CRITÉRIOS DE SEGURANÇA ADOTADOS PARA AS USINAS NUCLEARES BRASILEIRAS

CRITÉRIOS DE SEGURANÇA ADOTADOS PARA AS USINAS NUCLEARES ANGRA' . ANGRA 2 E ANGRA 3

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10I05I2011

CRITÉRIOS DE SEGURANÇA ADOTADOS PARA AS USINAS NUCLEARES BRASILEIRAS

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Índice

1. Considerações Gerais

2. Tecnologia Usada

3. Segurança no Projeto

4. Geração de Energia Nuclear

5. Prédios de Contenção

6. Resíduos Radioativos

7. Monitoramento Ambiental

8. Proteção Física

9. Plano de Emergência

10. Cultura de Segurança

11. Licenciamento

12. Padrões de Segurança Nuclear Adotados no Brasil

Anexos

1. Plano de Emergência Externo do Estado do Rio de Janeiro (PEE/RJ)

2. Norma CNEN-NE 1.04 Licenciamento de Instalações Nucleares

3. Norma CNEN-NE-1.26, Segurança na Operação de Usinas Nucleoelétricas.

4. Norma CNEN-NE-1.21, Manutenção das Usinas Nucleoelétricas.

5. 5º Relatório Brasileiro para a Convenção Internacional de Segurança Nuclear.

6. 3ª Relatório Brasileiro para Convenção Conjunta sobre Segurança no Gerenciamento de Combustível Nuclear Usado e sobre Segurança no Gerenciamento de Rejeitos Radioativos.


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1. Considerações gerais De todas as atividades industriais, a geração de energia elétrica em usinas nucleares é uma das que oferecem menos risco. O pensamento e atitude dominante é a melhoria contínua, que é sempre possível melhorar a segurança. As usinas que constituem a Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto, CNAAA, foram projetadas e construídas dentro dos mais rigorosos critérios de segurança adotados internacionalmente. Seu licenciamento ambiental está a cargo do IBAMA, e o nuclear está a cargo da CNEN, obedecendo rigorosamente a legislação vigente no país. No projeto e na operação da CNAAA a segurança ganha prioridade absoluta, e de acordo com a Política de Gestão Integrada da Segurança da Eletrobras Eletronuclear, “A Segurança Nuclear é prioritária e precede a produção, não devendo nunca ser comprometida por qualquer razão”. Tem-se como meta deste esforço satisfazer o objetivo principal que é proteger os indivíduos, a sociedade e o meio ambiente contra o risco radiológico. As usinas nucleares possuem sistemas de segurança redundantes, independentes, fisicamente separados e de tecnologias diversas, em condições de prevenir acidentes e, também, de resfriar o núcleo do reator em situações normais ou de emergência. Na situação improvável de perda de controle do reator em operação normal, esses sistemas de segurança entram automaticamente em ação para impedir condições operacionais inadmissíveis. Além de todos esses sistemas, as usinas nucleares de Angra têm sistemas de segurança passivos, que funcionam sem que precisem ser acionados por dispositivos elétricos. Esses sistemas são as numerosas barreiras protetoras de concreto e aço, os edifícios de contenção, que protegem as usinas contra impactos externos tais quais terremotos, maremotos, inundações e explosões, ou aumento da pressão no interior da usina. No importante processo de treinamento para os profissionais das usinas, destaca-se o licenciamento dos Operadores das Salas de Controle. Eles recebem treinamento sistemático em sala de aula, na usina e em simulador. Além disso, precisam ser licenciados pela Comissão Nuclear de Energia Nuclear, CNEN. Os operadores de Angra 1 passam por um rigoroso treinamento realizado nos Estados Unidos e na Europa, onde utilizam simuladores compatíveis com a Sala de Controle da usina. A Eletronuclear possui em Mambucaba (município


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de Paraty) um simulador que é uma réplica da sala de controle de Angra 2. Lá, todos os operadores da usina são treinados, podendo-se reproduzir todas as situações que ocorrem durante o funcionamento normal da Usina ou em situações anormais e simular emergenciais. Operadores de diversos países têm sido treinados neste simulador. Para Angra 3, um simulador específico está em fase de especificação e compra.

Sala de controle da usina Angra 1

Além dos rígidos critérios adotados nas fases de projeto e de operação, há um plano de emergência que abrange uma área com raio de quinze quilômetros em torno da CNAAA. Esse plano, que envolve, além da Eletronuclear, os órgãos da Defesa Civil, a CNEN, o Exército, a Marinha, a Aeronáutica e diversas empresas de prestação de serviços, contempla todas as medidas para proteção dos trabalhadores e da população no caso de um acidente nuclear, inclusive até a necessidade de evacuação ordenada. Por isso, periodicamente são feitos exercícios simulados para que se possa testar o seu funcionamento. Além dos processos de auto avaliação implementados pela Eletronuclear, as usinas são sistematicamente auditadas pelos órgãos reguladores nacionais - a CNEN mantem profissionais residentes que têm acesso a todos as atividades e documentos – e são avaliadas periodicamente por organismos internacionais, como a Agência Internacional de Energia Atômica, IAEA, e a Associação Mundial de Operadores Nucleares, WANO (World Association of Nuclear Operators). As usinas também travam um intenso intercâmbio com outros organismos nacionais e internacionais na busca da melhoria contínua.


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1. Tecnologia usada As Usinas de Angra operam com um reator do tipo PWR (pressurized water reactor), reator de água pressurizada, utilizado em mais que 60% das usinas nucleares do mundo. O reator PWR é projetado para ter características de autorregulação, isto é, com o aumento de temperatura há uma diminuição de potência, exatamente para funcionar como freio automático contra aumentos repentinos de potência.

Circuitos de água de uma usina PWR

A fissão dos átomos de urânio dentro das varetas do elemento combustível aquece a água que passa pelo reator. O gerador de vapor realiza uma troca de calor entre as águas deste primeiro circuito e a do circuito secundário, que são independentes entre si. Com essa troca de calor, a água do circuito secundário se transforma em vapor e movimenta a turbina que, por sua vez, aciona o gerador elétrico. Esse vapor, depois de mover a turbina, passa pelo condensador, é refrigerado pela água do mar, trazida por um terceiro circuito independente. A existência desses três circuitos impede o contato da água que passa pelo reator com as demais. Além disso, essa tecnologia permite que, em caso de perda total de abastecimento elétrico externo para seus equipamentos, opere em circulação natural. Nesta condição, a água do sistema primário, que resfria o reator, circula naturalmente por diferença de densidade, sem a necessidade de acionamento por bombas. Essa condição pode assim permanecer por algum tempo, propiciando mais tempo para o restabelecimento do suprimento elétrico externo sem comprometer a integridade do núcleo do reator.


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2. Segurança no Projeto

No projeto de uma central nuclear, a concentração e foco da engenharia na segurança são fundamentais. Tem-se como meta deste esforço satisfazer o objetivo principal que é proteger os indivíduos, a sociedade e o meio ambiente contra o risco radiológico. Este objetivo é atingido com a adoção de medidas em diferentes níveis, no projeto, fabricação, construção e operação como detalhado a seguir.

Prevenção: Condições de acidente são evitadas mediante a observância rigorosa dos requisitos de projeto, fabricação e operação especificados para aumentar a segurança tais como:

- Margens de segurança adequadas no projeto de sistemas e componentes da central nuclear;

- Seleção cuidadosa dos materiais, juntamente com ensaios abrangentes (ex.: testes não destrutivos e de integridade) dos mesmos;

- Garantia da qualidade abrangente durante a fabricação, a montagem e o comissionamento;

- Controle repetido e independente do nível de qualidade alcançado;

- Supervisão da qualidade ao longo da vida útil da central mediante inspeções periódicas de rotina;

- Facilidade de manutenção de sistemas e componentes da central nuclear;

- Monitoração confiável das condições operacionais;

- Registro, avaliação e utilização das experiências adquiridas durante a operação – na própria usina e na indústria como um todo - com o fim de aprimorar a segurança;

- Treinamento rigoroso e abrangente do pessoal de operação.

Ações Corretivas: A indicação e registro de falhas diretamente na sala de controle possibilitam que as funções de controle de processo sejam atuadas pelo pessoal de operação. A fim de minimizar o recurso às ações manuais, existem sistemas de limitação, além dos sistemas de controle, que iniciam contramedidas corretivas em situações anormais no sentido de retorno à condição normal de operação.

Controle de Acidentes: Apesar das precauções tomadas para evitar acidentes, postula-se, quando os sistemas são dimensionados, que ocorrerão eventos anormais improváveis, chamados "acidentes básicos de projeto" durante a vida útil da central nuclear. Os


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acidentes postulados que a central deve ser capaz de suportar e que devem ser controlados são:

- Acidentes originados no interior da central, tais como ruptura de uma tubulação principal de refrigerante, de vapor principal ou de água de alimentação, falha do sistema de controle do reator, e

- Acidentes devido a impactos externos: terremoto, onda de pressão devido a explosão.

Considerar como condições de projeto a ocorrência de acidentes e os meios para controlá-los é uma característica do projeto de centrais nucleares que excede à prática usual da indústria comercial e que, em contrapartida, confere à indústria nuclear um grau de segurança muito acima do usual na indústria convencional.

Com esta finalidade específica, são dimensionados dispositivos de segurança descritos a seguir.

