até os
portos regionais, ociviram dt compluiifnto a operação das -
linhas de navegação, que tanto transfiortavarn as cargas pa
ra a Europa, quanto para outros pontos do País suprindo a
lacuna existente
Con o po.í >cn doo m o ^ , o E t udo > Unidos da América
substntujiam a Gj i-Bct uihu no cornando da economia mundial,
]^assando a sei o nosso pimcioai ,;aicfiio, e como seria de
se esperar, influenciou o coin])ortamenoo dos pólos primário
exüortadoies brasileiros
Mesmo uossuíndo uma nova oiientação para o comércio -
exterior, os nossos sistemas lerioviários e portuários sa-
tisiizeram as necessidades no setor de transportes. Este
luadio geial começou a ,e inodiluai cum o suigimcnto dc um
setor industrial dentro do si ema econômico brasileiro ,
como conseqüência da política de substituição de importa
ções colocada em prática a princíuio após a gramde depres
são de 1929 c po-terioimcnte a segunda Guerra Mundial
19 5
Pouco a pouco, o Braoil ¡ aosa dt ura simf)] cs País ex
portador de raatcrias-primas e ali.mentos, para un País ex-
uortador de produtos manuíaLuradoo leves c intermediários.
A violenta expansão do tinasporte rodoviário para
muitos tijos de carga, nos Estados Unidos, suplantando teç
nologicaraentc ao Jciiovia , aliada a desarticulação dos
sistemas lerroviários e portuáiio Í P Z com que em diversos
países esta tendência também fosse seguida, inclusive no
Brasil. Infelizmente, a substituição mtermodal em nosso
País processou-se de maneira desordenada e, ao contrário -
do que ocorreu nos Estados Unidos e outros países desenvol
vidos, se fe? lapidamente.
A operação deficiente da rede marítimo-ferroviária ,
os maciços investimentos rodoviários, a implsuitação dd in
dústria dutomíbilíotica, a neccc^oidadc de expansão c con -
solidação dp um mercado nacional nara as manufaturas, ío -
ram fatores determinantes i ara a exoansão rodoviária no
Brasil A construção dos tionco^ longitudinais do sistema
rodoviário vieram assim mcoioorar as regiões economicamen
te estagnadas como os estados do Nordeste ao mercado nacio
nal apoiado principalmente na industrialização do eixo Rio
São Paulo
A partir da Segunda Gucira, a cada ano, tornou-se ca
da vez mais acentuac3i a participação do transporte rodo -
viário, aumentando o descciuilíbilo na distribuição das raer
cadorias, como ocdemos constatai
19C
5.2- O Transüorte Ferroviário de Carga
A história das ferrovias brasileiras começa a ser con
tada quando em 1835 ( 3 1 de outubro , extamente) , por meio
do Decreto nS 1 0 1 do Regente Pe Diogo Antônio Feijó, eram
concedidoo privilégios às corai) mhias quo viessem a se
formar para a exploração do sistema entre o Rio de Janeiro
e as províncias de M m a s Gerais , Rio Grande do Sui e
Bahia.
Hoje , a malha lerroviária brasileira se compõe de
3 1 . 0 0 0 km de via permanente de qualidade diversa e diferen
tes bitolas, distiiüuída como aiiresentado na Tabela 5 2 -
abaixo.
TABELA 5 . ? - Gomnosição da Malha Ferroviária Prasileirp Distribuído segundo as Principais Ferrovias
EMPRESAS Km BITOLAS
1 ,60n l,455m 1 ,00m 0,76 m
Rede Ferrovi.á ri a 2 3 79,2 1 736 21 7 1 1 202
P r P A S A <=> 183 1 7,4 1 661 — 3 . 5 2 2 —
E"^.Vitóri n-M m a s 782 2,6 mm 782
EF. Amapá 194 0,6 - 194 - -RF. Campos do
Tordão • 47 0,2 — — — —
+ Ferrovia exclusivamente para fins turísticos.
197
Do to Lal acima apresen lado jpcnac 7,2?ó ( 2 188 km) são
de I m h a s oleti i íicadas, 8?, 3% tem bitola de l,00m contra
1 1 , 4 % de bitola com 1 ,6o m.
Com a industriali/-.ação gradativa do País , a luele sis
tema ferioviário implantado pira atender as necessidades -
de uma economía exportadord. de produtos primários, loi tor
nando-se inadequado devido a nova c^tiutuxa da economía
brasileira não apresentando flexibilidade e tampouco, eíi-
ciência .
A instalação das vias férreas visava criar um meio de
transporte do interior para os portos regionais , já que
o sistema econômico exxjortador brasileiro caracteriza- se
pela agregação de economias exportadoras regionais , iso -
ladas umas das outras Esta situação somada ao íato de
existirem diierenças de bilolis, deJiciências de traçado ,
altos custos de construção, iicmsíeiiiam para as rodovias
a responsabilidade du consolidação dc um mercado nacional.
A partii da Segunda Granue Guerra a economia nacio
nal experimentou um novo impuloo, oasoando a nroduzir
bens intermedíanos para exi)ortaç3o e I m a i s para o aten
dimento do mercado interno ljt( avanço econômico coinci
diu com o m i cio do processo dc deterioração contínua do
sistema ferroviário, passando j)ara o setor público o con
trole das estradas de feiro que até então luncionavam sob
a forma de concessão e de prooriedade privada, com toda
a obsolescência do e< uifiament o e suas deficiências o, era-
cionais.
198
Este auadro, mesmo com i cnaçcão da Rede Ferroviária
Federal (RFFSA) pelo Govrino FfdcraJ, e da Srcretaiia de
Transportes pelo Governo do Lslado de óão Paulo, não so-
íreu alterações ladicais, provocando délicits operacio -
nais iren'-os Como ^olução p ir i csi e desiquj líbrio í m a n -
ceiro, inverteram-se vultoo is quantias a título de subven
ções operacionais, com o setoi icrroviário participando -
com 90% ( 1 9 7 0 ) do total dc subsídios concedidos pelo Go -
verno Federal.
TABELA 5 . 3 - Situação Financeira das Ferrovias Brasileiras
/ 77 /
Dl SC Rira NAÇÃO 1 9 ? 3 19/^1 1 9 7 5 1 9 / 6 1 9 7 7
cj u/eiros
Receita 2 . 3 7 4 2 . 5 b / 2 . 5 9 6 2 . 8 5 9 5 ^ ^ 6
Despesa 3 . 3 3 1 3 . W 1 . 6 5 1 5 7 7 4 5 . 6 2 5
Deficit - 9 5 7 - 8^^7 - 2 . 0 5 5 - 2 . 9 3 5 - 2 . 2 0 9
* Moeda de 1 9 7 3
Nota-se qUc no período 1 9 / 3 / 1 ) / 7 o ritmo de crescimen
to da despesa 1 0 1 oem maior do oue o da receita, aumentan
do consideravelmente o délicit operacional do sistema que
exigirá, com toda a certeza, mudanças estruturais proíun -
das.
No Brasil, como em alguní. ¡ 3 1 ' s e s industrializados
(Remo Unido, Estado^ Unidos ( Ajomanlia Ocidental por exem
pio), observou-se uma redução loieciável na quilometragem
total, airavés da eliminação dos trf-chos antieconômicos ,
orocurando-se desta maneira aumen* 1 1 a produtividade geral
do sistema 1erroviário paia enJienl ir a competição das 1 0 -
199
dovias nas linhas uioncais üo L J O H I O Unidos, oue cm 1955
possuíam 555 000 kn de linha., lejif i , reduziram esLc to -
tal para aproximadamente 550 000 km nos nossos dias A mes
ma tendência foi seguida pelo lie m o Unido (,ue oascou de
50.500 ])ara 1 3 000 km, Alomanh<x Ocidental de 51 .000 paia
28.000 km e o Brasil de 57 000 j)ara 29.850 km num mesmo pe
ríodo.
A União Soviética , que possuía 120 .700 km passou
para aproximadamente 140.000 km e juntamente com os rjaíses
socialistas de um modo geral, constituem-se em exceções a
esta tendência pois doLendo o monopoLio dos serviços de
trans])orte e não cntrenlando i c oncoiré*nc 1 a do set;or rodo
viário, orientaram sua política ne^te setor, de modo a
fortalecer as íerrovias
EitPT dados não "orvcm para justificar a po
sição do sistema 3 erroviário brasileiro Í J O I S devemos,
antes de mais nada, analisar as caiacterístícas do
]robleraa era cada [)aÍG. Porem, demonstram a tendência
de uma utilização cada ve z maior das vias navegá
veis e oleodutos.
Em termos com\ arativos , podemos afirmar que a den
sidade raédia de tráfego de mere idor ias c' baixa (1,968 x 10^
toneladas quilora^tro poi km de I m h a ) , propoici onalmente
à extensão territorial do País e ao comí)rimento das I m h a s
exjiloradas O lercurso racdio da mercadoria transportada no
Brasil i 0 1 de ¿i o 197/, 'b r,< nu ' 1 C J baixo quando
200
comparado por exemplo aos Estados Unxdos e a União Soviética
que possuem igualmente vastas extensões territoiíais e onde
o percurso médio ultrapassa os 800 km
TABELA 5 . 4 - Distribuição Intermodal dos Transportes para os
Principais Países / 72/
PAÍS Ferrovias Rodovias Vias^ Navegáveis
Oleodutos
União Soviética 7 7 , 2 7 , 2 5 , 1 1 0 , 5
Alemanha Orien
tal 7 0 , 2 2 1,4 5 , 6
Prança 55,0 28 ,0 1 7 , 0 -E.U.A. 50,0 25 ,0 25,0 -Japão 38,0 20,0 52 ,0 -Alemanha Oci
dental 37,0 2 7 , 7 24 ,8 1 0 , 5
Brasil 1 6 , 2 7 4 , 2 9 , 6 -
Quanto ao emoi ego do i' tcrai ieiioviário brasileiro
no transporlc de iiiateiLiis ladioj'ivo , rs()era- e r|uc cc j<un
tomadas medidas elica^es, visando auarcihá-lo de modo a
pod( 1 satioía C J U O exigência m\M la f ir<j a ,uelc I i fio dc
tríiuisoor tc quioj to e.j^)(CLticü ..ão recomendarlo-. pA <x
Agência Internación 1 ] de Energia Atómica (lAEA).
201
O mercado de transporte d o se toi lerroviario para ma
teriais perigosos, pode ser aquilitado T)ela adição do trans
porte de produtos ou'micoo.
O Grupo Executivo de Integração da Política de Trans
portes (GEIPOT) realizando um estudo sobre o transporte de
produtos químicos perigosos, entregue ao então Ministro Dyr
ceu Nogueira, concluiu que grande parte dos veículos que
transportavam estes produtos não atendiam às condições téc -
nicas-operacionais exigidas, em íunção das caracterísLticas
físico-químicas das cargas (alta periculosidade). O estudo
visou principalmente o ácido sultúrico, a soda cáustica (hi
dróxido de sódio), o cloro e a b iirilha (carbonato de sódio),
além de msumos básicos para o desenvolvimento das indústrias
euímica, petroquímica, de íoitilizant(o, papel e celulose en-
tie outras. Todos enquadraram-JC em uma ou mais categorias -
especiais d e c a i g i m i l i m a v e ] , r o í i o M v a , oxidante c vene -
nosa Quando a categona e s t u d a d a íoi i dos coiiosivos, c h e
gou-se ao mesmo t i u o d e conclusão, m e ] u m d o - s e aqui o ['LO -
blema de dr-ocmbart|Uc no^ termmai - i i i a i í t imos laJta d e pos -
soai e equioamento esleciali? ido. Jalla d e segurança nos
terminais, e : , t c / 13/
O t i a r i o P O i t i d f material rad'oilivo>, oaia c r l*-va
do a cabo pelo setor ferroviario, exigirá como vimos, profun
das alterações no cs aiema adiiimi >ttal i vo- tecnológico, nara
ue possamos ter garantido um nível aceitável d e segurança ,
tanto para a ponulação, q u c U i t o )ira O J empregados envolvi -
dos
202
5 5 - 0 Tran^t)OJie R u d o v i U L o d( C upx
Após a S^gimda Grande Gueixa Mundial, com a sua par
ticipação aumentada no al endiinçnto da demanda, o transporte
rodoviário orovocou acréscimo oubotanoiais na rede lodoviá-
ria total. Assim, em 1 9 ^ 5 o Brasil dispunha de uma rede as
faltada com inena'^ ^25 lUi lóinel ros, evolumdo-se para
2 592 km em 1955 e para 2 .424 km em 19 5 . Hoje, o País
possui uma rede básica aslaltada com jaais de 70.000 km li
gando as cinco rcgaopo geogriLicuo, oroj^iicionando maioi se
gurança e economia / 1 3 / .
