Post on 07-Feb-2019
ASPECTOS REGULATÓRIOS DOS ACIDENTES SEVEROS NO
PROJETO DE USINAS NUCLEARES
Marco Antonio Bayout AlvarengaD.Sc. Engenharia Nuclear (COPPE,1997)
1. DEFINIÇÃO DE ACIDENTES SEVEROS
2. FENÔMENOS DE ACIDENTES SEVEROS3. GERÊNCIA DE ACIDENTES SEVEROS EM
USINAS QUE NÃO PREVIRAM ACIDENTES SEVEROS EM SEU PROJETO (BACKFITING)
4. ACIDENTE DE FUKUSHIMA
5. REATORES PROJETADOS PARA MITIGAR ACIDENTES SEVEROS
6. NORMAS TÉCNICAS PARA ACIDENTES SEVEROS
LISTA DE TÓPICOS DA APRESENTAÇÃO
ACIDENTES SEVEROS SÃO ACIDENTES QUE SE
CARACTERIZAM PELA FUSÃO PARCIAL OU TOTAL DO
COMBUSTÍVEL NUCLEAR DO NÚCLEO DE UM REATOR
NUCLEAR
DEFINIÇÃO DE ACIDENTES SEVEROS
�ACIDENTES SEVEROS NÃO FAZEM PARTE DA BASE DE PROJETO DA MAIOR PARTE DOS REATORES EM OPERAÇÃO NO MUNDO (ALGUNS PAÍSES EXIGIRAM BACKFITTING)
�A BASE DE PROJETO DESTES REATORES LEVAM EM CONSIDERAÇÃO OS DENOMINADOS ACIDENTES BASE DE PROJETO –DESIGN BASIS ACCIDENTS (DBAs)
�NO GERENCIAMENTO DE ACIDENTES ATRAVÉS DOS PROCEDIMENTOS DE OPERAÇÃO EM EMERGÊNCIA, SÃO CONSIDERADOS OS ACIDENTES ALÉM DA BASE DE PROJETO, MAS QUE NÃO SE CARACTERIZAM PELA FUSÃO DO NÚCLEO – BEYOND DESIGN BASIS ACCIDENTS (BDBAs)
�O GERENCIAMENTO DE ACIDENTES EVITA QUE UM BDBA SE TRANSFORME EM UM ACIDENTES SEVERO, QUE PODE SE CONFIGURAR DEVIDO AO APARECIMENTO DE FALHAS MÚLTIPLAS
ACIDENTES SEVEROS PROJETOS DE REATORES
PROGRESSÃO DE ACIDENTES SEVEROS- 3 FASES
Fase 1: Dano inicial no combustível
•Aquecimento da Barra de Combustível até ~1400C •Oxidação do revestimento da barra de combustível•Fusão das Barras de Controle
Fase 2: Fusão do Núcleo e Realocação
•Falha do revestimento; interações entre materiais causam a liquefação parcial do combustível e a formação de detritos de partículas•Núcleo fundido e detritos se realocam na parte inferior do vaso de pressão•Os detritos se acumulam nas estruturas de suporte da parte inferior do núcleo e na tampa inferior do vaso de pressão
Fase 3: Falha da Tampa Inferior do Vaso de Pressão•Descarga de detritos do núcleo na contenção•Interações detritos do núcleo com as estruturas da contenção
Efeitos da Fase 1 Efeitos da Fase 1 --CaracterCaracteríísticas da Progressão do sticas da Progressão do
Acidente Acidente � O calor da reação causa aumento significativo na
taxa de aquecimento do combustível� Derretimento dos componentes metálicos
(combustível, revestimento e barras de controle) e realocação na parte mais baixa do núcleo, reduzindo a área de fluxo do refrigerante
� Geração de uma grande fonte de hidrogênio a ser liberada na contenção
Zr + 2H2O � 2H2 + ZrO2
PROGRESSÃO DO ACIDENTE PROGRESSÃO DO ACIDENTE –– FASE 2FASE 2
� Característica principal: a fusão do combustível e realocação para as partes mais baixas do vaso de pressão:– Grandes alterações na
geometria do núcleo– Separação de materiais
metálicos e cerâmicos– Vasta gama de temperaturas– Formação de bloqueios
localizados Ruptura do material fundido
Derretimento dorevestimento fundido
Colapso da barra de combustível
ProgressãoProgressãodo Acidente do Acidente –– Fase 2Fase 2
3000
2850
2690~2600
~2400
2050
~1900
1760
~1450
~1300
1200
~940