Barreiras Passivas: A contenção segura da radioatividade produzida na fissão nuclear é obtida mediante uma série de barreiras que agem para proporcionar "defesa em profundidade".

A barreira mais interna dos produtos de fissão é o combustível, ou seja, o próprio dióxido de urânio. Na sua maior parte, os produtos de fissão ocupam posições vazias na estrutura cristalina da pastilha onde são retidos. Apenas uma pequena fração dos produtos de fissão voláteis e gasosos é capaz de escapar da estrutura do combustível.

Para impedir que esta parcela atinja o refrigerante, as pastilhas são colocadas dentro de tubos de revestimento estanques

O sistema de refrigeração do reator se apresenta como mais uma barreira estanque e evita liberação de radioatividade para dentro da esfera de contenção.

Esquema das barreiras físicas que compõem a defesa em profundidade


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A fim de impedir a liberação não controlada de radioatividade para o meio ambiente na hipótese de vazamentos postulados no sistema de refrigeração do reator, este está fechado dentro de uma esfera de contenção estanque de aço.

Para proteger a contenção contra impactos externos, por exemplo ondas de pressão resultantes de explosões, dispõe-se do prédio do reator, em concreto, como última barreira.

Dispositivos de Segurança Ativos: A eficácia das barreiras precisa ser mantida não só durante a operação normal e sob condições anormais, mas também na hipótese de acidentes postulados, de modo que a proteção do meio ambiente e do pessoal de operação esteja assegurada sob todas as circunstâncias.

Para controlar estes acidentes básicos de projeto, sistemas de segurança ativos que têm sua ação coordenada pelo sistema de proteção do reator.

O sistema de proteção do reator monitora continuamente as principais variáveis de processo da central e inicia contramedidas de segurança sempre que forem iminentes condições de risco.

O sistema de desligamento rápido do reator utiliza barras de controle absorvedoras de neutrons, sustentadas magneticamente em posição retirada fora do núcleo durante a operação em potência. Além disso, existe um segundo sistema diverso de desligamento, capaz de desligar o reator mediante injeção de solução de ácido bórico, absorvedor de neutrons, no refrigerante.

O sistema de isolamento da contenção veda a mesma contra a atmosfera externa, no decorrer de acidentes durante os quais se espera a presença de radioatividade dentro da contenção. Todas as tubulações que penetram através da parede de contenção (salvo aquelas utilizadas por sistemas que controlam e mitigam o acidente) são bloqueadas por, pelo menos, duas válvulas de isolamento montadas em série.

O sistema de remoção de calor residual assume a tarefa de refrigerar o núcleo do reator também na hipótese de um acidente com perda de refrigerante. Bombas de injeção de segurança de alta pressão são capazes de compensar pequenas perdas de refrigerante. As bombas de remoção de calor residual, de baixa pressão, compensam perdas maiores e removem a longo prazo o calor residual gerado no reator desligado.

Se o sistema secundário, ou seja, o circuito água/vapor da turbina for afetado por um acidente com falha do sistema operacional normal de suprimento de água de alimentação, o sistema de água de alimentação de emergência garantirá o suprimento continuado dos geradores de vapor.


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O sistema de suprimento de energia elétrica de emergência garante o abastecimento dos sistemas relacionados com a segurança se o conjunto turbogerador cessar de gerar a demanda interna de energia da central durante um acidente e a rede externa de energia elétrica não mais estiver disponível.

Princípios de projeto para os sistemas de segurança

Para assegurar a alta confiabilidade dos sistemas de segurança, são observados os seguintes princípios de projeto:

Redundância

As consequências de falhas simples aleatórias são controladas mediante aplicação do princípio de redundância.

Redundância significa que componentes e sistemas importantes são instalados em número maior do que seria necessário para cumprir suas funções. Um exemplo é do tipo "2 entre 4" (ou "4 x 50%"). Isto significa que, se funcionarem pelo menos 2 dos 4 subsistemas disponíveis, quando necessário, o sistema de refrigeração de emergência do núcleo será ainda capaz de desempenhar a sua função de segurança.

Nas considerações a respeito da redundância supõe-se que, por ocasião do acidente hipotético:

Um subsistema esteja paralisado para manutenção ou reparo

Outro subsistema falhe

Os subsistemas remanescentes deverão ser capazes de atender às condições anormais, de modo que o sistema global deverá ser pelo menos do tipo 3 x 100%. Com o projeto de 4 circuitos usado para o reator de 1300 MW (Angra 2 e Angra 3), a subdivisão dos sistemas de segurança em troncos de 4 x 50% é mais conveniente.

Diversidade

Evitam-se falhas de modo comum, tais como erros de fabricação, em áreas específicas do sistema de proteção do reator mediante aplicação do princípio da diversidade. Diversidade implica na utilização de diferentes grandezas físicas de medida ou na utilização de equipamentos de fabricantes diferentes para cumprir uma mesma finalidade.

Separação Física

Para protegê-los contra falhas que possam afetar os sistemas adjacentes, os subsistemas redundantes são separados fisicamente entre si. Assim, a ocorrência de danos como


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incêndios, inundações decorrentes, por exemplo, de rupturas de tubulações, ficarão sempre restritos a uma redundância não comprometendo a função do sistema.

Princípio "Fail-Safe" (falha no modo seguro)

Em certos casos, a aplicação do princípio "fail-safe" proporciona proteção adicional. Sempre que possível, os sistemas de segurança são projetados de tal maneira que falhas nos próprios sistemas ou no suprimento de energia elétrica, iniciem ações direcionadas para o lado seguro. Por exemplo, as barras de controle caem desligando o reator no caso de falta de energia interna da usina.

Automação

Ações para controle de ocorrências anormais são iniciadas automaticamente, não se contando com a atenção e a capacidade de tomada de decisões corretas por parte da equipe de operação. Em Angra 2 e Angra 3, por exemplo, a fim de minimizar a probabilidade de decisões incorretas tomadas sob pressão nos primeiros minutos após o início da ocorrência, todas as funções essenciais de segurança são operadas automaticamente desde o início do incidente até o mínimo 30 minutos após, ficando desnecessárias as ações manuais.

O atendimento a requisitos de qualidade rigorosos confere ao projeto da Usina alto grau de confiabilidade, proporcionando operação contínua e segura.

Os dispositivos de segurança incorporados ao projeto asseguram a possibilidade de controle de acidentes cuja ocorrência, embora extremamente improvável, é postulada como base de projeto. Princípios de segurança em nível internacional permeiam todo o projeto.

Desta forma, pode-se afirmar que a operação das usinas nucleares brasileiras é segura e que a probabilidade de ocorrência de um acidente com consequência para o meio ambiente é extremamente reduzida em comparação com outras atividades industriais convencionais.

Terremotos Construídas numa região com probabilidade muito baixa de ocorrência de eventos sísmicos, as usinas de Angra foram projetadas para resistir a terremotos. Diversos sistemas garantem, de forma segura, o desligamento das usinas após qualquer abalo que atinja as especificações consideradas no seu projeto.


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Esse projeto se baseia em normas de segurança internacionais, que consideram uma aceleração horizontal na rocha de 0.10 g (aceleração da gravidade, 10 m/s2). Especialistas da PUC/RJ e do Instituto de Astronomia e Geofísica da USP (IAG/USP) estimam que a probabilidade de ocorrência de um abalo dessa proporção nas proximidades da Central Nuclear é de uma a cada 50 mil anos. A CNAAA possui uma Estação Sismográfica equipada com aparelhos modernos que monitoram, identificam e analisam os eventos sísmicos locais e regionais. Essa Estação é operada, desde 2002, pelo pessoal do IAG-USP e monitora continuamente qualquer vibração no sítio das usinas e registra todos os eventos. Ela permite determinar o epicentro, a magnitude e as demais características de qualquer evento sísmico, além de indicar o nível de aceleração na região da Central Nuclear. Esses registros, aliados aos catálogos sísmicos disponíveis, confirmam a baixa sismicidade da região de Angra. Além disso, cada usina possui instrumentação sísmica própria e independente para monitoramento dessas acelerações. Caso ocorra um abalo, que ultrapasse 10% das acelerações estimadas no projeto, um alarme é disparado na sala de controle onde sua intensidade pode ser identificada imediatamente. Nesse caso, os valores de aceleração são analisados para calcular seu impacto na Usina. Se as acelerações atingirem 50% dos valores de projeto, a Usina deve ser inspecionada para verificar a existência de algum dano. O maior terremoto registrado na região Sudeste, nas últimas décadas, ocorreu em 22 de abril de 2008, atingiu 5,2 graus na escala Richter e teve seu epicentro no Oceano Atlântico, a 215 km da cidade de São Vicente, no litoral paulista, e a 315 km da Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto (CNAAA). O nível das acelerações registrado na Estação Sismográfica de Angra dos Reis foi de 0,0017 g, (2% do valor de projeto), e inferior ao nível mínimo acima do qual passaria a ser registrado na instrumentação sísmica das próprias usinas (0,01 g). Três fatores são determinantes para medir a intensidade local de um evento sísmico: a magnitude do terremoto, a distância em relação ao epicentro e a profundidade em que ocorre o abalo. Por exemplo, um terremoto de magnitude 4 na escala Richter, com o epicentro no local das usinas, não provocaria acelerações superiores às previstas no projeto. Para tanto, seria necessário que ocorresse um abalo de magnitude 5 a menos de 12 km; ou um terremoto de magnitude 6 a menos de 37 km da Central Nuclear.


