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Primeira Semana de Engenharia Nuclear - COPPEEng. Paulo Vieira
17/08/2011
Segurança das Usinas Nucleares diante
dos Impactos de Efeitos Naturais
Situação das Usinas de Angra
2
ANGRA 2
Potência: 1.350 MW
Tecnologia: Siemens/KWU
Operação: Janeiro/2001
ANGRA 1
Potência: 640 MW
Tecnologia: Westinghouse
Operação: Janeiro/1985
Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto
ANGRA 3 – 1.405 MW
Dezembro de 2015
Reatores em Operação no Mundo
Angra 1 + Angra 2 = 35 Anos de Operação
170 milhões MWh gerados
(Angra 2: 100 milhões em
10 anos)
nenhum impacto radiológico ao meio ambiente
todos os
rejeitos
gerados
segregados
e armazenados
em condições
seguras
Média do
1º Semestre de 2011
Hidro 92,11%
Nuclear 3,19%
Gás 2,16%
Carvão 0,99%
Óleo 0,71%
Eólicas 0,18%
Edifício do Reator
Edifício da Turbina
Edifício Auxiliar
do Reator
Equipamentos em
Fabricação
Bardella – Ponte da Turbina
Confab
Tanques de Água Borada
Obras Civis dos Prédios e Estruturas Principais
(~40.000m3 já concretados)
Contratos com AREVA renegociados e aprovados
Edital para Contratação da Montagem Eletromecânica
publicado em agosto/11
Angra 3: Projeto, Fabricação eConstrução em Andamento
Grandes Acidentes em Usinas Nucleares (Acidentes Severos, “Core Meltdown”)
Three Miles Island
1979
PWR
defesa em profundidade
e múltiplas barreiras
construção e operação
sob sistema regulatório
nos padrões da IAEA
Fukushima
2011
BWR
defesa em profundidade
e múltiplas barreiras
construção e operação
sob sistema regulatório
nos padrões da IAEA
Chernobyl
1986
RBMK
ausência de defesa em
profundidade e múltiplas
barreiras
falta de sistema
regulatório nos padrões
da IAEA
princípios físicos
favoráveis à segurança
princípios físicos
desfavoráveis à
segurança
princípios físicos
favoráveis à segurança
Reatores em Operação Fukushima
BWR
Three Miles Island
PWR
54 reatores
em operação
104 reatores
em operação
4º maior
IDH
11º maior
IDH
~US$ 48.000
per capita
~US$ 39.000
per capita
grandes implicações para a indústria nuclear em
termos de reavaliação da segurança das usinas
em construção e em operação
Acidentes de Grande Impacto Técnico
NUREG-0585
TMI-2 Lessons
Learned Task
Force
Final ReportManuscript Completed: October 1979
Date Published: October 1979
Office of Nuclear Reactor Regulation
U. S. Nuclear Regulatory Commission
Washington. D. C. 20555
“The accident was caused by a
combination of personnel error, design
deficiencies, and component failures”.
“Upgrading and strengthening of plant
design and equipment requirements”
“Identifying human performance as a
critical part of plant safety”
“Enhancement of emergency
preparedness”
“Use of risk assessment to identify
vulnerabilities of any plant to severe
accidents”
“Additional equipment to mitigate
accident conditions, and monitor radiation
levels and plant status”
“Major initiatives in early identification of
important safety-related problems”Extensiva revisão de projeto e
melhorias em Angra 1 e 2
Central Nuclear de Fukushima Daiichi
UnidadePotência
Elétrica
Início de
Operação
Tipo de
ReatorFabricante
1 460 MW 1971 BWR-3 GE
2 784 MW 1974 BWR-4 GE
3 784 MW 1976 BWR-4 Toshiba
4 784 MW 1978 BWR-4 Hitachi
5 784 MW 1978 BWR-4 Toshiba
6 1.100 MW 1979 BWR-5 GE
Fukushima
No dia 11 de
março, às 14:46, a
costa nordeste do
Japão é abalada
por um sismo de
magnitude 8,9 na
escala Richter, com
epicentro a cerca
de 100km da costa.
Japão em área de grande susceptibilidade e
histórico de sismos de grande magnitude
Costa leste arrasada por ondas
tsunami de mais de 10m.
Registro de ondas atingindo
regiões até 39m acima do nível
do mar (Aneyoshi, Myako !!!)