TABELA 5 . 5 - Evolução da Hede Rodoviária Nacional / 13 / .
( em km)
ANO PAVIMENTADA NÃO PAVIMENTADA TOTAL
1957 7.0 65 458.0/16 445 .109
1 9 7 6 70 871 1 415.456 1 48 6 527
Os valores dados pela Tabela 5 . 5 , 'uando compaiada
com os dados de alguns países, mootia ue, apesar da expan
são da rede brasileira de estradas de rodagem, não possuí -
mos ainda bono índicco dc rodovia asfaltada por quilômetro
de superfície, como Doderao obscivai na Tubela 5 6 apic sen
tada abaixo.
203
TABELA 5 6- Comparação entre Países das Redes Pavimentadas/81/
PAÍS Extensão
pavimentada
( X 1000 yv\)
•".uperf ície
1000 km^
Extensão
Pavimentada
]-m/1000 km^
T^lemanha Ocidental 382,0 245 ,2 1 557,6
Inglaterra 343,3 244 ,9 1 496,5
França 705,0 560 ,6 1 254,1
Itcália 273 ,0 304 ,1 897 ,6
Japão 264 ,8 369 ,3 716 ,9
E U A 2 833,3 7 707,8 367 ,5
f ndia 236 ,1 3 136,4 74 ,6
México 73,6 1 963,6 37,3
Austrália 208 ,2 7 701,2 27,0
Canadá 193,4 D 9 56,7 19 ,4
Brasil 78,0 8 512,0 9,1
Um dos latones oue devem DPP citados como fundamentais
na política tariláiia, e ,uf jcm duvida deve tei pesado na
evolução do sistema de Lrans])ortc no Biaoil, c o 'ato de que
d tarila para caip^as no 1 1 ui )0T t r roeloviaiio ( oimada em
condições de mercado livie cnquant:o que Oo serviços ferroviá
rios e portuários l ên is sua'' laiiíuo lormadas em condições
monouolistUO Do lalo, i 11e^ Ibi1 Id idc com ue c tragado a
204
tarifa rodoviária ii^noe a elevação de cuscos, permite rea
justes imedialoo, contrastando com a inercia e di'icuidados
burocráticas uaia o reajuste da^ tari las nos demais ocLores
de transnoite presos ao setor [)iibl ico
Alem de todos os asuectoc analisados na secção ante
rior para o sistema íerroviário, devemos abordar como um
dos fatores preponderantes [)ara a exjjansão do transporte ro
doviário, a maneiia simpliJicada com que ó tratada a opera
ção de carga e descarga oferecendo também o serviço de por
ta a porta. Somam-se a este lato a maior regularidade e ra
pidez do transporte rodoviário, quando se sabe cue a velo -
cidade comercial no sistema ferroviario brasileiro jara o
transporte de carga não passa dos 18 km/hora ( 1 9 7 7 ) .
Com rcendendo o j iapel do sist ema rodoviário no trans
porte de cargas D e n g o s a s ])ara o desenvolvimento das indus
trias químicas, oetroquíraicao, de autovcículos, da aviação
comercial etc, o M J U I i é n o do Trsns|)ortrs rrsolvou, por
meio do De )artamento Nacional de £,aradas de Rodagem(DNER),
preparar um Relatório Geral e Preliminar, fundamentada no
estudo dob elementos oue compõem o .eu conjunto, para que
desta maneira possa lormular sua política neste setor.
A eeuipe responsável por este estudo, denominado "Es
tudo do Transporte Rodoviário de Cargas Perigosa*"", consta
tou do m i c i o a impossibilidide de conhecimento das carne -
terísticas principais do tráfego rodoviário desta espécie e
optou pela ncsquisa de dados piimano^ e do dimensionaraento
205
do problema que envolve a opeiação do sistema ./l6 /•
Esta iniciativa do Ministério dos Transportes ( 1 9 7 8 ) ,
demonstrou a necessidade de prepaiar o setor rodoviário para
cumprir o importante papel (lue lhe cabe e que, assim como o
setor ferroviário, requisitará urofundas alterações para pro
piciar a segurança de transporte almejada.
De acordo cora o Conselho Nacional de Trânsito, os pro
dutos perigosos estão divididos nas seguintes classes
la, classe - Explosivos
2a. classe - Gases corapriraido, liouefeito e dissolvi
do sob pressão
3 a . classe - Líouidos inilamaveis
4a. classe - Solidos ou suostâncaas mílamáveis
5 a . classe - Substâncias oxidáveis
^a classe - Sub-tância^ venenosas (tóxicas e infec
ciosas)
7 a classe - Substâncias radioativas
8a. classe - Corrosivos
9 a . classe - Suostâncias mistas perigosas.
Para que se possa avaliar as condições com oue é
transportada a carga perigosa no Brasil, piecisamos tomar
conhecimento da Legislação e Normas Nacionais e de simila -
I es csti anf ( 11 A^^im, terno víiia d i 4^0 içõf'" do CON -
ÏKAN (Gonoflho Nacionil dc Tiuio i l o ) , do Mjni t ói lo do Ti i-
balho , ABNT (Associação Bia^iLeira dc Normas Técnicas), da
CNEN (Comissão Nacional de Energía Nuclear) euc
f~\ -il . 10 ÛE PCoCU b/S Cl J 1 ° C
1 \r
206
Adota-se a seguinte clasriíKaçdo para a^ ernuic^-as
de transüorte oiii oneração no País, f ur o prestam a es^r
serviço
Classe A - Empresas esoeciali/adas no transporte de
caigas perigosa^ a grunel.
Classe B - Empresas especializadas nos transporte de
derivados de petróleo, a granel.
Classe C - Emijresas transportadoras de carga geral e
eue transportara caigas perigosas, íracio
nadas a granel
Apoiado nos resultados do diveisoo formulários e vi
sitas, elaborou-se então o Relatei io Pirliminar, do qual
transcrevemos aauí alguns ítens para maior compreensão do
probl ema / I G / .
Em relaçãj às erapresas transportadoras Classe A, cora
uma frota estimada de 1 .000 vrículos , oibe-se que 29% nãu
utilizara instruções ou noimas em nenhuma iase do transporte
e 57% desconhecem a existência de noimas da ABNT.
Para as transportadoras Claose B, com uma frota es -
timada em 10 ¿00 veículos, constatou-sf oue elas estabele -
cem os itinerários em função de dois critérios, a saber ,
menoi distância e raelhor rodovia Poicra, nossuem conheci
mento das recomendações gerais r,uanto ao estaci onaraento do
veículo carregado.
Os dispositivos de segui <3nça tur (irvfm (xi^tii na >
áreas de carregamento e descarregamento sao desconhecidos -
207
de 4 °o das enipicsas ClasoCS A o i3
As cm )resas Classe C, dlo ()ÜUCJ. U enção à periculosi
dade do mateiial, confiando ^ua&e q\ie exclusivamente, n3 le
sistência e boa qualidade das çmbalagenD.
Deduz-se, com lacilidade, que embora existam certas
normas e uma legislação especííica sobre a matéria, estas -
são insuficientes para garantir a manipulação segura des -
ses produtos. Um exemplo claro pode ser dado pelos transpor
tadores de explosivos que se utilizam de veículos de car -
rocería aberta, com o qual movimentam 9b% da produção nacio
nal (5 000 toneladas mensais), icondicionadas em caiyas de
paiolão ou madc^ia, do 1 5 ou 25 kg, e protegido o por 'nce -
rados impermiaveis
Como sabemos, a Comissão Nacjonal de Energia Nuclear
é a entidade encarregada de regulamentar o transporte de
materiais radicaijvos no Brasil, devendo pronunciar-se a
este respeito em breve Atualmente, como reíerência, e ado
tada a norma oublicada cela Agência Internacional de Ener -
gi 1 Atômica , que miei i/monte não c dr fácil com[jiepnsão ,
alem de não cobiir todos O o asocctoo envolvidos nesta ativi
dade.
5.4- Estatística dos Acidentes de Tiansporte
Um dos asíjcclos do segurança no I r in porí e de maio -
riais radioativos, de lundamental importância, é a avalia -
ção do comportamento das embalagens emi;regadas em condições
4f
208
normais e de acident oo Lmboia jojihi submetidas a diversos
testes, estas embalagens podem (ncontrai oituaçÕes leuis
exoiemamente seveias, n a ' U a i o ¡jodcinoo t(i a liberação de
uma parte do seu conteúdo , com c onorqurnc ias adversa'' ao
meio ambiente circundante
Para aquilatar o conhecimento sobre probaoilidade de
ocoriência de acidentes e analisai as prováveis conseciuên-
cias, devemos ter em mãos dados esta^{stlCos reíerentes ao
fluxo e tamoém ao numero de acidentes dos veículos segundo
a severidade Assim, a probabilidade de acidente e dado pe
la relação
número de veículos acidentados P =
núraei o total de veículos movimentadoí
No Bx lo 1 L , iiH u de critonli ixmo ilpumio i e j f r T u -
cias / 77 /, / , paia as K novias c alguns relatório
internos para as lodoviuo, não c o n i unos com dados suiicien
tes para os cálculos n e c e s s á r i o , obngando-noo a cônsul -
tar os boletins de ocorrência, e partir de certas suposi -
ções, oue nem sempie n o s tra em i et,ul * ados satisiatonoo .
Nota-se oue os trabalhos dr ustat isuica e análise de
acidentes rodoviários no País são dolicientes, tendo obje
tivos limitados, e não raramente apresrntando baixa conJla
bil idade devido ao sistema empregado na coleta Alguns tr_a
balhos incluem estudos na área de segurinça de tráfego, co
mo aoueles apresentados pelo ins ituto de Pescuisas Hodo -
viárias / 17 / c)ue, poiem, não cobrem todos os aoj^ecLos de
interesse ¡;aia a nossa dissertação
209
5 4 1- Estaríslica do Acidontor oara Veículos fíodoviános
A estalística do acidoriLoo lodoviarxos no Brasil í
pobre, a sua analisr (luaso não ( K I onl C E^ta limitação
da disponibilidade de dados [-¡ara uma análise quantitativa
torna extremamente ardua, ou custooa, (jualciuer estudo apro
fundado. Apoo a procura de dadoo junto a diversas l U o i i -
tuições ligadas ao setor de segurança e controle de trá -
fego concluímos oorrestringirmos ao eotudo dos dados refe
rentes à Rodovia Presidente Dutra.
Os dados para o setor rodoviário íoram baseados nas
informações disponíveis da Rodovia Presidente Dutra (BR -
116), no trecho paul iota, que sc conotituc em uma rodovia
denominada "Arterial Principal" segundo a Classificação
Funcional Rodoviária / 14/ e possue duas pistas (rodovias
divididas) com 4 íaixao de tránsito (dois para cada senti
do) / 17/.
As rodovias podem ser cl issiiicadas de diversas ma-
neii:.as, das cuais destacamos ao seguintes
a) quanto à geografia da região atravessada
b) quanto à região em (luo jo locali -'am
c) quanto ao controle de acesso
d) quanto ao numcio de pistas e número de laixas de
trânsito por pista
e) quanto ao as])ecto iuncional
Devido às características peculiares da rodovia Pre
sidente Dutra, torna-se necessário ob ;a^ a rão aplicabi
lidade dos resultados aqui obtidos, toda vez que quisermos
considerar outras rodovias.