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Contenção contra movimentos do mar A possibilidade de um tsunami (maremoto) atingir o litoral brasileiro na região Sudeste é mínima. Um evento desta natureza é provocado na maioria das vezes em decorrência de um abalo sísmico de grande magnitude (superior a 7.0) no mar, em que o foco esteja pouco profundo e em regiões de borda de placas tectônicas que se movem uma em direção à outra, gerando ondas que podem alcançar grande amplitude nas regiões costeiras próximas. Este fenômeno é o que ocorreu em várias ocasiões no Pacífico e no episódio do Japão de 11 de março de 2011. A região Sudeste do litoral brasileiro está situada na placa tectônica Sul-Americana, que se afasta da placa tectônica Africana. Portanto, no oceano Atlântico Sul, não existem as condições necessárias para gerar os tsunamis (maremotos).

Consideração de Terremotos e de Movimentos de Mar no Projeto das Usinas de Angra

Projeto toma por base os registros históricos de ocorrência de sismos (área de interesse ~300km em torno da instalação)

Principais terremotos

•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 na área de interesse aplicado ao local da instalação 0,067g de aceleração na superfície da rocha:

Consideração de Terremotos e de Movimentos de Mar no Projeto das Usinas de Angra

Projeto toma por base os registros históricos de ocorrência de sismos (área de interesse ~300km em torno da instalação)

Principais terremotos

•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 na área de interesse aplicado ao local da instalação aceleração na superfície da rocha: 0,067g de


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O molhe construído à frente da CNAAA contem ondas até 4m.

Condições para Ocorrência de Tsunamis

Tsunamis:

- terremotos de magnitude superior a grau 7;

- ocorrência no mar, profundidades inferiores a 100km;

- regiões de borda de placas tectônicas com movimento de sobreposição

Possibilidade mínima de tsunamis no Brasil

- costa brasileira distante de bordas de placas tectônicas;

- placas tectônicas no Atlântico Sul em movimento de afastamento

Proteção contra Movimentos de Mar

MOLHE DE PROTEÇÃO

ondas de 4m

+ 6,38m

+ 8,00m

+ 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


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4. Geração de Energia Nuclear Os átomos de Urânio apresentam a propriedade de, através de reações nucleares – a fissão nuclear -, transformar massa em energia. A fissão do átomo de urânio é a técnica empregada para a geração de eletricidade em usinas nucleares. Existem mais de 440 usinas nucleares em todo o mundo, que contribuem com aproximadamente 17% de toda energia eltrétrica gerada no planeta.

A fissão dos átomos de urânio dentro das varetas do elemento combustível aquece a água que passa pelo reator. Numa usina tipo PWR, como as de Angra, o gerador de vapor realiza uma troca de calor entre as águas deste primeiro circuito e a do circuito secundário, que são independentes entre si. Com essa troca de calor, a água do circuito secundário se transforma em vapor e movimenta a turbina que, por sua vez, aciona o gerador elétrico. Esse vapor, depois de mover a turbina, passa por um condensador, onde é refrigerado pela água do mar, trazida por um terceiro circuito independente. A existência desses três circuitos impede o contato da água que passa pelo reator com as demais. Cerca de 95% das substâncias radioativas de uma usina nuclear são geradas no núcleo do reator durante o funcionamento deste, quando da fissão nuclear do combustível. O próprio combustível funciona como barreira interna, pois a maior parte dos produtos que se originam da fissão dos núcleos de urânio fica retida nas posições vazias da estrutura cristalina da matriz cerâmica do UO2. Apenas uma pequena fração dos segmentos de fissão voláteis e gasosos

Fissão Nuclear

Nêutron Térmico

Núcleo do Urânio 235

Núcleo doUrânio 235

NêutronsRápidos (de 2 a 3)

ex.: Xenônio, Iodo

Energia Cinética

Energia Cinética

Produtos de Fissão

Moderação

ABSORÇÃO

NOVA FISSÃO

Moderação

•Materiais estruturais

•Barras de controle


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consegue escapar da estrutura do combustível. Para reter essa fração, as pastilhas de dióxido de urânio são colocadas no interior de tubos revestidos por uma liga especial, chamada Zircaloy. Os tubos são selados com solda estanque a gás. Na eventualidade de microfissuras em algumas varetas do elemento combustível, existem sistemas de purificação e desgaseificação dimensionados para o reator continuar operando com segurança. O sistema de refrigeração do reator funciona como uma barreira estanque, evitando a liberação de substâncias radioativas.


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5. Prédios de Contenção (Vasos de Contenção) Para a remota possibilidade de o sistema de refrigeração permitir a liberação não controlada de substâncias radioativas, o reator é envolvido por um edifício de aço estanque, denominado Prédio de Contenção. Tal barreira é projetada para evitar qualquer liberação de radioatividade no caso do mais sério acidente de falha da refrigeração do núcleo do reator, em que se assume a ruptura total da tubulação do sistema de refrigeração do reator, com toda a água de refrigeração sendo descarregada e retida dentro do Prédio de Contenção. Essa estrutura de contenção de aço especial está protegida de impactos externos por um edifício de paredes de concreto armado. Durante a operação normal da usina, a pressão no lado de dentro do edifício do reator é mantida abaixo da pressão atmosférica externa, exatamente para impedir que produtos radioativos possam escapar do interior da Usina para o meio ambiente. Todas essas barreiras são devidamente testadas durante a construção e a montagem da Usina e suas integridades verificadas ao decorrer da operação da mesma. Estruturas dos Prédios de Contenção das usinas Angra 1, Angra 2 e Angra 3: - Angra 1 – A estrutura externa de concreto do envoltório de

contenção está assentada diretamente na rocha, a uma profundidade aproximada de 10m abaixo do nível do mar. Sua forma é cilíndrica com tampo em calota esférica e com as seguintes características: altura de 58m acima do nível do solo, diâmetro interno de 35m e espessura de parede de 75cm. A forma da estrutura interna do envoltório de contenção é cilíndrica com tampo em calota esférica e com as seguintes características: a parte cilíndrica tem uma espessura média de 38mm, diâmetro de 32 metros e altura da estrutura de 70 metros.

- Angra 2 – A estrutura de concreto do envoltório de contenção é de

forma cilíndrica com uma cúpula hemisférica, com as seguintes dimensões aproximadas: diâmetro interno de 60m, espessura de 60cm e altura de 60m. Essa estrutura está assentada em cerca de 200 estacas, atingindo até uma profundidade de 40m abaixo do nível do mar. A estrutura de aço é uma esfera que envolve o reator nuclear e as piscinas de elementos combustíveis. As dimensões do envoltório de contenção, de estrutura metálica, são as seguintes: diâmetro interno de 56m, espessura de 30mm e peso de 2.600 toneladas.


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- Angra 3 – Estruturas semelhantes às de Angra 2.

Estruturas de contenção – modelo de Angra 2 e Angra 3

As usinas nucleares de Angra dos Reis foram projetadas para resistir a vários tipos de acidentes. Entre os acidentes externos postulados consideram-se o maior terremoto que poderia ocorrer no sítio e o efeito da explosão de um caminhão carregado de TNT em estrada próxima. Os prédios de contenção onde ficam os reatores nucleares têm barreiras de concreto e de aço dimensionadas para resistir a esses tipos de evento. Pode-se verificar que, mesmo não sendo necessária a consideração de queda de avião no projeto por causa da baixa probabilidade de ocorrência desse evento, as usinas poderiam resistir até ao impacto de um grande avião em velocidade de pouso ou decolagem, sem que as barreiras de segurança fossem inteiramente rompidas. Um impacto dessa natureza teria uma probabilidade muito pequena de comprometer a segurança da Usina, da população e do meio ambiente.


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6. Resíduos Radioativos A Eletronuclear tem como missão estatutária o projeto, a construção e a operação de usinas nucleoelétricas, cujas responsabilidades incluem a guarda segura dos materiais radioativos gerados em suas instalações, protegendo os trabalhadores, o público e o meio ambiente dos efeitos nocivos da radiação, até a sua disposição final em instalações projetadas para o armazenamento de longo prazo ou definitivo, cuja responsabilidade legal de implantação e operação é da CNEN. Atualmente existem tecnologias seguras para o gerenciamento de rejeitos de média e baixa atividades, desde sua coleta até o armazenamento nos depósitos iniciais. Os rejeitos sólidos de baixa e média atividades são acondicionados em embalagens metálicas, testadas e qualificadas pela CNEN e transferidos para o depósito inicial, construído no próprio sítio da CNAAA. Esse depósito é permanentemente controlado e fiscalizado por técnicos de proteção radiológica e especialistas em segurança da Eletronuclear. Já os elementos combustíveis de alta atividade são colocados dentro de uma piscina contendo um sistema de resfriamento no interior das usinas, este é considerado um depósito intermediário de longa duração, cercado de todos os requisitos de segurança exigidos internacionalmente. O Brasil é signatário da Convenção Internacional para Gerenciamento Seguro de Rejeitos Radioativos e Combustível Usado, sendo periodicamente auditado pela Agência Internacional de Energia Atômica – AIEA com base em relatório que periodicamente é encaminhado a essa organização. O nível de radiação é mantido dentro dos padrões nacionais e internacionais que garantem a proteção dos trabalhadores, da população e do meio ambiente. Para tanto, a Eletronuclear faz medições constantes nos arredores dos depósitos iniciais e os resultados são avaliados periodicamente pela CNEN e por organismos internacionais. Dessa forma, a probabilidade de ocorrência de um acidente é muito remota, devido, primeiramente, à maneira de acondicionamento do rejeito. O rejeito é sólido ou solidificado e armazenado em recipientes qualificados pela CNEN, que exige, por normas, um alto grau de segurança. Além disso, as embalagens contendo rejeitos são estocadas em depósito confinado, impedindo sua dispersão para o meio ambiente.