TSUNAMI(cerca de 45 minutos após o terremoto)
Acidente com danos ao combustível
Acidente sem danos ao combustível
Seguro
Seguro (não afetado)
54 REATORES NUCLEARES
EM OPERAÇÃO NO JAPÃO
Onagawa
Fukushima Daini
Tokai
Fukushima Daiichi
15 reatores na área
diretamente afetada pelo
terremoto
Fukushima Daiichi
Unidades 1, 2 e 3 em operação;
Unidades 4, 5 e 6 paradas.
ok
ok
ok
ANGRA 2
Potência: 1.350 MW
Tecnologia: Siemens/KWU
Operação: Janeiro/2001
Parede de água de cerca de 14m de altura
atinge a Central Fukushima Daiichi (projeto
previa até 5,7m), destruindo instalações na
área externa, invadindo os prédios e
danificando sistemas e equipamentos.
Edificações das Unidades 1 a 4 na cota
+3,50m e das Unidades 5 e 6 na cota +4,80.
Perda de toda alimentação em CA para
unidades 1 a 4 (um diesel em operação para
unidades 5 e 6).
Fukushima Daiichi
Acidente com as Usinas da Central de
Fukushima no Japão
Ampla Destruição da Central
Operadores enfrentaram
cenário de emergência
catastrófico, sem
precedentes (sem
alimentação elétrica, sem
instrumentação e controle
do reator, sem meios de
comunicação internos e
externos)
Relatório de Missão de Experts da
IAEA na Central de Fukushima(conclusões principais)
- a atuação do pessoal da usina, sob condições
extremamente desfavoráveis, foi exemplar e
resultou no melhor encaminhamento possível
para a mitigação das consequências do evento
naquelas circunstâncias;
- as ações do governo japonês para proteção
do público, incluindo a evacuação da população,
foram de grande magnitude e extremamente
bem organizadas e conduzidas;
- os riscos associados à ocorrência de
tsunamis foram subestimados no projeto;
projetistas e operadores deveriam avaliar de
forma mais criteriosa e proporcionar a
necessária proteção das instalações contra
eventos da natureza, revendo periodicamente
estas avaliações à luz de novas informações,
experiência e conhecimento;Ação Operadora
- o cumprimento dos requisitos de defesa em
profundidade, separação física, diversidade e
redundância deverá ser verificado para casos de
eventos externos de grande severidade,
principalmente aqueles com potencial de
causarem falhas de modo comum nos
sistemas de segurança, como inundações;
- combinações de eventos externos devem ser
adequadamente consideradas no projeto, na
operação e na estruturação de recursos para
atuações de emergência
- centros de resposta a emergências devem ser
valorizados, com recursos adequados de
comunicação, informações técnicas e meios de
atuação;
(continuação)
Ações Operadora
Relatório de Missão de Experts da
IAEA na Central de Fukushima(conclusões principais)
- equipamentos de concepção simples e de
maior robustez devem ser disponibilizados
para restaurar funções de segurança essenciais
para a mitigação de conseqüências de
acidentes severos;
- riscos associados à geração de hidrogênio
devem ser sujeitos a uma avaliação mais
detalhada e sistemas adequados para controle
destes riscos devem ser introduzidos nas
plantas;
- recursos de emergência, notadamente aqueles
necessários na fase inicial do acidente, devem
ser projetados de forma a responder
adequadamente a condições de acidentes
severos.Ações Operadora
Relatório de Missão de Experts da
IAEA na Central de Fukushima(conclusões principais)
Avaliação da Segurança das Usinas da CNAAA em
Consideração das Condições do Acidente de
Fukushima
- Resolução de Diretoria constituindo Comitê de Acompanhamento e
Avaliação do Acidente (CGE 013/11 de 16/03/2011) (5 dias após !!!)
- engajamento imediato nas iniciativas internacionais de avaliação de
segurança das unidades em operação;
Stress TestAvaliação das condições existentes
nas plantas para facear
acidentes além das bases de projeto
(avaliação de médio prazo)
SOER/WANORecomendações para verificação a curto
prazo do nível de prontidão das usinas para
facear acidentes além das bases de projeto
(avaliação de curto prazo)
AVALIAÇÕES PARA USINAS DE ANGRA
Reavaliação de
Bases de Projeto
para Eventos
Externos
Ameaça Sísmica
Ventos de Grande
Intensidade(tornados, furacões, etc...)
