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

FENÔMENOS QUE OCORREM NOS

ACIDENTES SEVEROS

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

NÚCLEO DO REATOR DE TMI DURANTE O ACIDENTE

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

EJEEJEÇÇÃO DO NÃO DO NÚÚCLEO A ALTA CLEO A ALTA PRESSÃOPRESSÃO

�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

QUEIMA DE HIDROGÊNIO NO ACIDENTE DE TMI

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

LIBERALIBERAÇÇÃO DO NÃO DO NÚÚCLEO FUNDIDO A CLEO FUNDIDO A BAIXA PRESSÃOBAIXA PRESSÃO

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

EXPLOSÃO DE VAPOR DENTRO DO EXPLOSÃO DE VAPOR DENTRO DO VASO DE PRESSÃOVASO DE PRESSÃO

EXPLOSÃO DE VAPOR FORA DO EXPLOSÃO DE VAPOR FORA DO VASO DE PRESSÃOVASO DE PRESSÃO

� 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)

ACIDENTE DE FUKUSHIMA

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

UNIDADES 1 E 3

•DETONAÇÃO DO HIDROGÊNIO

•DESTRUIÇÃO DA PARTE SUPERIOR DO EDIFÍCIO DO REATOR

UNIDADE 2

•EXPLOSÃO DE HIDROGÊNIO NA CÂMARA DE SUPRESSÃO (WET WELL)

REATORES PROJETADOS PARA PREVENIR E MITIGAR ACIDENTES SEVEROS

NORMAS PARA ACIDENTES SEVEROS

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 )

NUREG-0933 A Prioritization of Generic Safety IssuesTMI ACTION PLAN

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

NUREG – 0933 GENERIC SAFETYISSUE 157 – CONTAINMENT PERFORMANCE

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

NUREG – 0933 GENERIC SAFETYISSUE 157 – CONTAINMENT PERFORMANCE

IAEA-TECDOC-1661 (2011):MITIGATION OF HYDROGEN HAZARDS IN SEVERE

ACCIDENTS IN NUCLEAR POWER PLANTS

“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

FIM

MUITO

OBRIGADO