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Todavia, há um plano de emergência a ser executado para assegurar a proteção da população que vive próximo às usinas, em caso de qualquer situação que ofereça risco radiológico. Todos os resíduos são produzidos durante o processo normal de operação das usinas nucleares, com ênfase nas paradas, quando as usinas se encontram desligadas para recarregamento e manutenção. Os rejeitos de alta radioatividade (combustível usado, que só se torna rejeito quando desmontado ou se torna inexplorável), são produzidos apenas quando há troca de elementos combustíveis. A CNAAA possui três depósitos iniciais de rejeitos de baixa e média atividades (Depósitos 1, 2 e 3), devidamente licenciados pelo IBAMA e pela CNEN, que compõem seu Centro de Gerenciamento de Rejeitos – CGR, localizado no próprio sítio da Central Nuclear. Esses depósitos têm capacidade suficiente para armazenar de forma segura, ou seja, isolados do público e do meio ambiente, todos os rejeitos de baixa e média atividades produzidos pela operação e manutenção das usinas Angra 1, Angra 2 e Angra 3 até 2020. Os custos associados ao gerenciamento inicial desses rejeitos estão incluídos nos de Operação e Manutenção (O&M) das três usinas. Devido à troca dos Geradores de Vapor de Angra 1, foi construído também na própria CNAAA o Depósito Inicial dos Geradores de Vapor (DIGV), onde estão estocados os dois geradores que foram substituídos. Esse mesmo depósito receberá a cabeça do reator de Angra 1 que será trocada nos próximos anos. Angra 1 – O combustível usado é armazenado numa piscina que está localizada no edifício do combustível na própria Usina. Os rejeitos radioativos de média e baixa atividades estão sendo armazenados nos Depósitos Iniciais do CGR. Angra 2 – O combustível usado é armazenado numa piscina que está localizada no edifício do reator na própria Usina. Atualmente, os rejeitos de média e baixa atividades gerados por Angra 2 estão armazenados em local específico no interior da Usina. Devido ao pequeno volume gerado por Angra 2, ainda não há necessidade da remoção desses rejeitos para as unidades do CGR. Angra 3 – O gerenciamento inicial dos rejeitos radioativos gerados pela Usina Angra 3 será da mesma forma que Angra 2, devido à similaridade do projeto conceitual existente entre ambas. O processo utilizado para o seu tratamento será a solidificação com a utilização de betume, com prévia estocagem dentro da própria Usina nos


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primeiros anos de operação e posterior transferência para o CGR e, no futuro, para um depósito definitivo. A fiscalização de material radioativo é atribuição da CNEN, a qual realiza inspeções periódicas. A cada inspeção é emitido um documento atestando a condição de armazenagem.


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7. Monitoração Ambiental Permanente Antes da entrada em operação da primeira usina nuclear brasileira, Angra 1, em 1985, o Laboratório de Monitoração Ambiental da Eletrobras Eletronuclear mediu os níveis de radioatividade natural (a natureza nos submete a um inevitável grau de radiação) e realizou estudos populacionais dos seres vivos - flora e fauna - na área de influência da Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto. Os resultados desses estudos permitem a comparação com dados obtidos, hoje, em amostras regularmente coletadas de água do mar, da chuva e de superfície, de areia da praia, algas, peixes, leite, pasto e do ar. Esse trabalho constatou que o funcionamento das usinas de Angra, em mais de vinte e cinco anos, não causou nenhum impacto significativo no meio ambiente. Uma equipe de biólogos, físicos e químicos, altamente especializada, executa programas contínuos de monitoração ambiental e envia os resultados para os órgãos fiscalizadores nacionais e internacionais. O controle de qualidade das análises é realizado através de programas de intercomparação mantidos pela Agência Internacional de Energia Atômica e pelo Instituto de Radioproteção e Dosimetria, da Comissão Nacional de Energia Nuclear.

Um dos centros de análise do

Laboratório de Monitoramento Ambiental da CNAAA


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8. Proteção Física O conceito de proteção física do local das usinas envolve medidas de proteção de fora para dentro, medidas estas que vão se tornando mais rigorosas quanto mais próximas das usinas. A proteção física das instalações nucleares é um dos componentes fundamentais da segurança integrada de uma usina nuclear. Instalações e procedimentos têm que ser seguidos. A central Nuclear Almirante Álvaro Alberto é dotado de equipes e medidas para proteção física, quais sejam: - Existência de cercas concêntricas monitoradas, a externa cercando

o sítio e a interna, dupla, cercando as usinas; - Corpo de guarda; - Guaritas em sequência (externa e interna e de acesso às usinas); - Sistema de circuito fechado de televisão e sistema de alarme para

abertura das portas dos depósitos; - Procedimentos severos de conduta nas áreas das usinas; - Identificação diversificada para trabalhadores da Eletronuclear e

contratados, de acordo com seus graus de ação e preparação; e - Treinamento específico pata todos os trabalhadores.


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9. Plano de Emergência Usinas como Angra 1 e Angra 2 são projetadas, construídas e operadas com barreiras de proteção sucessivas e preparadas para resistir a um acidente mais sério. Além disso, um plano de emergência foi elaborado para, preventivamente atuar e orientar os trabalhadores e a população que mora nas proximidades da Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto. Plano de Emergência Local - PEL – O PEL tem como objetivo proteger a saúde e garantir a segurança dos trabalhadores das usinas e do público em geral presente na Área de Propriedade da Eletronuclear em qualquer situação de emergência radiológica em Angra 1 e/ou Angra 2. O PEL abrange toda a área da CNAAA, a Vila Residencial de Praia Brava e a região de Piraquara de Fora. Esse plano contempla, ainda, o apoio a ser prestado à Defesa Civil do Estado do Rio de Janeiro e à CNEN na Zonas de Planejamento de Emergência (ZPR) ZPE-3 e na ZPE-5. Para testar e aprimorar a eficiência das equipes que, vinte e quatro horas por dia, sete dias por semana, respondem pela atuação inicial nas usinas dos Grupos e das Equipes de Emergência previstas no PEL, a Eletronuclear realiza dez exercícios anuais, sendo cinco por usina. Além desses exercícios simulados, os Grupos e as Equipes de Emergência participam, ainda, dos Exercícios de Emergência Parcial e dos Exercícios de Emergência Geral em conjunto com os diversos órgãos dos diferentes níveis de governo diretamente envolvidos no Plano de Emergência Externo do Rio de Janeiro. Plano de Emergência Externo –PEE – O PEE tem sido aprimorado desde sua primeira edição, em 1978, sendo que, em 1994, então sob a coordenação da Subsecretaria de Defesa Civil do Estado do Rio de Janeiro e já intitulado Plano de Emergência Externo do Estado do Rio de Janeiro (PEE/RJ) (Anexo 1), passou a considerar, de forma plena, a atuação de órgãos sediados efetivamente na região de Angra dos Reis, principalmente a Defesa Civil desse município. No PEE/RJ constam ações específicas a serem implementadas nas Zonas de Planejamento de Emergência – ZPE -, que são áreas vizinhas à CNAAA, delimitadas por círculos, com raios, respectivamente, de 3 km, 5 km, 10 km e 15 km, centrados no Edifício do Reator de Angra 1. Essas áreas são nominadas ZPE-3, ZPE-5, ZPE-10 e ZPE-15. Existe um modelo internacional de classificação e comunicação de emergências ao órgão regulador e às demais autoridades, que prevê


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ações sempre preventivas e antecipatórias. O modelo pressupõe quatro etapas possíveis de evolução dos eventos em função do possível grau de impacto. Vão desde as mais simples, sem nenhum reflexo sobre a saúde e a segurança da população, até as mais sérias, que podem ter como consequência a liberação de material radioativo para o meio ambiente. O PEE/RJ da CNAAA é acionado gradativamente, conforme as etapas escritas a seguir: 1) Evento Não Usual (ENU) – é uma condição anormal na Usina sem nenhuma possibilidade de liberação de material radioativo para o meio ambiente. 2) Alerta – indicação de real ou provável degradação nos níveis de segurança. Neste caso são ativados os Centros de Emergência internos das usinas e os externos, em Angra dos Reis, Rio de Janeiro e Brasília, sem a necessidade de ações de evacuação dos trabalhadores nem da população. Em casos de Alerta e ENU não está prevista qualquer ação junto à população. 3) Emergência de Área – indicação de real ou possível falha nas funções de segurança; não há indicação de falha iminente do núcleo do reator. Os trabalhadores não envolvidos com a emergência são retirados das usinas, conforme estabelece o Plano de Emergência Local (PEL). 4) Emergência Geral – indicação de real ou possível liberação de material radioativo; indicação de degradação iminente ou real do núcleo do reator. A população da ZPE-3 será evacuada para a ZPE-5 e, no caso de um agravamento, a população da ZPE-5 será removida para a ZPE-10. A população será orientada pela Defesa Civil, que tem destacamentos a leste e oeste da CNAAA, através das 8 sirenes instaladas nas ZPEs 3 e 5. O Plano de Emergência Externo do Estado do Rio de Janeiro estabelece a remoção da população terrestre que não possui meios próprios, por meio de ônibus da Eletronuclear e das empresas concessionárias de transporte da região. Os abrigos serão escolas municipais e estaduais predefinidas no plano. Os ilhéus serão removidos pelo 1º Distrito Naval e serão abrigados no Colégio Naval de Angra dos Reis. A cada dois anos são realizados exercícios simulados com a participação voluntária de parte da população e de todos os órgãos envolvidos na resposta a uma situação de emergência na CNAAA. Outros testes de equipamento e equipes são realizados continuamente, mas sem a movimentação da população.