Movimentos de Mar
Chuvas de Grande
Intensidade (Flooding)
Reavaliação de
Recursos para
Controle de
Acidentes Além
das Bases de
Projeto
Suprimento Local de
Energia Elétrica
Resfriamento das
Piscinas de
Combustível
Resfriamento do
Reator
Integridade da
Contenção
Definição de
Recursos Externos
Adicionais para
Mitigação de
Catástrofes
Naturais
Meios de Transporte e
Acessos para
Movimentação de
Pessoal,
Equipamentos e
Materiais
Equipamentos Móveis
para Suprimento de
Energia Elétrica
Equipamentos Móveis
para Suprimento de
Água
Equipamentos e
Insumos Diversos
Reavaliação das
Condições do
Plano de
Emergência
Condições da Estrada
Condições de Meios
de Transporte
Condições de
Abrigagem
Meios Alternativos de
Evacuação
Instrumentação Pós-
Acidente
Estabilidade das
Encostas
Procedimentos e
Treinamento de
Pessoal
Cenários de
liberações para
cálculo de doses e de
limites para
evacuação
Avaliação da Segurança das Usinas da CNAAA em
Consideração das Condições do Acidente de
Fukushima
- Resolução de Diretoria constituindo Grupo de Trabalho;
- participação nas iniciativas internacionais de avaliação
de segurança das unidades em operação;
Stress TestAvaliação das condições existentes
nas plantas para facear
acidentes além das bases de projeto
(avaliação de médio prazo)
SOER/WANORecomendações para verificação a curto
prazo do nível de prontidão das usinas para
facear acidentes além das bases de projeto
(avaliação de curto prazo)
Ofício CNEN 082/11 – CGRC/CNEN – 13.05.2011
Assunto: CNAAA – Reavaliação da Análise de
Segurança da CNAAA devido ao acidente de
Fukushima
1. Identificar as principais diferenças de projeto entre
Fukushima e a CNAAA;
2. Identificar possíveis eventos iniciadores externos
(extremos) e internos com o potencial de causar uma falha
de modo comum;
3. Controle das concentrações de hidrogênio na contenção;
4. Garantia de suprimento elétrico de energia de emergência;
5. Atendimento a requisitos de station Black-out;
6. Sistema de água de serviço, cadeia de resfriamento;
7. Procedimentos para acidentes severos;
8. Acesso aos prédios do reator e a área controlada após
ocorrência de um acidente severo;
9. Desenvolvimento da Análise Probabilística de Segurança
Nível 1, 1+ e 2;
10. Avaliações de “stress tests”;
11. Plano de emergência.
Consolidação do
programa de estudos,
avaliações e projetos,
previstos ou em curso,
considerando aspectos
definidos pela CNEN
PRINCIPAIS DIFERENÇAS DE PROJETO ENTRE AS USINAS
DA CNAAA E AS USINAS DA CENTRAL DE FUKUSHIMA
Vantagens inerentes à tecnologia do reator PWR:
- possibilidade de resfriamento do reator através dos geradores de vapor
proporcionando melhores condições para controle de situações de
“station blackout”;
- vaso de pressão de reatores PWR com paredes de maior espessura
favorecendo a retenção de material resultante da fusão do núcleo do
reator;
- confinamento integral do circuito
primário no interior da contenção
primária, favorecendo a
manutenção da integridade das
barreiras;
- contenção primária de maiores
dimensões, oferecendo melhores
condições para suportar
sobrepressões;
PRINCIPAIS DIFERENÇAS DE PROJETO ENTRE AS USINAS
DA CNAAA E AS USINAS DA CENTRAL DE FUKUSHIMA
Vantagens relativas à forma de aplicação da tecnologia:
- diversidade de projeto e de layout entre as unidades (menor
probabilidade de que mais de uma unidade seja impactada da mesma
forma por um evento externo);
- acesso aos prédios de segurança em cotas mais elevadas (Angra 1 e
Angra 2 +5,60 e Angra 3 +6,60 contra +3,50 nas Unidades 1 a 4 de
Fukushima);