210
O volume medio diáiio de veículos c calculado poi
meio de quatro coletas trimestrais, onde cada coleta é
realizada durante 24 horas , por 7 días consecutivos. Os
valores obtidos pelo "Seiviço d( Lngcnharia e beguiança de
Trânsito, Setor de Estatística e Goleta de Dados do 82 Das_
trito Rodovaáiio Federal", esta apresentado na Tabela 5 .7»
devendo-se salientar ]ue os veículos de caiga incluem os
caminhões (leves, médios, pesados) reboques, semi-ieboques,
e utilitários.
Como podemos observar, nesta Tabela, o volume médio
diário nas proximidades de São Paulo é muito mais intenso
que na divisa com o Estado do Hio de Jaruiio (aproximada -
mente 8 vezes). Deste modo, tendo em vista a segurança,usa
remos nara o cálculo da piobaoilidadc o volume mais alLo
Calcularemos, tainbem, a probabilidade e n outro ponto de
volume o m^ais baixo - ara )odermo mili - ^ J i o tiíírgo coi -
rcspondente ao centro d a Rodovia Presidente Dutia, e Iinal
mente, obte^n-se a media )ondoiacia destes volumes inresent a
dos
Os acidente., ocoiiido.- na^ r s t i i d u o de lodagem sob
juiisdição da Polícia Rodoviai la Federal, oão registiadoí.
em "Boletins de Oc :> ri ênc la" IJ-iaril ( ao apiesentado no
A])rndicc C Ba-^eado nest bolrt in , ( lat)oia~ e um t r l - i i ó -
n o anual de acidentes, de onde podemos obter um grande nú
meio de míorraaçõej ma ue, m i el i/mente, não os sc¡;aia -
cuanto ao t m o de veiculo acidentado ücoie raodo,'ivemo
que consultar 'odo o b )1 c I m de ococr^nci i. á( J 97^*
paia obter dados n* c t ^inos >obj f o com oitaucnto doo vcí
culos de caiga noo acident' , ( oUa cun c .uencias , i
211
fim de i d c n n í L c a r o ^ipo dc V P Í C U I O r o nível do gravida
de dos a c i d c n o e s
A Tabela 5 8, nos mostri o lesuHado do levantamento
dos acidenues ocorridos no ano de 197Ü, en manto a Tabe -
la 5 9 discrimina as conseqüências do acidente que envolveu
um ou mais veículos de carga.
Os volumes médios anuais de trálego considerados são
os seguintes
a) próximo a Vila M a n a 77073^1-0
b) próximo a Queluz 2456085
c) media ponderada dos tiechoo 4424165
A distribuição semanal dos acidentes paia os veículos
de carga é aoroximadaraentc ,)i oooic i on il i aia o^ dj e i ú t^is ,
tendo em vis^a as Imitações ira¡JOSta& i ai a o tiáiego drsios
veículos nos i m s d' semana (T b e t a 5 . 1 0 )
P a r t i c 11 cxndo cora ai ena 5 0 % do volume médio diaiio ,
os veículos de caiga cnvolveram-sc tm 5 % dob acidentas r_e
g L o t i a d o o Em valor pciccntuj.!, o nume a o de ve L C U Í O O do
carga jUe sc envolveram era i c i d c n t e o , cm lelação ao total,
chega a casa dos ¿10% ( valoi médio)
TABELA 5 7- "olu-^e lédxo Dxário (1978) de Categorias de Veículos Irafegando na Podovia Presidente
Dutra
Posto ce Coleta Passeio 9. Coletivo % Cargas c Outros % Total
Vila M a n a 69370 73,23 3969 4,19 21116 22 ,30 273 0,28 94728
Guarulhos 62587 73,93 3062 3 ,62 18889 22 ,32 70 0,08 84608
Cunbica 516^1 71 ,df; 330^ - ,57 1-7257 23 ,88 67 0 ,09 72269
S José dos Cáenos 30679 67,73 2713 5,99 11^43 26 ,15 61 0 ,13 45296
Roseira 10651 5 3 , ^ 1 1535 7,75 75534 38,32 23 0 ,12 19793
Queluz ¿1305 35 ,6^ 1020 8 ,-16 6729 55,79 8 0 ,06 12062
M
TABELA 5 8- acidentes na ^odovia Presidente Dutra ( trecho naulista ) - 1978
'lês no ae i ci Veículos '•'úrero de vítimas Tipos de Veículos
centes envolvidos r £.tais Feridos Total Passageiros Coletivos Cargas loto Outros
J ar 397 762 014 ]33 147 400 75 284 - 3
Fe\ 361 661 0 1" 137 156 343 59 256 1 2
' ar 371 696 014 121 135 301 69 324 2 -
1 333 619 016 119 135 308 58 251 1 1 1
! ai ]
383 739 018 139 157 352 65 322 -
1 Jun 306 581 018 109 127 278 51 250 1 1
Jul 444 852 n 10 133 143 493 60 280 13 ã
P^o 416 751 023 131 154 378 58 310 2 3
Sct 365 659 ^13 14f; 159 318 56 281 - 4
Out 395 651 017 175 192 383 65 201 1 1
1 289 707 010 152 162 337 51 313 3 3
Dez 475 83^ 1 017 1''2 Igq 1 452 60 369 5 3
Total 4630 1 i
8567 1
189 16 67 1856 4343 727 3441 29 25
00
T/.EEL7 5 9- J^cidentes Envolvendo Veículos de Carga na Dutra e suas Conseqüências
1 1
ês ! i^o de ^T^eículos de carga envolvidos en acidentes 7 0 de vítimas co" ferimentos 1 t I 1
sen vítiraas com feríeos leves
C O ' - ' feridos araves
con mortos Leves Graves "ortal
1 f 1 Jan 1 221 32 9 5 37 11 7
re\ t
193 37 19 11 39 23 7
'ar 276 26 13 8 32 16 7
^ J 3 r 203 30 14 7 34 14
ai ' 269 26 20 12 50 14 11
Ju^ 209 22 10 o 35 14 l'
Jjl 243 20 12 2 22 12 2
; o 255 30 17 4 33 15 4
Set 230 27 20 32 IS 5
u . U. 244 38 20 3 46 22 2
•«ov 254 29 20 10 55 15 7
Dez 298 40 26 5 46 25 7
Total 2875 357 208 82 461 199 78 1
K3
215
TABELA 5 1 0 - Numero de Acidenlf ooni Veículos de 0 rpa por
Dia da '3crana no Ti echo Piulista da Via Prcsi-
dcnto Dutra
ii2 de Aci Dom Seg Toi Qu T r Qu 1 n t- Soy La bdbaio dentes
264 106 415 471 264
4,24 15,40 L8 ,70 1 6 , 5 2 18,B5 1 0 , 5 6
Pelo lato de não exisLii no boletim de ocoixencia -
uma classilicação dos acidente^ segundo a gravidade, opta
mos por fazer alguma ruposic^õe bancada'" na Tabel i 5 * 9
Enquanto, nos Estados Unidoo, i ever idade do acidente é
classificado cora uaoc na velocidade do veículo quando aci
dentado e ni ocoi I Pne 1 i ou n"ío dr 1o['o, ) pirtir dos dados
disponíveis, nos classificamos o acidente dc acordo com as
conse<,uênciao, ou ^ej i
a) Acidentí s o e m vílimit- . menor
b) Acidentes com Jeiido- leves .... moderado
c) Acidenti s com J e 1 ido j graves .... o - ' V E R O
d) Acidentes C O M mortos extremo.
Devemos ter em mente cue et ta classificação embora
nos apresente um quadro geral d O o acídenles , não e a ideal
pois, podemos ter um acidente com morto onde os veículos
pouco sofrem , ou ainda um acidente sem vítimas ( ue dfixe
os veículos bastante danificado a Ura outro indicador de
gravidade de acidentes poderia o c r o custo do acidente
Inielizmente, esie dado rarabcm não e levantado nos boletins
de ocorrência
216
A probabilidade de termos um veículo de carga envol
vido em um acídente, segund) .ui giovidade íoi calculada e
é apresentada na Tabela 5 il, xbaixo O trecho puulnta da
Hodovia PreoidrnLc Dubi i Le 'ii "' km
TABELA 5 11- Prob ib'1 idade d( Ac drnLe por Vnículo km
GRA.V1DADE m L d I A POKDEiUDA DOS TRECHOS DA RODOVIA
Menor 1,4 X 1 0 - ^
Moderado 1,7 X 10""^
Severo 1,0 X 10"-^
Extremo J,9 X 10-8
5.4.2- EstaLÍotica de Acident' pjj t VrícuJo Fçrioviái 0 3
Os dados estâtíoLicos, ne.ta occção íoram baseados
nas mioimaçõe di^iioníve, ela J'iPAiA (Ferrovia P3uli.sta
S/A) que, i.nc i )aimenLe pAid o c L ^ O do dcidenocs, mo -
traram-se in-^uiiclenles c impicci^o'-, dificultando a nos
sa tareia
A FEPASA classiiicou suas vii-^ de acordo com as nor
mas da U I C (Union Internationale de Chemins de Fer) que
adota como iatoi deteimin.mte , a intensidade de tiaiego ,
segundo a lóimul x / 3 5 /
V '\ - ' n 100 laD m
onde
T = (carga teórica rebocada por dia( incluindo o peso da lo-
comotiva )
2J7
T = m
T ^ = carga roal Kbocada por di i , coirosi ondente ao tiaío-
go de passageiros,
carga real rebocada por dia, correspondente ao tráfe
go de mercadorias ,
V = velocidade máxima admitida para o setor da via consi -
derada. Considera-se uma velocidade mínima de 80 km/h
a fim de levar em conta a ladiga geralmente elevada ,
causada pelos trens com baixa velocidade,
D = diâmetro nominal das rodas da maioria dos vagões que
circulam em um certo setor da via ( em metros),
P = peso máximo por eixo concopondente às rodas de diâme-
tio D ( em toneladas)
De acoido com Oo valore a de T^, ioiam estabelecidas
nove categonas de vias
TÁPELA 5 12 - Classificação dns Vias da rm^.T^
Categorias Tonelaqem bruta reliocada por dia
la -^t
> 102 000
2a 102 000 > \ > 70 000
3a 70 000 > > 40 000
4a 40 000 > ' t
> 25 000
5a 25 000 > ^
> 12 500
6i 1^ 50 0 't 000
7 a r, 000 > 't 3 noo
8a 3 000 > T • t
> 1 noo
9a 1 ono >
213
TÁPELA 5 13- Milha Pcrroviária da rm'^jP, Distribuida
•Segundo Categorías
UR Categorías ( Vm de extensão)
3a 4a 5a 6 a 7a 8a 9a total
1 — — 334 280 30 68 - 713
2 - - 309 213 185 104 157 969
3 - - 165 98 243 - - 506
4 - - 80 303 317 - 54 754
5 73 375 88 - - 75 483 1 095
6 - - 479 45 - 292 128 944
7 - - 63 90 — 162 — 315
Total 73 375 1 518 1 02 9 775 701 822 5 296
Ti^BEL? 5 14- acidentes com Trens de Carga nas 7 Regiões
NO de acidentes (total)
T^cicentes ser /acrões danificados
acidentes com loco
motivas danificadas
Acidentes no oátio
^cioentes ra linha
<\< de ^ agces da-^ifi-
cacos
ce acicentes co-
custo esti'^ado
Pre:]uízo total (CrC)
Prejuízo r-aterial
(Cr$)
UP-1 UR-2
73 30
18 10
13 6 I 2
50 6 4
23 24 5
"2 ' 37 1
1
26 1 2^
1556 779 I 926 617 1 366 777
UR-3
0.73 644 197 863 298 561
UR-4
27
15
14
10
17
16
23
317 279
189 968
UR-5
51
13
17
23
28
61
34
iUR-6 UR-7
53
22
21
23
30
61
51
97
26
12
16
81
110
62
1 638 9271 4 323 560 4 113 339
266 915 800 693 1 354 983
220
Podemos ver oela Tabela 5 . 1 3 ouo a FEPASA ncão possui
vias classificadas como sendo de la. e 2 a . categorías, em
nenhuma das 7 regionais , a sabei UP-i Sorocaba, U E - 2 Boln
catu, UR - 3 Bauru, UR - 4 Arara^uara, UR - 5 Campinas , UR- 6 %
beirao Preto , UR - 7 Santos
O número de vagões carregados, que circularam pelas
vias da FEPASA em 1 9 7 8 íoi do 3 ^ 0 0 6 0 ( 3 5 7 . 1 0 1 em 1 9 7 7 ) ,
mcluindo-se os vagões recebidos de intercambio. Estes va
gões transportaram 1 3 2 3 2 . 7 2 7 tonelddas úteis, nas mais di
versas íorniao (derivados dc ¡ X L j Ó I C O , liigo, cimento. Jarc
io, milho, adubo, e |-< )
Como no ca^o do-, aciden^'e^ rodoviários, eivemos de
recorrei às informações someni e enconL.riclas nos arquivos
Em 1 9 7 8 , foram relatados nouco naio que 1 100 acidentes na
FEPASA ( 1.200 em 1 9 7 / ) sendo ouí , de Ic total, uma pecuenj
percentagem envolvc^u i-r^ns de 1 a ^age 1 1 os.