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10. Cultura de Segurança

O programa de Cultura de Segurança desenvolvido pela Eletrobras Eletronuclear teve diversas iniciativas pioneiras na indústria mundial, contou com a consultoria da Agência Internacional de Energia Atômica e tornou-se uma referência na área de segurança para empresas que operam usinas nucleares.

Por ocasião da sua fundação, em 1º de agosto de 1997, a Diretoria da Eletrobras Eletronuclear implementou, de imediato, uma Política de Segurança a ser seguida por tôda a empresa. Em 07 de dezembro de 2004 aprovou uma revisão desta, agora denominada Política de Gestão Integrada da Segurança, visando uma ampla integração de tôdas as suas ações de segurança, conforme a seguir:

“Política de Gestão Integrada da Segurança

A Eletrobras Eletronuclear tem o compromisso de gerar energia elétrica limpa e com elevados padrões de segurança. Para tal, é fundamental o comprometimento de sua força de trabalho em conduzir todas as atividades relacionadas à segurança de forma integrada, privilegiando a Segurança Nuclear, que inclui a Garantia da Qualidade e o Meio Ambiente, bem como a Segurança do Trabalho, a Saúde Ocupacional e a Proteção Física. Os seguintes princípios devem ser considerados:

1. A Segurança Nuclear é prioritária e precede a produtividade e a economia, não devendo nunca ser comprometida por qualquer razão;

2. Os requisitos legais e outros requisitos relativos aos vários aspectos da segurança integrada deverão ser atendidos;

3. O treinamento para qualificação dos empregados e prestadores de serviço deverá assegurar os conhecimentos relativos aos diversos aspectos da segurança integrada necessários à execução adequada de seus trabalhos;

4. A saúde e a segurança das pessoas, assim como os impactos ao meio ambiente, deverão ter seus riscos preventivamente minimizados ou eliminados;

5. Os processos de comunicação interna e externa da Empresa deverão ser transparentes e suficientes, de modo a permitir que qualquer condição insegura seja prontamente informada;

6. A Empresa deve buscar o contínuo aperfeiçoamento de suas práticas relacionadas com a Gestão Integrada da Segurança.”


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11. Licenciamento

O licenciamento de uma usina nuclear assegura que ela é projetada, construída e operada com a máxima segurança para os próprios trabalhadores, para a população e para o meio ambiente. No Brasil, as usinas nucleares são submetidas a dois tipos de licenciamentos: nuclear e ambiental.

A CNEN (Comissão Nacional de Energia Nuclear) é o órgão federal responsável pela emissão de licenças, autorizações e, também, por fiscalizar os aspectos radiológicos de Instalações Nucleares. Para tanto, a CNEN mantém profissionais residentes no local.

O processo de licenciamento nuclear compreende várias etapas, reguladas pela norma NE 1.04 Licenciamento de Instalações Nucleares (Anexo 2), nas quais a CNEN analisa e aprova a documentação pertinente. Após estes estudos, o órgão emite as seguintes licenças ou autorizações:

Aprovação do Local, Licença de Construção, Autorização para Utilização de Material Nuclear, Autorização para Operação Inicial e Autorização para Operação Permanente.

O IBAMA - Instituto Brasileiro do Meio Ambiente e dos Recursos Naturais Renováveis - é o órgão do Governo Federal responsável pelo licenciamento ambiental de empreendimentos industriais de grande porte. O licenciamento ambiental é uma obrigação prévia à instalação, previsto na Lei nº 6.938/81, que estabelece as diretrizes da Política Nacional de Meio Ambiente.

O processo de licenciamento ambiental possui três etapas distintas: Licenciamento Prévio, Licenciamento de Instalação e Licenciamento de Operação.

- Licença Prévia (LP) - solicitada na fase de planejamento da implantação, alteração ou ampliação do empreendimento.

- Licença de Instalação (LI) - autoriza o início da obra ou instalação do empreendimento.

- Licença de Operação (LO) - solicitada antes de o empreendimento entrar em operação. Sua concessão está condicionada ao cumprimento de todas as exigências e detalhes técnicos descritos no projeto aprovado.

O IBAMA durante o processo de licenciamento ouvirá, além da CNEN, os Órgãos Estaduais de Meio Ambiente envolvidos no licenciamento


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(OEMAs) e os Órgãos Federais de gestão do Patrimônio Histórico (IPHAN), das Comunidades Indígenas (FUNAI), de Comunidades Quilombolas (Fundação Palmares), entre outros.

Estágio dos licenciamentos ambiental e nuclear das usinas da CNAAA:

ANGRA 1: Foi licenciada pela CNEN conforme determinava a legislação à época antes da exigência legal de licenciamento ambiental pelo IBAMA. Angra 1 está em processo de adequação ao licenciamento ambiental com Plano de Controle Ambiental - PCA em análise no IBAMA. - Aprovação do Local– Ofício CNEN no 190/70 de 27/04/1970 - Autorização para Instalação– Portaria CNEN no 416 de 13/07/1970 - Licença de Construção: Ofício CNEN 82/74 de 02/05/74 - Autorização para Operação Permanente (AOP): Ofício CNEN no

124/10 de 09/08/2010 - PCA protocolado no IBAMA em 05/03/2009 ANGRA 2: Foi licenciada pela CNEN conforme determinava a legislação à época antes da exigência legal de licenciamento ambiental pelo IBAMA, possuindo a licença da CNEN (Autorização de Operação Inicial - AOI); e, quanto ao IBAMA, o mesmo emitiu o Despacho PROGE no 047/95 de 04/04/95 o qual informa que “...considerando que já foi deferida pela CNEN a Licença de Construção, a qual nos termos dos excertos acima transcritos foi considerada regularmente expedida, entendemos que a próxima Licença a ser expedida deverá ser a de Operação.”. Em 10/07/98 a Eletronuclear protocolou no IBAMA o EIA/RIMA de Angra 2, realizando Audiências Públicas em 10/10/98 e 16/01/99. Em 01/03/99 através do ofício no 334/99-IBAMA/DIRPED/PALA, o IBAMA informa que emitirá duas Licenças de Operação, uma autorizando apenas o Comissionamento da Usina; e, outra, autorizando a Operação Comercial da mesma. O IBAMA emitiu então em 29/07/99 a Licença de Operação somente para o Comissionamento, sendo então, a próxima licença a ser emitida a de Operação Comercial. Entretanto, foi assinado um TCAC pelo IBAMA, CNEN, PMAR, FEEMA (atual INEA), ANEEL e Eletronuclear, tendo o MPF como atestador do cumprimento de todas as cláusulas do TCAC, o que sustou a emissão da LO e da AOP. Apesar da Eletronuclear entender que foram cumpridas todas as cláusulas técnicas pela Eletronuclear, o que é reconhecido pela CNEN, IBAMA e demais instituições, tal não é o entendimento da 4a CCR – Câmara de Coordenação e Revisão do MPF, o que impede ao IBAMA e a CNEN de emitirem a LO e a AOP, respectivamente.


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- Autorização para Construção: Despacho PR-4840/74 de 03/06/74 (baseada na Exposição de Motivos no 300-MME publicado no DOU de 07/06/74

- Aprovação de Local: Ofício CNEN-DexI-of- no 110/76 de 22/11/76 - Licença de Construção: Resolução CNEN no 16/81 de 13/11/81 - Autorização de Operação Inicial (14ª Renovação): Portaria

CNEN/PR no 068/10 de 23/07/2010 - Licença de Operação no 047 de 29/07/1999, com vigência de 1

(um) ano, e renovada em 28/07/2000 por 3 meses. Esta licença foi emitida somente para a realização do Comissionamento da Usina.