- existência em cada unidade de
mais de um sistema de suprimento
de energia elétrica de emergência,
dispostos em edificações distintas;
- piscinas de combustível dispostas
de forma mais protegida e com
melhores recursos para
resfriamento
Consideração de Terremotos no Projeto das
Usinas de Angra
Projeto toma por base os
registros de ocorrência de
sismos recentes e históricos na
região em torno da instalação
Principais terremotos no Brasil
•1922 - Pinhal, SP, 5.1 mb
•1939 - Tubarão, SC, 5.5 mb
•1955 - Serra Tombador, MT, 6.6 mb
•1955 - Alto Vitoria Trindade,
360 km offshore, 6.3 mb
•1967 - Cunha, SP - 4.1 mb
•2008 – São Vicente – 5.2 mb
Critério de projeto: maior terremoto ocorrido à distância mais
próxima do local da instalação (Cunha, SP: ~50 km)
0,067g de aceleração na superfície da rocha
- usinas projetadas para assegurar desligamento seguro do reator em
condições de abalo sísmico que produzam acelerações de até 0,1g na
superfície da rocha (requerido por norma para instalações nucleares);
- relação com escala de potência
(escala Richter):
- maior aceleração registrada no sítio
das usinas foi 0,0017g (< 2% da
aceleração de projeto)
Usinas de Angra – Projeto para Terremotos
4 0
5 12 km
6 37 km
7 90 km
Distância para
Aceleração de
0,10g
Magnitude
(escala
Richter)
Estudos para Reavaliação
- reavaliação e atualização da base de dados geológica, incluindo
estudo das falhas mais recentes e seu potencial sismogênico
- reavaliação e atualização da base de dados sismológica, incluindo
catálogo de eventos sísmicos e atenuação sísmica
- reavaliação e atualização da ameaça sísmica, incluindo espectro de
projeto
Condições para Ocorrência de Tsunamis
Tsunamis:
- terremotos de magnitude
superior a grau 7;
- ocorrência no mar,
profundidades focais
inferiores a 100km;
- regiões de borda de placas
tectônicas com movimento de
sobreposição (sub-ducção)
Excluída a possibilidade de tsunamis no Brasil
costa brasileira distante de bordas de placas tectônicas com sub-ducção;
Placa Tectônica Sul-americana em movimento de afastamento da Placa Africana no Atlântico Sul;
sismo potencial máximo no oceano: 7,0
Proteção contra Movimentos de Mar
+ 6,38m a
+ 8,50m + 8,00m a + 8,50m
+ 1,50m
- 1,478m
+1,197m 0 CNG 0 CNG
níveis de maré de
projeto (estudos ENCAL
e COPPETEC)
elevação do mar na
interação onda-molhe
altura máxima de onda
para tempo de
recorrência de 50 anos
+ 5,00m+ 5,60m
cota de acesso aos
prédios de segurança
cota de construção
lado mar lado terra
projeto do Molhe para contenção de ondas de até 4m
Angra 2
4,00m
a
4,40m
MOLHE DE
PROTEÇÃO
variação das
condições ao
longo do molhe
Encostas
próximas aos
Edifícios de
Segurança
calculadas para o
sismo de projeto
• reavaliação de alturas máximas de ondas junto à CNAAA,
considerando alturas máximas registradas fora da Baía da
Ilha Grande;
• aquisição e instalação de equipamentos de monitoração e
registro de dados relativos a movimentos do mar,
incluindo correntes marinhas, marés e alturas de ondas;
• reavaliação da estabilidade do molhe de proteção,
considerando parâmetros geotécnicos atuais
Ações Relativas à Proteção contra Movimentos de Mar
molhe de
proteção
Legenda
13 ⌂ Inclinômetros
44 Piezômetros
31 ∆ Células de Carga
30 + Pinos de Deslocamento
5 Marcos topográficos
5 ⌂ - 11
13 ∆
4 ⌂ - 8 - 5
10 ∆ - 9 +
1 ⌂
-8
8 ∆
-21+
2 ⌂ - 8
1 ⌂ - 4
Usinas de Angra – Proteção Contra Acidentes
Geotécnicos (deslizamento de encostas)
Todas as encostas e as obras de contenção
executadas, tem monitoramento contínuo e
avaliações periódicas.