Devemos silnniar que, ,.iii (ícili dr cálculo da pro
habilidade d e acidente, consadc 1 i- r joincntr os iens
de carga íormados c O i i i D l c t o . , o m movimcnio nas vias o u em
tránsito nos patios Assim sendo, ioiam df^ ixados d e lado
os vagões de caiga lanobradci nc t nar los, ação c -la que
provoca boa ^arte dos acidentes i'iatados.
Para este levantamento a o i a m cônsul r o d o o os [ i o c e . . s o s
dos acidentes ( U R - l ) e o s relatórios J m a i s das demais re
gionais
221
Respeitando as condacõos icina descritas, encon
tramos 340 acidentes na rrPASA, distribuídos como apre
sentado na Tabela 5 14 , com 371 vaões envolvidos
O prejuízo total da rrPASA cm 68,5% dos 340 aci
dentes elevou-se a Cr$12 289 000,00 aproximadamente, dos
quais Cr$3 198 000,00 referem-se a prejuízos materiais
Pelo fato dc não contarmos com o custo estimado
de todos os acidentes , tampouco com a lotação dos trens,
torna-so impossível organizar umi classificação que ado
te estes pontos como fatores preponderantes Fste traba
lho pode 3cr efetuado, com a colaboração desinteressada
dos responsávoir pela 7 regionais, a adoção de um esque
ma de trabalho objetivo, o, principalmente, muito tempo e
perseverança
A FFPASA possuía em 1977, 6 880 Vm do vias fér -
roas, anclumdo-sc os desvios (da ferrovia e de particu -
lares) que vão ser considerados nos cálculos devido ao
fato de termos observado um tom número de acidentes nes -
tes locais
A probabilidade do acidento por vagão x km na
FFP7 <=;A, obscj vando-^o rc- ilva*- ncjmn oposta-", fica
sondo a seguinte
371 - , ,„-7 — = 1,6 X 10 340 069 X ^880
r GTi 1 o DC PESOU SA& E IML ^ I r
2¿¿
A ordem de grandeza ob"^crvada na relação acima expos_
ta , nao se modifica, nesmo no caso de considerarmos to
dos os acidentes da rrPAHA como sendo de trens dc carga
e mantendo a media de vagões avariados por acidente Es
ta conclusão tem um significado especial, já que estamos
abordando aspectos de segurança, apesar de não podermos
precisar a severidade de acidentes nas ferrovias
¿¿0
6 - CONCLUSÕES i. SUGESTÕES
6 .1- Conclusõcb
Nesta secção, vajnos discutir os resultados do traba
lho, dividmdo-o om duao pai I ( j ¡Jimcipais uma, envolven
do os aspectos legais e, outra, os aspectos técnicos do
transporte de raaleriais ladioativos.
Coníorme os prazos estabelecidos para a operação das
diversas unidades nucleares no Pais, djsnomos, a grosso mg
do, de tempo suiiciente iara a tomada de medidas para aten
dimento das necessidades em sintomas de tran^uoite os quais
ate hoje, não Io: am ipiojoritadi oluçõ''deiinitivas.Nes
te mesmo cuadro encontramos, tamoem, O o processo, de soli
dificação e estocagem dos rejeitos de alta atividade, o
tratamento o acondicionamonto doj matoiuais resultantes do
desencamisamento dos elementos combustíveis ("Claddmg
Hulls") uue devem sei desenvolvidos rm tempo.
Dentro dos asnectos legais, notamos a necessidade da
regulamentação do transnorte de mateilais radioativos no
Brasil. Cono sabemos, a Coinio-^ão Nac i ona] de Energia Nu -
clear ( C N E N ) é a entidade lesponsável n^ia sua normaliza -
ção e, oaia tanto, ja apiesentou um esboço auoiado nos
regulamentos da Agência Internacional dc Energia Atômica -
(TAEA) Devemo j salientar, porem, nuo o o t a s noimas nem sem
pre aboidam os to^)icos de maneiia explícita, suscitando -
inúmeros trabalhos complementares, deixando claramente ex-
224
po. ta a noct3..idado de imnlcnirai içio tir taje noimao e ' a-
cilitar sua apL c ição e , cor ioor iur nt( nu utc , garanti! a . se
gurança almejada.
O risco de acidentes mostra rjue devemos preparar toda
uma míra-estiutuia J isica o I r gal, antes que os veículo'"
tiansportando materiais radioativos circulem pelas nossas
estradas de rodagem e vias lérrras já nue, atualmente, o
contiole sobre o tiansijorte do materlaij perigosos tem sa-
do ineficiente o msuiiclent e .
Baseando-se na previsão de demanda do transoorle de ma
teriais radioativos no Brasil, ( j u o con st j tuiu-se num dos -
objetivos dcst( tiabaiho, ( tamboia na [aobabilidade de ocor_
lencia de um acidente, notamos eue, ,)ai i uma viagem riedia
de ] .000 km, os uarámetros de demanda riais importamos pa
ra os anos 2000 a 2010 serão
a) O transporte do hexaíluoroto de urânio natural, para
O D materiais combustíveis não iiiidiado-^ exigirá, rospec -
tivamente, 1 .479 e 3 . 2 7 5 viageno.
b) O transuoite do rejeito de baixa atividad^ produzido
na unidade de conversão de U ^ O . o m UF pelo processo " Dry
Hidrof luor" gr rara una demanda do 480 e 1.06^4- viagens,
1ospec tivamente.
c) O rc^jeito dí baica atividade produzido nas usinas nu
oleares , gerara demanda de 1 - 135 o 3 .750 viagens para -
aqueles anos
225
(?) O rran ' = ' T o i t n do corabu :>! í vo ] ini adiado, caso auotemos
VLSXÁ Oi^eiação de ciclo do combusc L V - i sem reprocessamputo ,
pioduzíra demanda de 30? e 801 viagens anuais respectiva
mente.
e) O transporte do rejeito de alta atividade , para a
opção com oneração da unidade d" reprocessamento , neces -
sitará d(, ? ( 80 viagens, ir I K t i ivamenU
Por outro lado, existe o problema d( detinição dos valo
reo das probabilidades dr acidfnte para os casos de utili-
zar - s e rodoviao ou Jerroviai como KU lo de transjjorte. Os
valores estimados , para ambas a o o[)çõ( o íoram restrilas as
estaiísticas ia V. a Duixi o FIPASA Contudo, o b v i o i i^ntr, a
p j 0 0 ib ilid idt dr aeidcnle. dc V( i ' dimiriuii com o t' m o , com
a ^.onotrução !< rod^vi i j o h iicjv' J m* rioo cong-'sl i onada e
co I a adoção ae nocrnas conc( i çor > d^ t gurança Portanto,
to_na-se m ) O o . ível r n mar a i r i l i r ouabii i dadp d' ocoi -
rência dc ac dtntc mvoLvrudo m 11 ' ii ji > ijdioatjvoo cor -
quanto a diíj cuidado s ^ i xi x pj i moi d i c j mr u t ( no d( jcnvolvi-
mento da "curva de apei ±c içoanicni o" d i eg-uxança nas estra
das no temwo.
Para uma prevsão dr aciden'^ s no iuluio, estimamos a
groo..o modo a ''lob j b i l i dacic -jaj a do i :. ca O ) que conoidrid-
mos como extremos um, reore < nt a o ca'-o cssimiota de mdn-
ter-sr no tcioo a i iobabilidade df acidentes atualmente rei
nante na V a Dutra « íLPASA ox cn ivament-^ nara o caso do
ti uiopoi te d mit ( j 1 a 1 i idJ oai i vo Oui lo , j c j' i ( jf nta o
226
caso otimista de atmqir-se o índice de segurança remante ho
jp nos Estados Unidos da América
Os valores estimados e adotados como probabilidades -
de acidentes para o Prasil são 1,7 x 10 acidentes por veí
culos X km, no caso de utilização das rodovias e 1,6 x 10~^ -
acidentes por vagão x km para as ferrovias Já para os FUÁ,
as probabilidades passam a ser as seguintes 9,9 x 10 ^ aci-— B
dentes por veículo x km e 7,9 x 10 acidentes por vagão x km,
respectivamente Os valores referem-se, no primeiro caso a
somatória das probabilidades para as diversas categorías de
severidade e, no segundo, ã probabilidade de um acídente mode
rado, ajustando-se assim os casos americanos com as condições
encontradas no Brasil
Devemos levar em consideração, porém, os diferentes -
piramotros a-^sumidos quando do cílculo destas probabilidades
Assim, notamos que, nos Fstados Unidos da América, o princi
pal parâmetro é o custo material do acídente, que proporciona
uma classificação segundo a sovcridado (menor, moderado, seve
ro, extra-severo e extremo) Im cad i uma das categorías de
severidade são também observadas a velocidade do veículo o a
duração do fogo originado em decorrência do acidente
No Brasil, impossibilitados de efetuar uma classifi
cação com os mesmos parâmetros adotamos o custo humano como
base , na determinação da probabilidade de acidentes rodo -
viários, enquanto que no setor ferroviário rcstringimo-nos
unicamente ao cálculo da probabiliciadc de acidentes por va
gão X km, devido a total ausência do un parâmetro mais ade -
quado para classific ição cn graus dc severidade
227
Por outro lado, dentro do ciclo do corabubtível nu -
clear, os niais diversos matoriato ladioalivos são tians -
portados. Diversos latores atuam na escolha do meio de
transporte mais adequado como, poc exemplo , o peso, o
custo, etc. Ássim, temos típicamente,o uso de veículos ro
doviários no transporte a) Do concentrado de urânio ,
b) Do hexafluoreto de urânio(natural e enriquecido),c)Dos
elementos combustíveis iabricados, d) Do rejeito de baixa
atividade gerado em todas as unidades do ciclo do combus
tível. O uso de vagões íerroviarios e loquisitado no trans
porte a) Dos elementos combuscíveis irradiados, b) Do re
jeito de alta atividade e c) Do rcjeito contaminado com
elementos transurânicos.
Baseado nos calculoo pjetuados no Capítulo 4, que
nos iornecem o numero de veículos rodoviários e vagões ler
roviarios necessários para a movimentação dos materiais ra
dioarivos entre as unidades do ciclo do combustível nuclear,
temos os seguintes resultados r)ara os anos 2.000 e 2 . 0 1 0
a) No setor rodoviário, 4 . 730 e 1 1 . 0 7 5 veículos res
pectivamente.
b) No setor leiroviauo, 320 o I . 5 I O vagões respec -
tivamente.
De posse dos dados acimd exposto a, e considerando um
percurso medio de 1 000 km , caleu] unos O D n u m i I O S de acL-
dentes rodoviai L O S Í J f 1 1 ova JLI 1 0 . lat d O J m o s 2.000 r
2 . 0 1 0 , mostrados na Tabela J , nara O J dois casos C O U O L -
deiados, a sabrr, pessimista e oi mista
220
Oo vdloif-b poLimados d O o I I U J Ü O X Ü O d f acidentes d" aual
quer gravidade, assim obtidos, irpiesentam a somai o n a das
probabilidades multiplicadas uoi Veículo x km nos anos 2000
e 2.010, 1esppcLivamente.
TABELA 6.1- Estimativa do Numero de Acidentes Rodoviários e
Perroviarios nos anos 2.000 e 2.010.