ANGRA 3: Possui LP (60 Condicionantes) e LI (46 Condicionantes) em fase de atendimento. - Licença Prévia no 279 de 23/07/2008 - Licença de Instalação no 591 de 05/03/2009 (retificada em

02/12/2009 para inclusão na LI original da Condicionante no 2.46 - Implantar a Estrada Parque da Bocaina)

Aprovação do Local – Ofício CNEN/DEX-I no 19/80, de 14/04/80, Resolução CNEN nº 011/02, 19/09/2002 Licença de Construção - Resolução CNEN nº 077/10 de 25/05/2010


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12. Padrões de Segurança Nuclear adotados no Brasil O conjunto de leis e regulamentos estabelecidos no Brasil para as atividades nucleares para a geração de energia elétrica faz com que tenhamos altos padrões de segurança, correspondentes às melhores práticas da indústria mundial. Das normas da CNEN aplicadas às atividades desenvolvidas pela Eletrobras Eletronuclear, destacamos a CNEN-NE-1.26, Segurança na Operação de Usinas Nucleoelétricas, Anexo 3, e a CNEN-NE-1.21, Manutenção das Usinas Nucleoelétricas, Anexo 4, que cobrem desde o comissionamento das instalações até os procedimentos, modificações de projeto, proteção radiológica, garantia de qualidade e manutenção dos equipamentos e sistemas de segurança das usinas. O Brasil é signatário das seguintes Convenções Internacionais: - Convenção sobre a Responsabilidade Civil por Danos Nucleares

(Convenção de Viena)(1993) - Esta convenção trata da responsabilidade civil por danos causados pela radiação nuclear, independente se os países signatários já fazem parte de convenções correlatas ou possuam instalações nucleares em seus territórios.

- Convenção sobre a Proteção Física de Material Nuclear (1987) -

Estabelece medidas de prevenção, detecção e punição de forma a garantir que instalações e materiais nucleares tenham uso pacífico, bem como estabelece medidas de cooperação internacional para localizar e recuperar material nuclear roubado ou contrabandeado, atenuando as consequências radiológicas de uma possível sabotagem, bem como prevenindo e combatendo delitos correlatos.

- Convenção sobre Pronta Resposta a um Acidente Nuclear (1991) -

Esta Convenção tem por objetivo reforçar a cooperação internacional, a fim de fornecer informações relevantes sobre acidentes nucleares tão prontamente quanto necessário para que as conseqüências radiológicas transfronteiriças possam ser minimizadas.

- Convenção sobre assistência em caso de acidente nuclear ou

emergência radiológica (1991) - Esta convenção exige que os países signatários cooperem entre si e com a AIEA para facilitar a assistência imediata em caso de acidente nuclear ou emergência radiológica, de modo a minimizar as suas consequências e


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proteger a vida, a propriedade e o ambiente dos efeitos das emissões radioativas.

- Convenção sobre Segurança Nuclear (1997) - O objetivo desta

Convenção é comprometer juridicamente os países signatários que operam usinas nucleares para manter um nível elevado de segurança, definindo padrões de referência internacional a serem seguidos. Estas obrigações abrangem, por exemplo, localização, concepção, construção, operação, a disponibilidade de recursos financeiros e humanos, a avaliação e verificação da segurança, qualidade e logística para emergências.

- Convenção n. 115 da Organização Internacional do Trabalho

(1964) - Há mais de 20 anos, o trabalho da Organização Internacional do Trabalho, no campo da energia nuclear, se relaciona principalmente com a proteção dos trabalhadores contra os efeitos nocivos das radiações garantindo, mediante a adoção de um instrumento internacional, “que as pessoas atingidas por acidentes de trabalho causados pela radiação possam receber uma compensação".

- Convenção Conjunta sobre a Segurança da Gestão do Combustível

Irradiado e a Segurança da Gestão dos resíduos radioactivos (2006) - Os objetivos desta Convenção incluem o estabelecimento de uma legislação para reger a segurança do combustível irradiado e dos resíduos radioativos, bem como a obrigação de assegurar que os indivíduos, a sociedade e o ambiente sejam adequadamente protegidos contra os riscos radiológicos, com medidas que garantam a segurança das instalações, tanto durante o seu funcionamento quanto após o seu encerramento. Também impõem obrigações em relação ao movimento transfronteiriço de combustível irradiado e de resíduos radioativos.

Especificamente para a Convenção Internacional de Segurança Nuclear o Brasil prepara e envia os relatórios aos membros dessas convenções que são então rigorosamente escrutinados. Em abril, 2011, foi discutido e aprovado o último relatório brasileiro para a Convenção de Segurança. Como o objetivo desta Convenção é alcançar e manter o alto nível de segurança nuclear em todo o mundo, o quinto Relatório Nacional do Brasil atualiza a informação para o período de 2007/2009 para que possa ser discutido e avaliado pelos signatários. A emissão e coordenação do relatório nacional é responsabilidade da CNEN. No sumário executivo faz-se considerações sobre o grau de cumprimento das obrigações da Convenção sobre Segurança Nuclear pelo Brasil. As considerações apresentadas levam à conclusão de que o Brasil alcançou e vem


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mantendo um alto nível de segurança em suas centrais nucleares, implementando e mantendo defesas efetivas contra o potencial perigo radiológico a fim de proteger os indivíduos, a sociedade e o meio ambiente de possíveis efeitos da radiação ionizante, evitando acidentes nucleares com conseqüências radiológicas e mantendo-se preparado para agir efetivamente em uma situação de emergência. Conseqüentemente, o Brasil alcançou os objetivos da Convenção sobre Segurança Nuclear. O relatório compõe o Anexo 5. O último Relatório Brasileiro para a Convenção Internacional para Gerenciamento Seguro de Combustível Usado e Rejeitos Radioativos, relativo ao período 2005-2007 contém uma apresentação da política nuclear brasileira, o programa relacionado com a segurança nuclear e uma descrição das medidas tomadas pelo Brasil para implementar as obrigações de cada artigo da Convenção. As considerações finais apresentadas levam à conclusão de que o Brasil alcançou e vem mantendo um alto nível de segurança na gerência de combustíveis usados e de rejeitos radioativos em todas as suas atividades. Ações efetivas contra o potencial risco radiológico foram implementadas e mantidas a fim de proteger os indivíduos, a sociedade e o meio ambiente de possíveis efeitos da radiação ionizante, evitando acidentes nucleares com conseqüências radiológicas e mantendo-se preparado para agir efetivamente em uma situação de emergência. Consequentemente, o Brasil alcançou os objetivos da Convenção Conjunta sobre Segurança no Gerenciamento de Combustível Nuclear Usado e sobre Segurança no Gerenciamento de Rejeitos Radioativos. Ver o Relatório no Anexo 6. Além disso, a Eletronuclear é membro da Associação Mundial de Operadores Nucleares, WANO (World Association of Nuclear Operators), que congrega as principais operadoras de usinas nucleares do mundo. Essa associação tem um papel de auto regulamentação do setor, adicional à regulamentação nacional e internacional, buscando padrões uniformes de excelência entre todos os seus associados. As usinas de Angra são inspecionadas regularmente, por iniciativa própria, por técnicos da associação, e técnicos das nossas usinas compõem regularmente equipes de inspeção em outras usinas no mundo. O Brasil é membro da Agência Internacional de Energia Atômica - AIEA, órgão das Organizações das Nações Unidas – ONU, e tem nos requisitos e recomendações um padrão das melhores práticas na indústria Nuclear. A grande maioria das normas da CNEN e dos procedimentos da própria Eletronuclear são baseadas nos requisitos da AIEA, refletindo assim as melhores práticas internacionais. A Eletronuclear recebe, por iniciativa própria, revisões periódicas da


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segurança operacional, além de inúmeros cursos de treinamento e trocas de experiências, no compromisso da melhoria contínua de suas praticas operacionais e de projeto. Além disso, a Eletronuclear envia, com freqüência, seus técnicos para participar nas atividades internacionais da AIEA, inclusive como especialistas nas revisões de outras instalações nucleares.

SECRETARIA DE ESTADO DE SAÚDE E DEFESA CIVIL - SESDEC

SUBSECRETARIA DA DEFESA CIVIL – SUBSEDEC

SUPERINTENDÊNCIA OPERACIONAL – SUOP

DEPARTAMENTO GERAL DE DEFESA CIVIL – DGDEC

CENTRO ESTADUAL PARA GERENCIAMENTO DE UMA SITUAÇÃO DE EMERGÊNCIA - CESTGEN

PLANO DE EMERGÊNCIA EXTERNO DO

ESTADO DO RIO DE JANEIRO (PEE / RJ)

PARA CASO DE EMERGÊNCIA NUCLEAR NAS INSTALAÇÕES

DA CENTRAL NUCLEAR ALMIRANTE ÁLVARO ALBERTO (CNAAA)

A) PLANO DE EMERGÊNCIA EXTERNO PARA A CNAAA

B) DECRETO n.º 41.147 , DE 24 DE JANEIRO DE 2008

“ APROVAÇÃO DO PEE / RJ ”

C) DECRETO n.º 40.908, DE 17 DE AGOSTO DE 2007

“ORGANIZAÇÃO DO SISTEMA ESTADUAL DE DEFESA CIVIL – SIEDEC/RJ”

“A”