Encostas
próximas aos
Edifícios de
Segurança
calculadas para o
sismo de projeto
Reavaliação da Estabilidade das Encostas
- reavaliação da estabilidade das encostas, abrangendo:
atualização do mapeamento geológico-geotécnico;
reavaliação da estabilidade das encostas, considerando a ocorrência de terremoto e de chuvas de grande intensidade, avaliando os recursos de monitoração existentes e as medidas de contenção de deslizamento já implementadas;
análise da situação extrema de ruptura total de encostas e seu impacto sobre estruturas, sistemas ou equipamentos de segurança
Usinas de Angra – Proteção Contra Chuvas Intensas
Encostas
próximas aos
Edifícios de
Segurança
calculadas para o
sismo de projeto
Usina Chuva de
Tr = 1.000 anos
Chuva de
Tr = 10.000 anos
Angra 1
(Canal 5)
sem transbordamento transbordamento com
nível < 5,60m CNG
Angra 2 e 3
(Canal 2)
sem transbordamento sem transbordamento
Unidade
Nível de Acesso
Prédios de
Segurança
Angra 1 e 2 +5,60m
Angra 3 +6,60m
nível da planta:+5,00 a +5,15m
base de dados:
precipitações de
1974 a 2002
• reavaliação do estudo de inundação do sítio, considerando condições extremas como obstrução dos canais de drenagem e o túnel de descarga da água de refrigeração com bombas de água de circulação em operação;
• reavaliação das condições de drenagem das encostas no entorno da CNAAA, incluindo capacidade de bueiros da BR-101 para cenários de condições meteorológicas severas
Proteção Contra Tornados e Tempestades
Avaliação do impacto do
tornado adotado no projeto
de Angra 3 sobre
estruturas, sistemas e
componentes de
segurança em áreas
internas e externas de
Angra 1 e Angra 2
Análise Probabilística de Segurança (APS)
Guias para Gerenciamento de Acidentes Severos (SAMGs)
Atividade Angra 1 Angra 2 Angra 3
APS Nível 1 em Potência OK OK
APS Nível 1 para Incêndio OK
APS Nível 1 para Baixa Potência
APS Nível 1 para Usina Desligada
APS Nível 2
Elaboração das SAMGs OKJá contratado, em
desenvolvimentoJá contratado
Treinamento na
Aplicação das
SAMGs
Pendente apenas
treinamento de
instrutores para
retreinamento
Após conclusão das
SAMGs
Após conclusão das
SAMGs
Plano de Ação já
submetido à CNEN
Plano de Ação já
submetido à CNEN
Em fase de contratação
Já contratado
ÁREA DE AVALIAÇÃO ESTUDO OU PROJETO
Resfriamento do Reator de Angra 1 em Condições de Acidentes Além das Bases de Projeto
Estudo para instalação de reservatórios de ar para aumentar a disponibilidade das Válvulas de Alívio do Pressurizador na falta de ar de instrumentos
Estudo de locais adequados para novas conexões que possibilitem injeção de água diretamente no sistema primário proveniente de fontes externas à usina (incêndio, mar) por intermédio de bombas portáteis.
Resfriamento do Reator de Angra 2 e 3 em Condições de Acidentes Além das Bases de Projeto
Estudo da possibilidade de atuação manual das válvulas de alívio dos geradores de vapor no caso de falta de energia elétrica (SBO).
Estudo de locais adequados para novas conexões que possibilitem injeção de água diretamente no sistema primário proveniente de fontes externas à usina (incêndio, mar) por intermédio de bombas portáteis.
ÁREA DE AVALIAÇÃO ESTUDO OU PROJETO
Resfriamento das Piscinas de Combustível de Angra 1 e Angra 2 em Condições de Acidentes Além das Bases de Projeto
Reavaliação do comportamento das piscinas de combustível quando sujeitas a longos períodos sem refrigeração. Em função dos resultados, será avaliada a possibilidade de injeção de água proveniente de fontes externas.
Resfriamento do Reator
Resfriamento das Piscinas de Combustível
Garantia da Integridade da Contenção
Possibilidade de Alívio de Pressão
da Contenção para a Atmosfera
- em Angra 1
venting da contenção através do sistema de ventilação já é previsto
nos procedimentos;
avaliação da possibilidade de instalação de venting com filtragem;
- em Angra 2 e 3
venting da contenção com filtragem já era previsto no projeto;
condições para futura instalação incorporadas na fase de construção
de Angra 2;
desenvolvimento de projeto conjunto para Angra 2 e 3;
Controle da Concentração de Hidrogênio na Contenção
- Angra 1 e Angra 2 já dispõem de sistemas de monitoração e redução de
concentração;
- em avaliação instalação de recombinadores passivos nas 3 unidades.