"--^..^ ANO
CASOS"-^^^^__^^ 2 000 2.010
"--^..^ ANO
CASOS"-^^^^__^^ Rodovia Ferrov]a Rodovia Ferrovia
I Probabilicía de DUTRA/FEPASA Mantida (nes^ siaista)
8 5 X 10"^ 19 2 x 30"'-'-
IJ Probabilida_ de ara^rica-na adotada (otimista")
5 2,5x3 0-^ ]1 1 X IO"-*-
O númeio total d^ acident to indturnd^ntcs da gravidade ,
como vemos, não duer'^ mais do que de um ..ator de 2 quando
se compara o caso dos EUA com os dados da Via Dutra e FEPASA,
Esse resultado não causa o U i p r e s a ,ois, em ambos os casos ,
a qualidade d" ^ogurançi doo íistrini' víanos brasileiro'-^ -
escolhidos oão moderno^ e das molhorr do Pjío. Qualitativa-
mem p, esses acid'-nu( s situam-se rntrc o<" d-- menores P mode
radas conseqüências f , ¡joi u a n t iiuvjvl . u n l f não imjlica -
riam em liberações d'- i idiação
Para o ca~'o ae loaov'ao boiiunl' , ond . ão disoonívpjs -
dados orasiieiios, calculamos o nuinno d' icidences anua i
229
paia acidtnt s d "ai ofVii i con nU'-netas , ondo- r
tamopin o caso aa / i Du.ra c onc; ,)P I IH l t :X ( o Cc^so aincii-
cano como Ooiaiiot i Oc icoUltado ao inic onLados n o lal^ri
la 6 2 abaixo.
Tabela 6 2- Numero de Acídente*^ anuais de extrema &p-"-eri-
dade nos anos 2.000 e 2 010
Caso
2.000 2.010
Caso
Vía Dutra
(Pessimista) 0,18 0,45
Americano
(OtiTRista) ] , 7 X 10"^^ 4,0 V 10"^
Npste ca^o, iia uma ducienc^ i cxt i ' namrn c f oíandr-, como
pode bpr consLatado 3c-la Tcbcla b 2 A |uj cabom algunas ob
servações. A diocinjância >odi o í r c-'plicada [ J i m e L Talmen
te nor duas razões uma, a nossa c J a s o J i cação de sincerida
de loi leiLa oelo niv^-l de gravidade d í danos físicos pe
so u , encjuanlo c|Uc o ca o mi t i i mo ( ( i l i f )Oi d<i.no'' ma -
t e n a i s . No caso da V a DuLra, node havc r mortt s s^m gran -
des danos naLenais no veículo ¡Ido, a mais .i-m^^ortante ra
zão é devida provavelmenie, aoo maioies recuisiLos raecaní -
eos de segurança nos americanos do quf nos brasileiros.
230
De maneira análoga, p o d ( - j < ostimai o numero de ac id^-n-
t o o • )ara ouaj nuer i amo da mailia do cjclo do conbuolívi nu
clear, babLando para tanto, corioullar a Jigura coir^soondcn
tc encontrada no Ciuíiulo 4 ( os dado^ firoDubilíbuicoc da
Secção
A m d a dentro dos aspectos legais, gostaríamos de chamar
a atenção ao lato de não teimos df imido, ate hoje , quais as
emoalagens a serem adotadas, juníamentc com os criterios de
sua aprovação, para o seu uso. Embora :.aibamos que uma deci
são nesse sentido , resultará p£ rencialraent e da polí^-ica glo
bal elaborada naia a admm Lsi iação d o o materiais radioati -
vos, devemos ter em men^c que, H geração de re^jeitos nas usi
nas usinas nucleares (maior lonti geradora de rejeitos de
baixa atividade) P M g i i a una lomada d e nosição a curto ora/o.
Atualmenuí, noo ¡ A Í O C O e u a U ' ,ja oneram unidade^ nuclea
res, os proolemas tecnológicos ligados ao transporte dos re
jeitos radioativos de oaixa atividrid' < também do combusti -
vel irradiado, encontiam-se pralicanont' resolvidos Assim ,
a curto nra - ,0 , e de supor que não encontraremos, também,
maiores oostáculos na sua C L c t i v i ç ã o , desde que sejam obser
vadas as caracte rísl leas de t e ^ rejeito-. ()ue constituem- se
em xatores det( rmmant( O dos proje t O o
A longo pra^o, os maiores ])iODlemas a serem resolvidos,
D I O C R A respeico ao U I A I a m m i o acondic .onamento do material
provenientes do desencamisamento dos <lementos combustíveis
e do ~>rocesso de sol' di j ícação do rejoilo de alta atividade
231
geiado na u n i d ido dc lo,)!oc uuonto
A paiLir d o a n o 2 000 , coiii lo ívcl adoção d ' novos
tioos de P t a t o r e s (lITK * IBií) i o d( '• nvolviraento d o nosso
piograma nuclear, d e v e n í s c o l o c a i (m [ J i a c i c a , T o l a n o s d o -
a p o r ' eiçoamento e tostas dc r r n b a l a g o n s , visando essos no
vos sisrcinas
Para iinali^ar, gostaríamos de 1risai q u o , esucramos -
con este traoalho ter dado uma noção do oue seía o trans -
poite de matbiíais radioativo^ no Biasii, sua amplitude e
problemas peculiares.
6 2 - Sugestões pdia l'utuioo Traba! h o o
Varaos aquí enumei um i r i i d í k i i h o j qu' d'v iri < i
aboidaaos 'i iiaoathoo ' U L u i a
1 - Po udo d í I aiiuido ai < iii .cl'ti tica^ do X ' j c l O a
ser g - " i a d i ni> unía ci nuc i ur brra^ilnra .
2 - Estudo coi'j jarai i vo d) i oc ^ de indução e so
lí di j i cacao u o 1 j o 1 c ri 1 j 11 1 v ü o
3 - E o o U d o bobii o tioj ' . i o , d 1 m U j i o n u K U i L o a a o v a -
ç ã o dao embaí i g t n-3 ii i o ' i c u i f oi ! i doc materiais
I a d i o a i 1 v o s
4 - E s L U d o bobi' nu l o - . d( c o n u n i c a ç ã o m i ir um V f í c u i o
^ dc oiansnoit( e contiai ^ ri cooidc nação.
5 - Levantamont o sidlí ,iico i ) U J d d o , considerando o
c u b t o maroiial, lara um ralculcj l e a l í s r i c o do' '' ris
co j no ' I a I l o J O l ^ s C ladoviaiio í c i L o v i a i i o no Lía -
sil, seu d( -> nvolv miento n o p a oado e - j o s o í v is ila
23?
çoes para o juturo.
^- Estudo sobre a organização de esquemas especiais
voltados paia a movimentação dos rejeitos radioa
tivos nas estradas de rodagem e vias íérreas bra
sileiras (aspectos técnicos).
7 - Organi^^ação de pxogramao d*- ore[)aração do x - soal
envolvido no transoortf d'- rejeitos radioativos
(mo'orioLas, gualdas lodoviario', ooColLa, c t c . ) .
8 - Fmalmeni ( , os ludo sobif I X O J L U R consiiução dn
proio Li^os de veículo, J jd-^VL.ii los e vagões ler-
rov A I L O S , O N 1 1 d(. R A N D o I->i(cio R O J I I O a ' - ^ U i idos
t-iioi L as , :il 1 nddgein ) u n lot^-ção do condu -
Õ O I , O O l i o 'ei NL 1 I V i , ( (
233
APENDICr A
Apresentamos aqui as tabelas contendo o
número de veículos ou cascos utilizados nos gráfi
cos do Capítulo IV
234
TABELA A 1- Número dc Veículos Necessários para o
Iransporte do U^Og
TEMPO EM (ANOS) VEÍCULOS
1990 101
1995 444
2000 833
2005 1253
2010 1844
TABELA A 2- Número de Veículos Necessários para o
Transporto do UFg de Urânio Natural
TEMPO TM ( ANOS) VEÍCULOS
1990 179
1995 787
2000 1479
2005 2224
2010 3275
231
lABELA A 3- Número de Veículos Nrcosoários para o
Transporte do UP^ de Urânio Enriquecido
TEMPO En (ANOS) VPlCULOS
1990 40
1995 175
2000 328
2005 495
2010 728
TARFLA A 4- Número de Veículos Necessários para o
Transporte dos Conjuntos de Flementos -
Comburtívcis Fabricados
TEMPO FM (ANOS) VEÍCULOS
1990 35
1995 152
2000 286
2005 430
2010 633
23G
TArrLA A 5- Numero de Veículos Necessários para o
Transporte do Rcjcito Produzido na Unida
dc de Conversão a UF^ por Vía Seca ( Proces
so Dry)
TEMPO Efl (ANOS) VEÍCULOS
1990 58
1995 256
2000 480
2005 723
2010 1064
lAPEIA A 6- Número de Voículo'" rjocossários para o
Transporto do Rojeito Gerado na Unidade
de Conversão a UPg por vía Omida (Proces_
so "Vet")
TEMPO rn (ANOS) VEÍCULOS
1990 26
1995 114
2000 214
2005 323
2010 474
237
TÁRELA A 7- Número dc Veículos Necessários para o
Transporte do Pojcito Cerado na Unidade
de Enriquecimento Isótopaco
TEMPO EM (ANOS) VEÍCULOS
1990
2995 1
2000 1
2005 2
2010 3
TAPELA A fí- Número do Veículo"^ Necessários para o
Transporte do Pojcito (orado na Unidade
do Eibricacão dos Elonontos Combustíveis
TEMPO EM (ANOS) VEÍCULOS
1990 13
1995 81
2000 152
2005 227
2010 335
238
TABELA A 9- Numero dc Cascos í'ccessários para o Trans
porto dos Conjuntos do rlcmontos Combustí
veis Irradiados
TEMPO rn (T^NOS) CASCOS
1990 25
1995 88
2000 307
2005 554
2010 801
TABELA A 10- Númoro dc Veículos ^^odiviários ou Ferro
viários nocc'-'^ári o- jnra o Iransporte de
Pojoitos Gerido na U'-ina Nuclear
TEMPO EM (T^NO^) VEÍCULO^ ROD VEÍCULOS FFR
1985 ?] 10
1990 lOfi 48
1995 406 186
2000 1435 656
2005 2593 1185
2010 3750 1714
?39
T A B E L A A 11- Número de Veículos Necessários para o trans^
porte do Pejcito de Eaiía Atividade Gerado
no Peprocessamento
TE^ÍP0 E M (i^NOS) V E Í C U L O S
1995
2000 1
2005 3
2010 13
TABELA A 12- Numero de Cascos Fcces''ários para o Trans
porte do Rejeito de Alta T^tividade Gerado
no Peprocessamento
TEf^PO EM (/'NOS) CASCOS
1995 2
2000 2
2005 20
2010 80
240
TADELA A 13- 'lúrnoro de Cascos Necessários para o Trans
porte do Rejeito Contaminado com Flementos
Transurânicos Gerado na Unidade de Repro -
cessamento
TEMPO En (/-NOg) CASCOS
1995 11
2000 12
2005 104
2010 430
TABELA A 14- Numero de recipientes necessários para o
Transporte do Plutonio Gerado
TEMPO EM (T NOS) PECEPIENTES
1995 5
2000 G
2005 49
2010 203
241
APÉNDICE B- ;^NALISE DE CPIirPIOS Iñ USO OU PPOPOSTOS
PARA CLASSIEIC;^rí\0 DE RIJEITOS PJVDIOATI-
Nos primordios da era nuclear adotaram-se simples-
mente expressões tais como, "residuos de alta ativida -
de", "residuos de atividade intermediária" e "residuos -
de baixa atividade" Estes termos, apesar de serem des -
critivos e amplamente empregados, podem ter significados
diferentes, pois foram definidos baseados nas condições
de operação do ciclo do combustível nuclear e na tecno -
logia empregada no tratamento e no transporte do mate -
n a l radioativo encontradas por diferentes grupos de pes
quisas em vários países
O fato de não ter sido encontrado um denominador
comum, tornou o assunto b->stanto complexo, di''irultando
o intercâmbio do mformac õos entre os diversos grupos
voltados para o estudo doo rojcitos radioativos Com a
finalidade de eliminar este problcna foram propostas va
rias classificações, como a da "United States America
Standard-^ Institute US7<"I , por "Tranca e Cera- CNIN ,
Itália" / 10 /, pela Agêncii Internacional de Inergia
i^tõmica / 53 / e a proposta por "Tera - Cu^FN, Itália/42/
Uma classificação qualitativa de rejeitos radioati
vos é baseada no seu estado físico, resultando em três
categorias os sólidos, os líquidos e os gasosos Os re
jeitos radioativos poden tambõm sor classificados em
242
grupos sjmilnrco ios arina citados, não sendo, porém,
tão óbvios ?ssim, encontramos os orgânicos, os combus
tíveis, os não combustíveis, os compressíveis, os não
compressíveis , em alfa, em alfa-beta-gama, etc Estas
classificações são escolhidas tendo-se em vista as uni_
dades do ciclo do combustível adotadas, as operações a
serem empregadas como, por exemplo, a separação em
rejeitos combustíveis e não combustíveis que implica
em um plano de incineração
B 1- Estado Atual da Classificação do Rejeito Radioati^
vo
Ao realizarmos uma pe-quisa pira determinar qual o
sistema de classificação usado, chegamos ã conclusão -
que não há um consonso gorai em torno do problema ,
nem mesmo considorando-so um único país, como c o caso
da Franca, onde para os rejeitos radioativos líquidos
são encontrados cinco diferentes classificações lia
realidade, não temos classificarão oficial om nenhum
país Somente no Japão, encontramos uma classificação
semi-oficial para os rejeito^ ladioativor
los Fstadoo Unido , idotam-oO normas baseadas cm
Concentrações Máximis Poriiu «s*: ívc i - "MPCs ' , cm
outros países encontramos sistemas baseados nos mais
diferentes critérios, para os rejeitos líquidos e s ó
lidos
?43
Para uiii ¡PC Inoi visao ao lobifina, vamos discorr""! so
bre a classiíicaQdo do lojeilo L ¡diojíivo babeado no eu esta
do ' L S I C O .