PLANO DE EMERGÊNCIA EXTERNO

PARA

CENTRAL NUCLEAR

ALMIRANTE ÁLVARO ALBERTO - CNAAA

ÍNDICE APRESENTAÇÃO..................................................................................................... 01 REFERÊNCIAS.......................................................................................................... 02 COMPOSIÇÃO DOS MEIOS...................................................................................... 03 INTRODUÇÃO........................................................................................................... 06 CAPÍTULO I – PREVENÇÃO..................................................................................... 07 I.1 – Avaliação dos Riscos............................................................................................... 07 I.1.1 - Estudo das ameaças...................................................................................... 07 I.1.2 - Estudo do grau de vulnerabilidade dos cenários........................................ 07 I.1.3 - Síntese Conclusiva......................................................................................... 08 I.1.3.1 - Zonas de Ações Preventivas....................................................................... 09 I.1.3.2 - Zonas de Controle Ambiental..................................................................... 09 I.1.3.3 - Zona de Acompanhamento Ambiental....................................................... 09 I.2 - Redução de Riscos............................................................................................ 10 I.2.1 - Medidas estruturais........................................................................................ 10 I.2.2 - Medidas não-estruturais................................................................................ 10 CAPÍTULO II – PREPARAÇÃO.................................................................................. 11 II.1 – Desenvolvimento Institucional....................................................................... 11 II.2 – Desenvolvimento de Recursos Humanos...................................................... 11 II.3 – Informação ao público..................................................................................... 11 II.4 – Desenvolvimento Científico e Tecnológico................................................... 12 II.5 – Mudança Cultural............................................................................................. 12 II.6 – Informações sobre Desastres......................................................................... 13 II.7 – Monitorização, Alerta e Alarme....................................................................... 13 II.8 – Mobilização...................................................................................................... 15 II.9 – Aparelhamento e Apoio Logístico.................................................................. 15 CAPÍTULO III – RESPOSTA...................................................................................... 16 III.1 – Fase de Socorro.............................................................................................. 16 III.1.1 – Pré – impacto............................................................................................... 16 III.1.2 – Impacto......................................................................................................... 17 III.1.3 – Limitação de Danos..................................................................................... 18 III.1.3.1. Missão.......................................................................................................... 19 III.1.3.2 – Execução................................................................................................... 20 III.2 – Assistência à População................................................................................ 35 III.3 – Reabilitação do Cenário................................................................................. 35 CAPÍTULO IV – RECONSTRUÇÃO........................................................................... 40 IV.1 – Reassentamento Temporário (Relocação).................................................... 40 IV.2 – Reassentamento Definitivo............................................................................ 40 IV.3 – Controle de Alimentos.................................................................................... 40 IV.4 – Recursos Financeiros.................................................................................... 40 CAPÍTULO V – ATRIBUIÇÕES DOS ÓRGÃOS ESTADUAIS................................... 42 CAPÍTULO VI – ATRIBUIÇÕES DOS ÓRGÃOS DE APOIO..................................... 45 CAPÍTULO VII – COMUNICAÇÕES........................................................................... 51 CAPÍTULO VIII – PRESCRIÇÕES DIVERSAS........................................................... 52 SIGLAS UTILIZADAS NO PEE 55

1

APRESENTAÇÃO

O presente documento constitui a 4ª(quarta) revisão do PLANO DE EMERGÊNCIA

EXTERNO DO ESTADO DO RIO DE JANEIRO (PEE/RJ) para atender a uma situação

de emergência nuclear na Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto (CNAAA), que a partir

da publicação do decreto passará a ser denominado PLANO DE EMERGÊNCIA

EXTERNO DO ESTADO DO RIO DE JANEIRO (PEE / RJ).

Esta revisão, conduzida pelo Departamento Geral de Defesa Civil – DGDEC e pelo

Centro Estadual para Gerenciamento de uma Situação de Emergência Nuclear –

CESTGEN ambos da Subsecretaria da Defesa Civil, da Secretaria de Estado da Saúde e

Defesa Civil – SESDEC do Estado do Rio de Janeiro, cumpre diretriz da Comissão de

Coordenação da Proteção ao Programa Nuclear Brasileiro (COPRON) que, em sua

reunião de 17 de junho de 1999, resolveu instituir o Comitê de Planejamento de Resposta

a Emergências Nucleares no Município de Angra dos Reis (COPREN/AR) e estabelecer a

revisão e atualização do planejamento de resposta a uma emergência nuclear na

Unidade 1 da CNAAA, de modo a corrigir as deficiências existentes e incorporar as ações

de resposta a uma emergência na Unidade 2.

É da competência do Sistema Nacional de Defesa Civil (SINDEC) o

desencadeamento de todas as ações e atividades de Defesa Civil, envolvidas no

presente planejamento, conforme previsto no Decreto Federal n.º 5.376 de 17 de

fevereiro de 2005.

Respeitadas as autonomias da União, do Estado e dos Municípios, este PEE / RJ

se consubstanciará numa conjugação de esforços dos três níveis de Governo (Federal,

Estadual e Municipais).

Além disso, a sistemática operacional para resposta a uma situação de

emergência na CNAAA foi modificada pela Norma Geral n.º 06, de 27.03.97, do Sistema

de Proteção ao Programa Nuclear Brasileiro (SIPRON), que determina a ativação de

Centros de Resposta a Emergência na eventualidade de uma emergência nuclear.

A experiência obtida pelas organizações envolvidas, tanto no cenário nacional

quanto no internacional, levaram ao aprimoramento deste plano, permitindo a inclusão de

novas metodologias para a resposta a uma situação de emergência na CNAAA.

2

REFERÊNCIAS

A partir da vigência do Decreto-Lei nº 1809, de 07.10.80, o planejamento das

ações destinadas a assegurar uma adequada proteção à população em caso de

acidentes em instalações nucleares evoluiu no campo jurídico, ao longo do tempo, com a

entrada em vigor dos seguintes instrumentos legais:

• DECRETO-LEI FEDERAL n.º 1.809, de 07.10.80 – que instituiu o Sistema de

Proteção ao Programa Nuclear Brasileiro (SIPRON).

• DECRETO FEDERAL n.º 5.376, de 17.02.05 – que dispõe sobre a organização

do Sistema Nacional de Defesa Civil (SINDEC).

• DECRETO FEDERAL n.º 2.210, de 22.04.97 – que regulamenta o SIPRON,

criado pelo Decreto-Lei n.º 1.809/ 80.

• DECRETO ESTADUAL n.º 40.908 de 17.08.07 do Governo do Estado do Rio de

Janeiro, que dispõe sobre o Sistema Estadual de Defesa Civil (SIEDEC).

• NORMA GERAL para o Planejamento da Resposta a uma Situação de

Emergência Nuclear (NG-02), do SIPRON.

• NORMA GERAL sobre a Instalação e o Funcionamento dos Centros

Encarregados da Resposta a uma Situação de Emergência Nuclear (NG-06), do SIPRON.

• Demais NORMAS GERAIS do SIPRON.

• Diretriz Angra, do Ministério da Ciência e Tecnologia.

• PLANO PARA SITUAÇÕES DE EMERGÊNCIA (PSE) – da Comissão Nacional

de Energia Nuclear (CNEN).

• PLANO DE EMERGÊNCIA SETORIAL (PES) – da Comissão Nacional de

Energia Nuclear (CNEN).

• PLANO DE EMERGÊNCIA LOCAL (PEL) – da Eletrobrás Termonuclear S.A.

(ELETRONUCLEAR).

• INSTRUÇÕES NORMATIVAS DA COMISSÃO NACIONAL DE ENERGIA

NUCLEAR (CNEN).

• PLANO DE COMUNICAÇÕES PARA RESPOSTA A UMA SITUAÇÃO DE

EMERGÊNCIA NA CENTRAL NUCLEAR ALMIRANTE ÁLVARO ALBERTO.

• POLÍTICA NACIONAL DE DEFESA CIVIL – da Secretaria Nacional de Defesa

Civil do Ministério da Integração Nacional.

3

COMPOSIÇÃO DOS MEIOS

Através da legislação em vigor, são relacionados abaixo os diversos órgãos, dos

diferentes níveis de governo, diretamente envolvidos neste planejamento.

1 - Secretaria de Estado de Saúde e Defesa Civil (SESDEC)

1.1-Subsecretaria de Estado de Atenção a Saúde

1.2 – Subsecretaria de Estado da Defesa Civil (SUBSEDEC)

1.2.1 - Assessoria de Comunicação Social (ACS)

1.2.2 - Superintendência Operacional – (SUOP)

1.2.2.1 - Departamento Geral de Defesa Civil (DGDEC)

1.2.2.2 - Centro Estadual de Gerenciamento de Emergência Nuclear (CESTGEN)

1.2.2.3 - Centro de Coordenação e Controle de Emergência Nuclear (CCCEN)

1.2.2.4 - Coordenadoria Operacional de Defesa Civil (CODEC)

1.2.3 - Corpo de Bombeiros Militar do Estado do Rio de Janeiro (CBMERJ)

1.2.3.1 - Comando de Bombeiro de Área (CBA VII – Costa Verde)

1.2.3.1.1 -10º Grupamento de Bombeiro Militar (10º GBM)-Angra dos Reis

• Destacamento de Bombeiro Militar (DBM 1/10) – Itaguaí

• Destacamento de Bombeiro Militar (DBM 2/10) – Ilha Grande

• Destacamento de Bombeiro Militar (DBM 3/10) – Frade

• 4º Posto Avançado de Bombeiro Militar (4º PABM) – Mangaratiba

1.2.3.1.2 - 26º Grupamento de Bombeiro Militar (26º GBM) – Paraty

Destacamento de Bombeiro Militar (DBM 1/26) – Mambucaba

1.2.3.2 – Comando de Bombeiro de Unidades Especializadas (CBA VIII)

1.2.3.2.1 - Grupamento de Socorro de Emergência (GSE)

1.2.3.2.2 - Grupamento de Busca e Salvamento (GBS)

1.2.3.2.3 - Grupamento de Operações com Produtos Perigosos (GOPP)