Internamente às Usinas
- estudo de aumento de autonomia das baterias;
- projetos para proporcionar maiores possibilidades de manobra para
alimentação da cargas essenciais pelos Grupos-Diesel de Emergência
da própria unidade;
- estudo visando à interligação dos barramentos de emergência das
três unidades;
Externamente às Unidades
- implementação de “3ª Fonte” para cada unidade individualmente
(back-up para os Grupos Diesel de Emergência);
- estudo para implantação de PCH na região da Central como “4ª
Fonte” para atender as três unidades;
- dimensionamento de Grupo Diesel móvel e estudo de conexões
rápidas para recuperação da alimentação em CA.
Estudos e Projetos para Aumento da Confiabilidade
do Suprimento de Energia Elétrica de Emergência
M G
2x
M G
2x
M G
4x
M G
4x
EDE – 3/4
EAS – 1A/1BULB – D2
UBP – D1
Angra 2 Angra 1
SE
500kV
SE
138kV
A2 A1 A2 A1
Cachoeira
Paulista
São
José
Zona
Oeste
Santa
Cruz
2,5h 4,0h
Suprimento de
Energia Elétrica
para CNAAA
(situação atual)back-up para
alinhamento
rápido
(< 10 min)
12 Grupos Diesel dispostos em 4 sistemas;
instalados em 4 prédios distintos, classe
sísmica;
diversidade de fabricantes entre
subsistemas;
prédios com acesso na cota +5,60m (ULB
de Angra 2 +8,60m);
tanques de suprimento de óleo enterrados
ou abrigados.
suficiente para
desligamento seguro
em caso de evento
externo
“Off-Site
Power”
4 x 50% 2 x 100%
M G
2x
M G
2x
M G
4x
M G
4x
EDE – 3/4
EAS – 1A/1BULB – D2
UBP – D1
Angra 2 Angra 1
SE
500kV
SE
138kV
A2 A1 A2 A1
Cachoeira
Paulista
São
José
Zona
Oeste
Santa
Cruz
2,5h 4,0h
Suprimento de
Energia Elétrica
para CNAAA
(situação atual)back-up para
alinhamento
rápido
(< 10 min)
12 Grupos Diesel dispostos em 4 sistemas;
instalados em 4 prédios distintos, classe
sísmica;
diversidade de fabricantes entre
subsistemas;
prédios com acesso na cota +5,60m (ULB
de Angra 2 +8,60m);
tanques de suprimento de óleo enterrados
ou abrigados.
suficiente para
desligamento seguro
em caso de evento
externo
“Off-Site
Power”
M G
2x
M GM GM G
2x
M G
2x
M GM GM G
2x
M G
4x
M GM GM G
4x
M G
4x
M GM GM G
4x
EDE – 3/4
EAS – 1A/1BULB – D2
UBP – D1
Angra 2 Angra 1
SE
500kV
SE
138kV
A2 A1 A2 A1
Cachoeira
Paulista
São
José
Zona
Oeste
Santa
Cruz
2,5h 4,0h
Suprimento de
Energia Elétrica
para CNAAA
(situação atual)back-up para
alinhamento
rápido
(< 10 min)
12 Grupos Diesel dispostos em 4 sistemas;
instalados em 4 prédios distintos, classe
sísmica;
diversidade de fabricantes entre
subsistemas;
prédios com acesso na cota +5,60m (ULB
de Angra 2 +8,60m);
tanques de suprimento de óleo enterrados
ou abrigados.