B.1.1- Rejeito Sólido
A classixa-cação dos r o j e L U O O sólidos var^a de oaís pa
ra país, assim venos que a Prançd emoipga um sj.stema oue é
xunção do acondiCj.onamento utilizado paia a sua estocagem, oij
de a exposição ni cuperlicie i 1 nriio ó conoidmada, no Japão,
a classiíícação e baseada na atividade por unidade de vo -
lume (Ci/m^), a União Soviética utiliza a atividade nor uní -
dade de massa (Ci/kg), a Suécia e o ¡ic m o Unido utilizan - se
de classiiicação em lunção da atividade oor emoalagem (rnCi/cm-
balagem).
Na tab( la abai-^o V M I I ^ U ' D M umo rl i situição atuai na
Prança e no Ja -¡ao
TABELA B.l- Classiíícação do PfQ CiI o Eadioacivo Solido
Grupo de Reopioo l'i uiça Ja-oão
Base d 1 c ] a s ' ' i_ cação
lunção do icondic i on i-mento dc loiiii ciuc u ex^.osição >c,\<i^ < 200 iili/b n 1 super J í c i c c <10raP/h a 1 metro .
lunçlo da atividade por unidade df volume (mOi/cm^)
Baixa Atividade Acondicionada em blin_ dagem dc concreto dê" 10 cm d( r po :,sui i
10~^5 A < 1 0 " ^
Atividade intermediária
Acond-Clonada em o l m -dagem de concreto coi.i AO cm df poue sur a
] < A 5 10 " 5
Alta atividade Bl LncLif'-r in de c hum lio A i 1
244
B.l 2 - i?e JP L u o Liquido
O ipjíiío liquido o c oriiuiiif ru r r l U j o i j i c a d o ( oino sendo
dp alta ala.vidade, baixa auiv^dade ( atividadp inLrrmpdiá -
n a , se b«m ou^ podemos enconoiar diveioas classixicações em
mu I O S paíse<" do mundo, como moflía um i labalho do pesquisa
realizado pela Agência Internacional de Energía Atómica em
1 9 6 7 / 53 /. A Figuia B.l- mostra-nos os resultados obtidos
nesta pesquisa.
p Cl/ml Polônia fimscBssEriiimnnjmnniin^
índia — ntnnnHinninirnniffrnminfffunniíniniiffli Jaoao
Suécia r iMMSi«^j«t•^.•fíimmmmxàamwMmmmm^Ksmt,i E U A « M a a a a í M M M í — " 'niillllíiimtllilitllliillHlli.ht.liimíHHftlíiiiil
uraiuiiüiiiiíiiiidiíoiuíiiiiiiffliiíiíüUiii!
• — " Jiiiiiiuüiiiiiiiiiiitiuifiiiiiiiiiiiuüufyiiiiiítí) ^ iSii5ffliiiiií.iimiiHin,"iJüiiiioii ' t " » » o * t s
•i?ffíTfiffinít'íii?íi]iiiiiiJiHifinfftPfflflif.ffli ««f o»^' '.ZLZiiiiimiiiiuiiiiiii!iiiifniiíninfnTmn(iii(iifnfiinífinfiii
Inglaterra íí\Tuh,iSi{Süea!m B e 1 p 1 c a ti. ^•h-^jftitx.-s^^aMMSf mmi
URSS miifiiWMamKaB CZ3 muito baixa atividade
tSsM baixa atividade
LU média atividade
im alta atividade lájat atividade muito alta
I 1 atividade nao id e n t i f i c a d a
FIGURA B 1 - Classi ícação do Rejeito Radioativo Liquido em
Diversos Países.
Ao analisamos esta iguia, nolamoo que o rejeiuo con
siderado como sendo de alta alividade em alguns países, pode
eer classiiicado como de atividade inteimed ária ou mesmo de
baixa atividad( em oulio pii e Pode mo , [)orpm dejinii as
245
expressões da oeguinLe maneiri
O "rejeiLo iíquxdo de ai La aLividade" releip-se aos r e .
síduos aquosos resultanues da o u n a ç ã o do primeiro ciclo de
extração cora solvente, o u equivalente, acrescidos dos resí
duos concentrados dos ciclos ouo^ c c | U f ni r &, na unidade d ' re -
processamento do combustível j i i idiado / 69/ e / 29 /
O "rejeiro líquido d e d i i v i d a d e intermediária" refere-
se a o líquido piovfnícnt d a d c ^ c o n i a m i n a ç ã o das emoalagens -
usadas no tiaiibpoiuc dos el mentos combustíveis, deucio da
unidade de r e )iocps'^amento I s t a d e inição é também emriegada
para uma séi K de uutio. líc^uido [ ei K Í O ^ n o o t a m e m i unidade
de reurocessaj.ien u o
O " i e j c i ( 0 l i quicio de baixa «itiv idade" l e i p r r - s f ao l i
Q U i d o resultan''r d c e jat i c a m e n ^ o d i - . as operações d e trata
mento o i m p ] ç S LíVida a c jbo íjiiiiio do ciclo c i o combu t LV ( 1 -
nuclear.
Ainda , oaseando-Sí m , t iU' .a dc s nvolv ida ela Agen
cia Intemac L o n a i dc ±-neigicA A Ôn c i, od'^mos n c a i c U " exis
tem 1^ cLa. I i( içõ( duercnl m i o x j e ' i O o lí cuido.
1 c i 1- I I I í iço( . ão t) ! r ,(1 1 n j í; u I nt ( o J al oi f
J t PEGL u s
246
- Ativiaade doo x^jeitoc^
- F("i( 1 1 1 <1 cl t I 11 mil III () IIII 1 I o 1 d j p o j ~if(
- Conccntiaçõeo liariinas L-''iini 6 s l v r i o.
TABELA B.2- Gamas ac Alividadco paia o Rejeito Radioativo
Liquido
Grupo de Rejeiuo Atuvidade MCi/ml
(medias ponderadas)
Gamas de Atividades
rnconbradas ^Ci/ml
Baixa a1 ividade 3,5 X 10"'^ - 10-1
Atividade intermediária a X 10-2
8,89x 10^
10 ^ — * 10
Alta atividade > 8,89 X 10^ 10-2 _
B.l.3- Rejeico Gasoso
O rejeito gasoso, geralmente, não é classi ícado, sendo
apenas descrito la jua a ^ i v i d i d r uoia] i or unidade d' volune
ou ainda oela ai iviaade total Iiu l a d i i i j U i conposição e
a t i V L d a d e é bastante vari ida, d m i i o do o i c i o do conoustível
nucleai, diiicullando qualquei iiaoalho que tenha por objr -
tivo organi-ai um modelo nadrão ni' pos a englobar iodos os
tipos de l e s L d u o s gerados
B.2- G l a s s i f L c a ç õ e s Piopot-as
Nesta secção temos como objetivo t^imcipal, a apresen
tação de alguma 3 cl a o o i J ícações pari o., i''je itos radioativos,
247
que embora não sirvam como modelo ideal para uma regulamen
tação dentro desta área, servem para nos dar uma clara vi
são do problema criado, devido a falta de uma uniformiza -
ção
Im 1967 , a USASI, "United States of America Stan -
dards Institute" propôs uma classificação de rejeitos ba -
seada nos índices da "International Commission on Radiolo
gical Protection - ICRP"
TAPPLA B 3- Categorias dos Rejeitos Iíauidos c Gasosos
Categorias de Acordo com
os Fatores de Multiplica
ção das Concentrações Má
ximas Permissíveis
Exemplos das Di
fercntes Catego
n a s de acordo
com o" r D
Dcstmoo dos
Rejeitos
A < CMP A-1 Descarga
A-2 Tratamen
to, F D < 10-
Categoria 1
Descarga direta
C ü? <B<10^xCMP B-] descarga
B-2 trat,FD<10"
P-3 tratamento,
10^<FD<10^
Categoria 2
Tratamento
FD >^ 10^
l0^xCMP<c<l0^xc^^:^ C-1 descarga
C-2 rrat,rD<10-
C-1 Trntamonto
in^<FD<10^
C-4 Trat,106<FE
Categoria 3
Tratamento,FD en
tro 10^ G 10^
10^xCMP<n<10^yCMP D-2 Trat,FD<103
D-3 Tratamento,
10"^<FD<10'^
D-4 Trat,10^<FE
D-5 Contenção
Categoria 4
Trat,FD > 10^
E >10^xCMP L-3 lratamente,
10^<FD<10^
1-4 Irat, 10^<F
L-5 Contenção
Categoria 5
Sem tratamento, ^ Contenção
248
Em 1 9 6 3 , Branca e Gera jjronusf iajíi uma classi íicaçao/Kj/ ,
onde os rejeitos ladioativoo líquido o gasooo loram discurríL_
nados de acordo com os latores de mult;j plicação das concen
trações máximas peimissíveis, ao uas o que os rejeitos sóli -
dos x'oram classi i içados de acoido cura a atividade ^ meia-vida.
Em 1 9 7 0 , a Agencia Internacional de Eneig-ia Atômica -
propôs uma classiiícação onde os jfnos líquido, solido e
gasoso são divididos em 5 giUj O o cue, nor sua ve-i, são sub
divididos em categorias numeradas d acordo com a atividade -
por unidade de volume, no ca^o dos lojrjtos líquido e gasoso,
e paia o caso do i jeito solido de acoido com a exposição na
superíície e a atividade alia emitida
Em 1 9 7 5 , Eeiruccio Gera piopô^ a manut-enção dos texroos
comentes i)ara a cJ assi 1 1 cação do i ' j f M o o , adotando eorc'm
de'inicoes raai s clai is uaia p s i í . i i u mo 1 fimos.