~800
Melting of UO2
Melting of ZrO2Formation of a ceramic U-Zr-O melt
Melting of Al2O3 burnable poison
Formation of a ceramic αααα−−−−Zr(O)-UO2 monotectics
Al2O3 – UO2 eutectic
Melting of stainless steel and Inconel
Fe-Zr – Al(Al2O3)-Zr eutectics
Formation of first Fe-Zr and Ni-Zr eutectics
Melting of Ag-In-Cd control rod alloy
Melting of fresh Zircaloy-4
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� O 'derretimento' do núcleo e a sua relocalização são afetados por interações eutéticas entre os diferentes materiais do núcleo
�Rupturas no contorno de pressão do sistema de refrigeração do reator durante a degradação do núcleo dentro do vaso de pressão
�Combustão do hidrogênio dentro da contenção
�Explosão de vapor
A PROGRESSÃO DO NÚCLEO FUNDIDO NO VASO DE PRESSÃO DEPENDE DA SUA VISCOSIDADE E ESTA DEPENDE DO GRAU DE OXIDAÇÃO DOS MATERIAIS ENVOLVIDOS
Progressão do Progressão do Acidente Acidente –– Fase 3Fase 3� Grandes incertezas
incluem:� Configuração da
realocação dos detritos e material fundido
� Temperatura do material realocado
� Formação de crostas e mecanismos de transferência de calor na superfície da tampa inferior do vaso de pressão
COMPORTAMENTO DO NÚCLEO NA PARTE INFERIOR DO VASO DE PRESSÃO
FRAGMENTAÇÃO DO JATO DE CORIUM E FORMAÇÃO DE “DEBRIS”
� O Corium descendo em forma de jato é fragmentado em contacto com a água. Esse fenômeno é discutido mais adiante - trata-se de explosões de vapor.
� A modelagem do processo de fragmentação é muito complexa, como mostramos mais adiante, e continua a ser marcada por grande incerteza
�Se a ruptura ocorre na tampa inferior do vaso de pressão, e a pressão do vaso de pressão excede a pressão da atmosfera da contenção, o corium éejetado a alta pressão junto com vapor e, em alguns casos, com a água líquida restante.
�Dependendo do nível de pressão no vaso de pressão, a ejeção iráfragmentar finamente o corium e dispersá-lo na cavidade do reator.
�Isto é acompanhado pela troca de calor muito eficiente entre o corium e os gases existentes, bem como a oxidação dos componentes metálicos do corium, produzindo hidrogênio.
�As temperaturas envolvidas permitem uma combustão mais ou menos rápida do hidrogênio presente no momento da ruptura do vaso, combinado com o hidrogênio produzido pela oxidação.
FALHA PREMATURA DA CONTENÇÃO
a. AQUECIMENTO DIRETO DA CONTENÇÃO
Os Recombinadores Catalíticos servir para reduzir os níveis de hidrogênio na contenção durante um acidente. Eles são geralmente construídos com materiais catalíticos (platina e paládio em alumina) e alojados em uma estrutura metálica cuja finalidade é otimizar a circulação de gases em contato com o catalisador. Os requistos normativos atuais exigem capacidade de lidar com Hidrogênio resultante da reação 100% metal-água.
FALHA PREMATURA DA CONTENÇÃO
B. ESTRATÉGIAS DE MITIGAÇÃO DO RISCO DA COMBUSTÃO DO HIDROGÊNIO
Quando há contato entre dois fluidos, e um (o combustível ou "corium" resultante da fusão do núcleo) está a uma temperatura superior ao ponto de ebulição do outro (o refrigerante), uma interação explosiva pode ser desencadeada.