suficiente para
desligamento seguro
em caso de evento
externo
“Off-Site
Power”
4 x 50% 2 x 100%
M G
2x
M G
2x
M G
4x
M G
4x
M G
1x
M G
M G
4x
4x
M G
1x
EDE – 3/4
EAS – 1A/1BULB – D2
UBP – D1
ULB – D2
UBP – D1
Angra 2 Angra 1Angra 3
UBN
3ª Fonte
Angra 3
3ª Fonte
Angra 2
UBN
3ª Fonte
Angra 1
SE
500kV
SE
138kV
A3 A2 A1 A3 A2 A1
Cachoeira
Paulista
São
José
Zona
Oeste
Santa
Cruz~~ G
PCH
A3 A2 A1
Diesel Móvel
M G
Interligação
4,16kV
Interligação
4,16kV
2,5h 2,5h 4,0h
alimentação
cargas D2
por D1
Suprimento de
Energia Elétrica
para CNAA
(upgrading)
M G
2x
M GM GM G
2x
M G
2x
M GM GM G
2x
M G
4x
M GM GM G
4x
M G
4x
M GM GM G
4x
M GM G
1x
M G
M G
4x
4x
M GM GM G
M GM GM G
4x
4x
M G
1x
M GM GM G
1x
EDE – 3/4
EAS – 1A/1BULB – D2
UBP – D1
ULB – D2
UBP – D1
Angra 2 Angra 1Angra 3
UBN
3ª Fonte
Angra 3
3ª Fonte
Angra 2
UBN
3ª Fonte
Angra 1
SE
500kV
SE
138kV
A3 A2 A1 A3 A2 A1
Cachoeira
Paulista
São
José
Zona
Oeste
Santa
Cruz~~ G~~ G
PCH
A3 A2 A1
Diesel Móvel
M G
Diesel MóvelDiesel Móvel
M GM G
Interligação
4,16kV
Interligação
4,16kV
2,5h 2,5h 4,0h
alimentação
cargas D2
por D1
Suprimento de
Energia Elétrica
para CNAA
(upgrading)
ÁREA DE AVALIAÇÃO ESTUDO OU PROJETO
Suprimento externo de água para reator e geradores de vapor
Dimensionamento e especificação de bombas móveis para abastecimento de água de outra fonte (do mar, por exemplo) para dar prosseguimento ao resfriamento do reator através dos geradores de vapor, após o esgotamento do inventário de água desmineralizada disponível nas usinas.
Estudo de alternativas para suprimento externo de água para injeção no reator.
Estudo de alternativas para reposição de perdas por evaporação da água das piscinas de elementos combustíveis, utilizando moto-bombas.
ÁREA DE AVALIAÇÃO ESTUDO OU PROJETO
Acesso ao sítio Estudo da instalação de atracadouro em Praia Brava, com acesso a Itaorna através de caminho via Ponta Grande
Iluminação interna dos prédios Estudo de possibilidades para extensão do tempo de funcionamento do sistemas de iluminação em caso de “station black-out”
Proteção radiológica Análise das condições e recursos para estabelecimento de novo ponto de controle, com equipamento de monitoração, descontaminação, disponibilidade de vestimentas, dosimetros etc, fora das usinas.
Análise da forma de disponibilização dos registros de histórico de controle de dose das equipes, para contabilidade de dose fora dos computadores da usina.
PARTE 5 - RECURSOS PARA MITIGAÇÃO DE CONSEQUÊNCIAS
DE EVENTOS EXTERNOS DE EXTREMA SEVERIDADE
Western European Nuclear
Regulators’ Association
“Reavaliação das margens de segurança das usinas nucleares em função dos
eventos que ocorreram em Fukushima, representados por eventos naturais
extremos que desafiaram as funções de segurança da usina e levaram a um
acidente severo.”
Essa reavaliação consistirá em examinar a capacidade de resposta das usinas
quando submetidas a situações extremas, considerando-se as seguintes áreas:
Eventos Iniciadores
1. Terremotos além das bases de projeto
2. Inundação excedendo as bases de
projeto
3. Outras condições externas extremas
Danos consequenciais
4. Perda prolongada de toda a
alimentação em CA
5. Perda prolongada da fonte fria
Gerenciamento de Acidentes
Severos
6. Fusão do núcleo, incluindo danos
consequenciais como acúmulo de
hidrogênio
7. Condições degradadas nas
piscinas de combustível, incluindo
danos consequenciais tais como
perda de blindagem radiológica
Stress Tests
Desenvolvimento: até Setembro
Análise pelo Regulador: 2 meses
Acessos Alternativos à Usina (em estudo)
PROJETOS DE CAIS DE EMBARQUE E DESEMBARQUE
PRAIA BRAVA
PRAIA BRAVA
Desenvolvimento de estudos de viabilidade e projeto para construção de
atracadouros como alternativa para evacuação de áreas no entorno da
Central, incluindo a possibilidade de utilização para desembarque de
equipamentos
![[Apostila] Torres de Resfriamento](https://img.document.onl/doc/110x75/577ce5231a28abf1038fe774/apostila-torres-de-resfriamento.jpg)