B.2 1- Classi ícação Pioj)osia d o i óxanca e Gpia
Nesta ciassiiicação dfvciroo Jfvar e m consideração lato.
res lelacionacioi com e y p o ^ i ç M e > i <• uia, aiividadrc p ) f C L -
íicas e lad oro'N ic ' dades do nucl^dcoi , jlom da ai iviaad ,
traduzindo um maioi ^ rigo uii^ o i 1 aoalhadoie 3 qur proc deiii
as O ! eiuçõco dt tia amem o r di > ) 0 içio cius icjeitos
Un dos pontoo uos'tivo^ nesi 1 classi ícação e o núme
ro de .ntormações dis^^oníveis leialivas ao lejeito e n L . U P S -
tão
B.2 1 1- Rejeitos Líquidos e L a o O j O S
Os lejpitos líquido ' gii' oso são dit ci iminados por ca
tegorias de acordo c O i n os latono mui 1 ijjlicativos das concen
trações máximas lermissív ^s (GñP) Es as catfgoiias são <=ub
divididas baseadas nos iatoi^s de df jcontammação exigidas -
uai 1. a df S C ai g i no n c o aml ifiit
249
Grupo com base na meia-vida 1 2 3
CATEGORlK"^-^ T^^2 < 25 d 2 50 d<Tj^^2<10 ^
30* a <T^^^<10-^'^a 10 a<T^^2<10^^
A < 10-' ^ 10-'
B de 10" ' a lo"''" de lO" a 10~^ de lÕ^a 10"^
C de lo'-'- a 10^ de 10"^ a 10 de lÕ^a 1
D de 10^ a 10^ dc 10 a lo"* de 1 a 10^
r Superior a 10^ Superior a lo' Superior a
io3
Abaixo, na Tabela P 3, onrontrainos de forma reduzida
a classificação dos Rejeitos líquidos e Gasosos
B 2 1 2- Rejeitos ^olidos
Os lejeitos solidos, nesta classificação, são agru
pados por suas atividades em uCi/cm"^ ou yCi/g Para este
caso, há a necessidade de se conhecer a composição do re
jeito para se aplicar a classificação proposta
TABELA B 4- Categorias dos Rejeitos sólidos com Base na
Atividade e Meia-Vida
¿50
TADELA n 5- Categorias do Pejeito Solido de Acordo com os
índices de Padiação
Categoria índices de Radiação ( i = K x D )
I < 0,002
II de 0,002 a 0,02
III de 0,02 a 0,2
IV de 0,2 a 2
v Superior a 2
D = exposição em R/h medida no ar a 1 m da superfície da
enbalaqem ou superfície livre do rejeito
fator correspondente ã secção da embalagem ou rejeito,
perpendicular ã direção da medida
O coeficiente I reflete as diferentes atenuações do
índice de exposição com a distância, como função das dimen
sõcs da fonte, sondo os valores cmprerrados, os mesmos da
publicação do "IAEA - Pcgiilation^- for the Safo transport of
Radioactive Materials, 1967"
TABELA B 6- Valor do Coeficiente T dc Acordo com a Secção
Secção da Embalagem ou Pejeito Coeficiente K
< 1 m^ 1
1 - 5 m2 3
5 - -O m" 6
> 20 m^ 19
251
Corro, cm geral, o acondicionamento dos rejeitos tem
~ 2 * ~ seções retas inferiores a 1 n , os índices de radiação coin
cidem com a exposição no ar a 1 m da superfície expressa em
R/h
B 2 2- Classificação Proposta pela "USASI"
A aplicação exata desta classificação requer o conhe
cimento da natureza e atividade dos vários radionuclldeos -
contidos no rejeito Como esta informação ó muito raramente
disponível, a classificação é baseada em considerações con
servativas deduzidas pelo que pode conduzir a uma superest_i
mação da potencialidade poluente dos rejeitos
As medidas necessárias para uma classificação verda
deira resultariam em um custo elevado e uma exposição adi -
cional do pessoal encarregado daquelas medições
TABPLA B 7- Classificação do- Pcjeito- , segundo a "USASI"
Categorias de Rejeitos Caracterização
Classe A (nível populacional)
- líquidos e gasosos
_< concentração máxima permi£ sível, para membros da população em geral (incluindo-se pessoas vivendo na vizinhanças de áreas con -troladas)
- Sólidos £ CMP trimestral/kg sólido , para membros da população em geral (incluindo pessoas vivendo nas vizinhanças das áreas controladas)
ocgue
252
TADFLA B 7- Classificação dos Rejeitos, Segundo a "USASI"
(Continuação )
Categorias de Rejeitos Caracterização
Radiação de Superfície
Classe B (nível ocupacional)
- líquidos e gasosos
- sólidos
- Radiação de Superfície
Classe C (baixo nível)
- líquidos, sólidos e gasosos
- Radiação de superfície
Classe C-1
Classe C-2
Classe D(nível intermediário)
- líquidos, sólidos e gaso -
SOS
- radiação de superfície
Classe D-1
Classe D-2
<_ a exposição de corpo inte_i ro para membros da população em geral( incluindo pessoas vivendo nas vizi -nhanças das áreas cont )
> Classe A, mas <_ a CMP para exposição ocupacional(sema na de 40 h)
> Classe A, mas £ a CMP trimestral para exposição ocu pacional/l'g de sólido
^ Classe A, mas _< a CMP de corpo inteiro para exposição ocupacional (semana de 40 h)
> Classe , mas < 10 x categoria B
_< a exposição máxima admissl^ vel para exposição ocupacional na superficie
> IDFM
-4 > Classe C, mas < 1 0 x clas
se C
a evposirão máxima de corpo jnteiro, para exposição ocu pacional, na superfície
m i M
segue
253
TÁRELA R-7- Cla-sifícação d o 3 Poje 3 tos , Segundo a "USASI"
(Continuação )
Categorias de Rejeitos Caracterização
Classe E(alto nível)
-llquidoí, sólidos e
gasosos
- radiação de superfície
Classe I-1
Classe E-2
> Classe D
£ a exposição máxima admissível de corpo inteiro , para exposição ocupacio -nal, na superfície
> I D E M
Observações
1) As concentrações máximas pcrmissívcis adotadas -
nesta classificação são as publicadas pela "International
Commission on Radjologacal I'rotcction" / 55 /
2) Concentrarão máxima permissível trimestral /kg
sólido = (concentração máxima permissível na água para uma
exposição ocupacional de 168 h) x (2200 ml/dia)x (91 dias/
trimestre) = (concentração máxima permissível na água )x
(2 X 10^)
B 2 3- Classificação Proposta pela Agência Internacional
de Energia Atômica
A Agência em sua proposição, divide o rejeito radioa
?54
tivo segundo o seu estado finco Temos, assim, os rejei
tos líquidos, sólidos e gasosos, classificados separada -
mente
Após um detalhado estudo, onde procurou ponderar
todos os Itens do problema relacionado com a uniformização
dos rejeitos radioativos, a agência propôs uma classifica
ção por categorias tomando como base os seguintes ítens
1- Requisitos Sanitários e de Segurança
2- Experiência prática adquirida com instalações de
tratamento de rejeitos
3- Regulamentos para transporte de substâncias ra -
dioativas ("Regulations for the Safe Transport
of Radioactive Materials - IAEA, 1967) /51 /
A classificação com base nas concentrações máximas
permisslveis (CMT) tem a vantagem aparente de associar os
rejeitos ã sua radiotoxicidade Porém, devemos notar que as
CMP não fornecem informações suficientes para avaliar uma -
exposição ã radiação resultante de uma liberação proposita
da ou de uma fuga acidental
P 2 3 1- Rejeitos Sólidos
A classificação dos rejeitos sólidos apresenta a
necessidade de levarmos em conta fatores como o seu manu -
seio e transporte, antes e depois do tratamento A Agência
baseou-se nas seguintes premissas restritivas para propor
a sua classificação, apresentada na Tabela B 8
1) As cia'sif icarões V^ascadas na atividade por uni
dade de volume ou peso têm-se mostrado insatisfatórias na
descrição do rejeito sólido, dada a heterogeneidade da com
posição e pelo fato de poder sor combustível ou não
2) Permitindo avaliar a maioria dos rejeitos emisso
res y e y + B, caracterizados pela exposição não permite -
avaliar no caso dc emissores a puros
3) A exposição deve ser medida na superfície do re
jeito ou de sua embalagem, dc acordo com as normas de tran£
Dorte da Agência / 51/, a 1 m da superfície da embalagem
A medição sendo feita desta maneira, é função
3 1) das características da embalagem espessura
das suas parede^ c nc-'tureza da sui construção,
3 2) da natureza básica do rcjoito (alguns emisso -
ros P podem não sor detectados),
à) Para alguns emissores a , o problema da criticai^
dade deve também ser considerado
5) Oue a medição do rejeito na embalagem é sempre -
vaga e as estimativas podem atingir erros de até 100% , de
vendo-se tomar em consideração um coeficiente de segurança
imposto pela possível criticalidade do rejeito
256
TABELA B 8- Categorias para o ^^ejoito Sólido
Categoría Dose de radiação na
superficie d (B/h )
Observações
1 D 4 0,2
Emissores B e Y
dominantes
2 0,2 < D < 2 Emissores B e Y
dominantes
3 2 < D
Emissores B e Y
dominantes
4 Atividade a expressa em
Ci/m^
Emissores a
dominantes
Observação. ^ quantidade máxima de material físsil
contida nos rejeitos sólidos deverá ser indicada como re -
quisito adicional para as embalagens que contenham tal ma
terial
r 2 3 2- Peje:tos Líquidos
Ps propostas de categorias para o rejeito radioativo
líquido , contém cinco categorias e constituem um compromis
so entre os requi ,itos de tratamento do rejeito, nos esta -
belecimentos de pesquisa e nas unidades de tratamento do
combustível nuclear irradiado
As concentrações podem ser expressas em pCi/ml ou
Ci/m-^
257
TABELA B 9- Categorias Para o Pejeito Líquido
Categoría Nivel de Atividade
A (yCi/ml )
Observações
1 A < 10"^ usualmente não sujeit e a tratamentos
Descarregados como pro duzidos no meio ambien to
2 10-^<A< lO"- sem necessidade de blindagem
Trata
dos pe
3 10-^<A_< lO--*- possível blinda gem
los Mé
todos
habi -
4 10--'-<A< lO' Exigem blindager tuais
5 10^ < A reinem arrefecimento
D 2 3 3- Rejeitos Gasosos
Na maioria dos países, o rejeito gasoso não é classi
ficado Devemos levar em considerarão, a pequena experiencia
existente sobre os rejeitos gasosos, em comparação aos rejeji_
tos sólidos c líquidos Pelo fato de os métodos de tratamen
to serem incipientes c existirem diferenças consideráveis em
relação ãs ativinados o composj rão do" efluentes gasosos des
tr modo SC justificn i cl arsif i carão dos rojcitOo ga-'-osos cm
várias categorias
2b8
Tendo-se en vista sua potencialidade poluente, a ati^
vidade total descarregada no moio ambiente tem mais impor -
tância do que a concentrarão poj -, o" ofoltos da descarga -
total dependem dc múltiplos fatores locais de modificação -
tais como a localizarão do ponto de descarga, altura deste
em relação ao solo, direção e velocidade do vento Contudo,
pelo fato de a atividade total não ter significado no manu
seio do rejeito gasoso, a classificação por concentrações de
atividade oferece a única solução para a discriminação das
descargas gasosas
(4
Os rejeitos gasosos foram divididos cm 3 categorias,
adotando-se as mesmas unidades utilizadas para a classifica
ção dos rejeitos líquidos, ou ''oja, iiCi/ml ou Ci/n"^
TABFLA B 10- Categorias para o Pojoito Gasoso
Categoria Nível do "^tividado
A (Cl/ n^ )
Observações
1 A < 10-^" Normalmente não tratado
2 io-i"< , < 10-^' rflucntes normalmente tratados por filtração
3 10"^ < A 1 fluentes normalmente tratados por filtração e outros métodos
B 2 4- Classificação Proposta por Gera com Base em lermos
Correntes
Fm seus estudos sobre a classifícação dos rejeitos ra