FALHA PREMATURA DA CONTENÇÃO
C. EXPLOSÕES DE VAPOR
� Reações químicas exotérmicas entre o núcleo fundido e o concreto
� Grandes quantidades de gás gerado pela decomposição do concreto
� Interações físicas e químicas entre os gases da decomposição do concreto e os produtos de fissão não-voláteis
� Erosões verticais e horizontais destroem o “basemat” e a fundação da contenção
PropertyBasalt
(Siliceous)
Concrete
Limestone
Concrete
Solidus Temp (C)
1350 1420
Liquidus Temp (C)
1650 1670
Ablation Temp (C)
1450 1500* Major components lost by decomposition: SiO2, CaO, MgO
FALHA TARDIA DA CONTENÇÃO INTERAÇÃO DO CORIUM COM O CONCRETO
RESUMO DOS FENÔMENOS QUE OCORREM NOS ACIDENTES SEVEROS
•EXPLOSÃO DE VAPOR DENTRO DO VASO DE PRESSÃO•AQUECIMENTO DIRETO DA CONTENÇÃO•EXPLOSÃO DE VAPOR DENTRO DA CONTENÇÃO•EXPLOSÃO DE HIDROGÊNIO DENTRO DA CONTENÇÃO•INTERAÇÃO DO NÚCLEO FUNDIDO COM O CONCRETO DA BASE DA CONTENÇÃO
•PARA EVITAR AS CONSEQUÊNCIAS RESULTANTES DESTES FENÔMENOS TORNA-SE NECESSÁRIO UM PROJETO DE ENGENHARIA EFICIENTE DA CONTENÇÃO E DOS SISTEMAS DE SEGURANÇA QUE DEVEM ATUAR DURANTE A OCORRÊNCIA DOS ACIDENTES SEVEROS, EVITANDO DESTA MANEIRA A LIBERAÇÃO DE MATERIAL RADIOATIVO PARA O MEIO AMBIENTE
GERÊNCIA DE ACIDENTES SEVEROS EM USINAS QUE NÃO
PREVIRAM ACIDENTES SEVEROS EM SEU
PROJETO (BACKFITING)
SISTEMA DE INJEÇÃO A ALTA PRESSÃO
DISPONÍVEL NO INÍCIO DO ACIDENTE:
•O VAPOR DO REATOR MOVE UMA TURBINA
•O VAPOR ÉDESCARREGADO NO WET WELL
•A TURBINA MOVE UMA BOMBA
•A BOMBA RETIRA ÁGUA DO WET WELL E INJETA NO NÚCLEO
•NECESSITA ENERGIA DAS BATERIAS PARA AS VÁLVULAS E TEMPERATURA DO WET WELL < 100 GRAUS CELSIUS
Section 1. TMI Action Plan Items
Section 2. Task Action Plan Items
Section 3. New Generic Issues
Section 4. Human Factors Issues
Section 5. Chernobyl Issues Tables
Resolution of Generic Safety Issues (Formerly entitled "A Prioritization of
Generic Safety Issues") ( NUREG-0933, Main Report with Supplements 1–34 )
Historical context and regulatory basis• 1980 severe accident interim policy statement– Identify additional cases where additional features would prevent / mitigate severe accident consequences• 1985 severe accident policy statement– Perform analysis to discover instances of vulnerability to core melt or unusually poor containment performance• 1989 court decision– SAMDA required for plant operation
• NRC gained SAMA experience through:– SAMDA evaluations for Limerick, Comanche Peak and Watts Bar– Containment performance improvement program– Individual plant examinations (IPEs) and Individual plant examinations: external events (IPEEEs)– Implementation of severe accident management programs (US industry initiative)
US NUCLEAR REGULATORY COMMISSION
SAMDA = severe accident mitigation design alternativeSAMA = severe accident mitigation alternative•Only the application is different, the process/scope is the same
Definition and scope• SAMA = A feature or action that would prevent or mitigate the consequences of a severe accident
• Includes:– Hardware modifications, procedure changes, and training programimprovements– Prevention and mitigation– Both internal and external events
NUREG – 0933 GENERIC SAFETYISSUE 157 – CONTAINMENT PERFORMANCE
ESTE ITEM FOI RESOLVIDO PELA GENERIC LETTER 88-20 QUE EXIGIU AS MODIFICAÇÕES DE PROJETO NAS USINAS EM DECORRÊNCIA DE IPE (INDIVIDUAL PLANT EXAMINATION FOR SEVERE ACCIDENTS VULNERABILITIES) COM EVENTOS INTERNOS E MAIS TARDE O IPEEE COM EVENTOS EXTERNOS UTILIZANDO PRA – PROBABILISTIC SAFETY ASSESSMENT
“The operators negotiated with the regulators for two reasons: 1) to avoid or minimize the risk of potential lawsuits and 2) to avoiding backfitting requirements that would interfere with the operation of existingreactors. Again, this meant that no countermeasures had been prepared against severe accidents like the one that took place beginning on March 11—in other words, an accident that may have very small odds of occurring, but creates a catastrophic situation when it does.”
“In essence, the regulators and the operators prioritized the interests of their organizations over the public’s safety, and decided that Japanese nuclear power plant reactor operations ‘will not be stopped.’”
FALHAS HUMANAS A NÍVEL ORGANIZACIONAL (EMPRESA OPERADORA-GOVERNO-ÓRGÃO REGULADOR)
CONSIDERADAS COMO CAUSAS RAÍZES DO ACIDENTE
“But safety requires more than good engineering. It takes independent regulation, and a meticulous, self-critical safety culture that endlessly searches for risks it might have missed.”
“Mas a segurança requer mais do que boa engenharia. É preciso uma regulação independente, e uma meticulosa cultura de segurança com auto-crítica, que incessantemente procure por riscos que possam ter escapado.”
THE ECONOMIST – NUCLEAR POWER, SPECIAL REPORT, 10 MARCH 2012