dioativos, Ferruccio Gera cheaou a conclusão que o uso dos
259
termos correntes pode ser satisfatório, desde que recebam
uma definição objetiva e clara / 42 /
Para Gera as classificações dos rejeitos baseadas em
concentrações de atividade têm pouca relevância no ponto de
vista do tratamento deste rejeito ou da sua disposição,pois
basta lembrar-se da classificação dos rejeitos líquidos, on
de a classe mais baixa não corresponde, de forma alguma, a
possibilidade de sua descarga para o meio ambiente As clas
sificações baseadas nas concentrações máximas permissíveis
são representativas da radiotoxicidade dos nuclídeos somen
te no caso da mqestão da água ou inalação serem os modos
críticos de exposição
P 2 4 1- Rejeitos dc Alta ;\tividid(
Devem estar incluídos, nesta categoria, somente os
rejeitos produzidos m unidade do reprocessamento do combus
tível irradiado, ou o combustível i r r a d n d o on si mesmo, ca
so não tenhamos a unidade de reprocessamento dentro do nosso
ciclo do conlDustível nuclear Pstes rejeitos contém o todo
dos nrodutos do fissão o significante rjuantidade dos emisso -
res a de lonaa meia-vida
Con a atual tecnologia , os rejeitos são incialmente
produzidos como líquidos com concentrações de atividade de
milhares de Ci/1 Os rejeitos líquido-, c sólidos produzidos
om quaisquer dos proccaoos dc olidificarão requerem um sis
tema de dissipação de calor, pois são auto-aquecidos
260
B 2 4 2- Pejeitos de Baixa Atividade '
Os rejeitos líquidos e gasosos são considerados de
baixa atividade quando caracterizados por um baixo perigo
potencial Estes rejeitos são, normalmente, produzidos em
grandes volumes, não requerendo blindagem e sendo tratados
por simples técnicas tais como a filtração, floculaçao etc
Em muitos casos podem ser liberados para o meio ambiente
Ouanto aos rejeitos sólidos, todos aqueles que pude
rem ser manuseados sem precauções particulares, são consi
derados de baixa atividade, <^endo constituídos normalmente
de misturas de vários materiais em que na maioria das vezes
a contaminação é apenas suspeita
B 2 4 3- Rejeitos Imissores a
Estão incluídos nesta categoria, todos os rejeitos -
contendo particularmente os isótopos transurânicos dc meia
vida miito grande, apresentando por este motivo um poten -
cial poluente elevado
Como critério de separação dos rejeitos sólidos que
requerem uma "contenção" prolongada, daqueles que poderiam
ser aceitos para a disposição em valas, foi adotado nos Es
tados Unidos, o valor de lOviCi/kg já na França, adotou-se
como limite de segregação, o valor de 3 0 000 vezes a Concen
tração Máxima Permissível do isótopo constituinte em água
239
potável, o qual, no caso do Pu, corresponde a
5 X 10-^Ci/m-^ (50 mCi/1)
261
B 2 4 4- Rejeitos Devidos ao "Desencamisamento" dos Elemen
tos Combustíveis
O elemento combustível transportado para a unidade de
reprocessamento, passa por um processo mecânico de prepara -
ção, antes de ser submetido ao processo químico O material
proveniente do desencamiscimento do combustível irradiado ,
bem como toda ferragem associada ao conjunto de elemento com
bustível, constituem-se numa importante classe de rejeitos -
sólidos
A atividade principal é devida a produtos de ativa
ção, mas deve-se ter em conta a existência de produtos de
fissão absorvidos e emissores presentes, correspondendo as
partículas de combustível que permanecem nas paredes dos
pequenos pedaços de vareta'- usadas para acondicioná-lo
A concentração dos emissores a está normalmente bem
acima de 10 yCi/ka
B 2 4 5- Rejeitos de Nível Intermediário
Incluem-se nesta categoria todos os rejeitos que não
caem cm qualquer das categorias anteriores, sendo e^omplos -
típicos os concentrados dos evaporadores, as resinas satura
das, os filtros, os componente- rstruturais dos reatores, vã
rios tipos de ferragens ativados ou contaminados etc /ssim,
estes rejeitos não podem '- r laborados para o meio ambiente,
devendo receber um apropriado tratamento e acondicionamento
262
Embora, este tipo de rejeito não exija um sistema de
remoção de calor, há a necessidade de se providenciar um -
meio eficiente de contenção e blindagem
Observações
1) Esta classificação não é exaustiva , e assim, mui
tas categorias adicionais poderão nela ser adicionadas
2) Esta classificação não jmplica numa escolha de ope
rações subsequentes de tratamento que os rejeitos irão reque
rer
B 3- A Classificação Adotada íleste lrabalho
Como pudemos observar, pela<^ classificações propostas
neste /apêndice, não há ura consenso geral relativo a este pro
blema Assim, cada grupo de estudo voltado para o mianuseio -
do rejeito radioativo, pode encontrar uma solução que melhor
se amolcie los problemas Em Franca, por exemplo, para o caso
do rejeito líquido, encontramos 5 diferentes limites, que
não são necessariamente iguais aos outros 10 limites impos -
tos por outros países para o mesmo t:po de rejeito Podemos
deduzir facilmente então, que só poderemos elaborar uma cla£
sifÍcação, após conhecermos todas as características técni -
cas das unidades do nosso ciclo do combustível, bem como do
rejeito radioativo a ser gerado, como conseqüência dos méto
dos e técnicas empregadas no seu tratamento
263
Tendo-se em vista, a necessidade de transporte, usa
mos neste trabalho, a denomanação "rejeito de alta ativida
de", para designar o material em cuja composição se encon -
tra a maior parte dos produtos de fissão geradas no primei
ro ciclo de extração com solventes na unidade de reprocessa
mento O material "contaminado com plutonio" só está incluí^
do dentro desta categoria, quando temos um ciclo de combus
tível sem reciclagem O combustível irradiado, independente
mente do ciclo do oombustívei adotado, ê considerado como -
sendo um caso a parte devido as suas características parti
culares para o transporte Pelo mesmo motivo, "o rejeito con
taminado com elementos transurãnico'-" é considerado separa -
damente
Também, como conseqüência da falta de uniformização -
na classificação dos rejeitos, resolvemos não enprenar a
denominação "rcjoito de ati\idade intermediária", preferindo
assim descrever as característicis do rejeito e adaptando-as
ãs exigências impostas para o sou transporte
Tanto quanto os diversos organismos e pesquisadores
dc todo mundo, não poderíamos nós, pretendermos criar um mo
delo para a classificação dos rejeitos radioativos, princi
palmente , como citamos acima, pelo fato de não termos ãs
nãos todos dados necessário-^ /•''sim, o objetivo pretendido
foi o de adaptar , da melhor maneira possível, todas as in
formações obtidas, de modo a se alcançar um resultado satis,
fatório para este trabalho
264
APÊNDTCr C
Mcídelos dc Polat5rios de T^cidentes Podo-
viários e Ferroviários
EXEJIPLO DE RELATÕRIO DA FEPASA
F E P A S A C P C 1 x4
o 'O 1^ 10 I .. 7^ OgC 'BO T>1 \ 23A/7a
F E P A S A CPC UM
RELATÓRIO PO CISET-E 10 3 4 76
• f i a 2=
1 ) E - 1 _;~G :so AC^i" - 5) ECTKDIÇÃO DOS VEÍCULOS -
2 0 2
1 c
2'
• ' s 8 ¿0 h o r e a , q u a - á o o . t r e í L 1 2 0 1 , l o c o ' n j t i V d alj,va no f e ^ o e n t r e Apuos e E o t a o a t a , no Km 2 6 o , -
Uoou ( íesoa ' ' ' ' i le r oa - e j u i r t e o v e í c u l o s r o d e i r o t r ¿ '-.T-E tr^^ciro co •'•c_39350 10» l u c a r , r o c e í r o t r a z e i i t- - i i . " - e rcuc-ro t r c i e i r o do t r u - , u e T a z e i r o £0 i iu ' j ae - ro +-aze ' O co t r - c u e t r a z e i r o do I C ---. .a" r-i-c ro •^RT.ze^ro do t'-i^ue d i a r t e i r o e r o a e a -
0 co U E c.í, te->-o 1 3 * i J g a r do A''=T)_105S89 e r o -eijo co t-uTae c .^ 5 - r o co ^ e p a s a 1 S 9 3 0 1 , 14» l u g a r
J - 1 0 > 9 ^ 9 ES'a A C j ' e g a c o cotí d i v e r s o s L i n h a p r i n -a -Ct^cüica b 20 as 19 30 ñ o r a s
J^B Per-'i e-"*e - s o f r e u ava^^ laa r a n a e x t e i s a o ae -^CO L-t „a _e 1.0 e~o-E2AOO¿i ""OS s e r v i ç o s a Bao de o b r a de 12 ho " S í e os s e ^ - - ' e s n u t e r i o i s 250 d o r n e n t e s QE m e d e l r a -.- 1 2 E .C .-3 ue tril'-Oo "-C0. 5 0
1C-32jC7 -_scí"re- s v a r i a a , sendo e n p r e j a d o n o s s e r -V ( OE _e 'er^r ÇuC „ cqc ce o '--a de 7 homens x h o r a e o s s e g u i n
c __ j ^ 2 -oCc .5 C(. e T O , 2 t r o n z e r S 1 6 , 4 l i t r o s 0*6 - o ~ i- „ "O 3 -r^^o 5 c o i * r a p i n o s ce 1 / 4 x 3 » e ^ -"03 -e 1 / 2
-_2D-^re- a v s r - a - , sendo e - p r e ^ a c o n o o s e r -v^,03 re j - c^uO a "a- cc - - " a de 5 h o a e n s x h o r a e os s e s u i n —h ' . . -o i, l i - ' - o „ de á 50 2 s a p a t a s de f e r r o e 5 o o n t r a -
I.- . 5/-S \ i -/: -t 3ajb9 - _ s o f ^ e u a v o r i a s oenco e " ip resaco nob s e r -
\ Oo c r j ^ ' a ac ^ ce - t -a ce 7 homens x h o r a e os s e g a i ^ r a ^ C „ ^ e'-'o ' ' b ' o n i e n ' l o , 10 c o n f a p i -
^ - ^ / j < - / 2 c l i*^0a ce d -eo ¿ • ^ . - L O ^ j S : ; _ aoí-eu a v a r i a s sendo e r p r e g a d o s nos -
3 - 1 , - 1 3 a rco ce ob-^ c e 1 c o r e s X h o r a e 4 s s p a t a e de f e r r o -f e i - i c _ ^
•''e? 1 6 9 3 0 1 _ neo s o f r e u a v a r i a s s o a e n t o f o i e a p r e -Çjoo n o s s e r v i d o s a c a o de o b r a de 1 honea x h o r a e 4 l i t r o s oe
1 ^ L _ -O res \ r r ; j - . o s -
IC-j93o9 c " c a T ^ l o o o as 11 05 h o r a s IC-393PO -6Ti ld>-o as 10,45 h o r a s
o 1_ j C l t c a - r - l o d o es 11,10 h o r a s " X l O j í 9 e - c a r r - l a o o ao 11,30 h o r a s
- w - j í j C c e - ' . ' ' _ c o US 11,50 h o - e o
PS 2 a t - a s o j b ,02 h o r a s 1 a r a - o u 7,43 h o r a s
IC-39367 - Y e a l o IC-39350 - V a z i o IC-35369 - V e z i o r^JÍ 109 01 _ V a z i o A i U . 1059-9 - C b r r e g a d o com d i v e r s o s a S a n t a C ruz
de La S i e r r a
6) SS'ÍVICO DE sócelo -
S o c o r r o d e _ E o t u c a t - j no l o c a l as 10 40 h o r a s , e = ? ' e -g a r c o n o e s e r v i ç o s e r â i de o b - a c e 156 h v ' - e r a x h o r a e o s i ¿ -g u i n t e s c e * e r i e i s 20 l i t r o s ce - a s o l a r a p a r a o r o - o - c e i l — o a ç a o ¿o s o c o r r o e 10 K g ae c e ' " b o r e t o
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a) f i o de o b r a B) " a t e r í a l a CJ A t r a e o s de t r e s D) D e s l o c a a e a t o s o c o r r o
T o t a l -
8) D S NMCÃO DI: CAUS -
F r a t u r a de t r i l h o
9) R-sPOr S A B i i i d s s -
Va t e r i a l
C^v 4 7S3 0 0 C^: 17 450 ,OD C 3-. 737 ¿5 C"^ 10 2 -0 CO
Cío 67 325,25
B o t u c a t u , 13 äa J u l h o de 1
JCKVira CC/CR 2/PPV
CNUTENÇAO -CATU
266
TELFGRAGAMA DE NOTIFICAÇÃO DF ;\CIDENTES DA FEPi ST
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