1.2.3.2.4 - Grupamento de Operações Áreas (GOA)

1.2.3.2.5 - Grupamentos Marítimos de Salvamento (GMAR’s)

2 – Secretaria de Estado da Casa Civil (CASA CIVIL)

2.1 - Coordenadoria de Comunicação Social

2.2 - Coordenadoria Militar do Gabinete Civil

2.2.1 - Coordenadoria Adjunta de Operações Aéreas (CAOA)

3 - Secretaria de Estado de Segurança Pública (SESEG)

3.1 - Polícia Militar do Estado do Rio de Janeiro (PMERJ)

3.2 - Polícia Civil do Estado do Rio de Janeiro (PCERJ)

4 - Secretaria de Estado do Ambiente (SEA)

4

4.1 - Fundação Estadual de Engenharia e Meio Ambiente (FEEMA)

4.2 – Fundação do Instituto Estadual de Florestas (IEFF)

4.3 – Superintendência Estadual de Rios e Lagoas (SERLA)

5 - Secretaria de Estado de Educação (SEEDUC)

6 - Secretaria de Estado de Assistência Social e Direitos Humanos (SEASDH)

6.1 - Fundação Leão XIII

7- Secretaria de Estado de Transportes (SETRANS)

7.1 - Departamento de Transportes Rodoviários do Estado do Rio de Janeiro (DETRO)

8 - Secretaria de Estado de Obras (SEOBRAS)

8.1 - Companhia Estadual de Águas e Esgotos (CEDAE)

8.2 - Empresa de Obras Públicas do Estado do Rio de Janeiro (EMOP)

8.3 - Departamento de Estradas de Rodagem do Estado do Rio de Janeiro - DER

9 - Ministério da Defesa

9.1 - Comando da Marinha (MB)

9.1.1 – Comando de Operações Navais (ComOpNav)

9.1.1.1 – Comando do 1º Distrito Naval (Com1ºDN)

9.1.1.2 – Comando da Força Aeronaval (ComForAerNav)

9.1.2 – Diretoria Geral do Pessoal de Marinha (DGPM)

9.1.2.1 – Diretoria de Ensino da Marinha (DEnsM)

9.1.2.1.1 – Colégio Naval (CN)

9.1.2.2 – Diretoria de Saúde da Marinha (DSM)

9.1.2.2.1 – Hospital Naval Marcílio Dias (HNMD)

9.2 – Comando do Exército (EB)

9.2.1 - Comando de Operações Terrestres (COTER)

9.2.2 - Comando Militar do Leste (CML)

9.2.2.1 - Primeira Divisão de Exército (1ª DE)

9.2.2.1.1 – Companhia de Defesa Química e Biológica e Nuclear (Cia Es G Q/1953)

9.2.2.1.2 – Hospital de Campanha (HCmp)

9.2.3 – Comando Militar do Sudeste (CMSE)

9.2.3.1 – Comando de Aviação do Exército (CAvEx)

9.2.4 – Departamento de Ciência e Tecnologia (DCT)

9.2.4.1 – Centro Tecnológico do Exército (CTEx)

9.3 – Comando de Aeronáutica (COMAER)

9.3.1 - Comando Geral de Operações Aéreas (COMGAR)

9.3.1.1 - Terceiro Comando Aéreo Regional (III COMAR)

5

9.3.2 – Departamento de Controle do Espaço Aéreo (DCEA)

9.3.2.1 – Primeiro Grupo de Comunicações e Controle (1ºGCC)

9.3.2.1.1 – Primeiro Esquadrão de Comunicação e Controle do 1ºGCC (1º/1ºGCC)

10 - Polícia Rodoviária Federal (PRF)

10.1 - 5ª Superintendência Regional de Polícia Rodoviária Federal/RJ

11 - Superintendência Regional da Agência Brasileira de Inteligência (ABIN / RJ)

12 - Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN)

13 - Eletrobrás Termonuclear S.A. (ELETRONUCLEAR)

14 - Operadora Nacional do Sistema Elétrico (ONS)

15 - Prefeitura Municipal de Angra dos Reis (PMAR)

15.1 - Secretaria Municipal de Defesa Civil de Angra dos Reis (SEMDEC/AR)

15.2 – Secretaria Municipal de Desenvolvimento Social /AR

15.3 – Secretaria Municipal de Cultura e Esportes /AR

15.4 – Secretaria Municipal de Educação /AR

16 - Prefeitura Municipal de Paraty (PMPY)

16.1 - Secretaria Municipal de Defesa Civil, Guarda e Trânsito de Paraty (SMDCGTRAN / PY)

17 - Coordenadoria Estadual de Defesa Civil do Estado de São Paulo (CEDEC/SP)

17.1 - Comissão Municipal de Defesa Civil de Bananal (COMDEC/BANANAL)

18 - Cruz Vermelha Brasileira

19 - Distribuidora de Energia Elétrica (AMPLA)

20 - Grupo Telemar (Oi ,Empresa de Telefonia)

6

INTRODUÇÃO

O funcionamento da CNAAA no Município de Angra dos Reis exige o planejamento

de ações para fazer frente às eventuais situações de emergência nuclear, visando a

atender às necessidades de proteção e segurança das atividades ali desenvolvidas, que

garantam a integridade das instalações, do pessoal nelas empregado, da população e do

meio ambiente.

O presente PEE/RJ, alinhado a Política Nacional de Defesa Civil, aprovada pelo

CONDEC, através da Resolução nº 2, de 12 de dezembro de 1994, publicada na Seção I

do Diário Oficial, de 02 de janeiro de 1995, contempla as ações necessárias à proteção

da população local e circunvizinha, em condições normais de operação das usinas -

Angra I e II (prevenção e preparação), na eventualidade de situação de emergência

nuclear (resposta) e no retorno a normalidade (reconstrução).

O Plano de Emergência Externo foi concebido no intuito de servir de base para os

Planos de Emergência Complementares (PEC), instrumento indispensável, para que

todas as instituições que compõem este planejamento atuem de forma integrada e

ordenada facilitando assim as diversas tarefas a serem desenvolvidas, no caso da

necessidade de emprego do PEE.

A fim de facilitar futuras consultas serão enumeradas, a seguir, todas as fases de

defesa civil no sentido de contemplar as ações necessárias ao perfeito funcionamento do

presente Plano, seja em caso de normalidade (exercícios gerais, parciais e de

comunicações), e em última análise em caso de emergência real na Central Nuclear

Almirante Álvaro Alberto – CNAAA, visando aumentar o estado de confiança individual e

coletivo da população baseado no conhecimento e no emprego das normas e

procedimentos de proteção previstos.

7

CAPÍTULO I – PREVENÇÃO

As atividades de prevenção compreendem a avaliação dos riscos e a redução dos

riscos.

I.1 – Avaliação dos Riscos

A avaliação de riscos compreende três etapas, quais sejam:

I.1.1 - Estudo das ameaças

Um amplo espectro de acidentes é levado em conta no planejamento de

emergência, desde aqueles considerados na base de projeto, com pequenas

conseqüências para o público e para o meio ambiente, até os acidentes muito graves, de

muito pequena probabilidade de ocorrência (acidentes além da base de projeto).

Um acidente é definido como grave quando envolve comprometimento ou danos

significativos (fusão) do núcleo do reator e como muito grave, quando além da fusão do

núcleo ocorre a perda da integridade da contenção.

Para reatores do tipo PWR, como é o caso das unidades I e II da CNAAA, os

estudos realizados indicam que em apenas 1% das seqüências de acidentes que levam à

fusão (total ou parcial) do núcleo poderá ocorrer falha precoce (em menos de 24 horas)

da contenção.

É apenas neste caso (fusão do núcleo e falha precoce da contenção) que poderão

resultar, a curto prazo, danos agudos à saúde dos indivíduos localizados em áreas bem

próximas à usina.

I.1.2 - Estudo do grau de vulnerabilidade dos cenários

A região onde se desencadeariam as operações consiste numa superfície

caracterizada por uma faixa litorânea situada entre a Serra do Mar e o Oceano Atlântico,

bastante estreita e extremamente acidentada na parte continental, com encostas

rochosas e escarpas e, na beira mar, muito recortada, formando numerosas enseadas e

baías, além de 365 ilhas, sendo a principal delas a Ilha Grande, também extremamente

escarpada.

Em virtude da BR–101 (Rio – Santos) ter sido construída em nível elevado,

acentua-se o represamento da água em épocas de chuvas, entre o mar e a serra, o que

traz sérios transtornos às cidades.

8

Nos municípios que compõem a área operacional não se notam diferenças

nas características geográficas. Há dois rios importantes, Mambucaba e Bracuhy, sendo

a superfície coberta de luxuriante floresta nativa: a Mata Atlântica.

Existem poucas áreas planas, há, sim, baixio entre a BR–101 e o sopé da Serra,

alagadiço, e que é habitada, constituindo área urbana. Além desta área são habitadas as

encostas, que são muito valorizadas, pela bela vista, onde se apinham habitações e

moradias, que embora não favelizadas, sofrem constantes ameaça de desabamento,

devido a instabilidade do terreno, além, de serem de difícil acesso. Quanto a Ilha Grande,

as considerações geográficas são as mesmas já feitas, sendo que não está sujeita às

inundações, devido não haver áreas de baixio, embora não sejam planas.

A população é bastante heterogênea verificando-se, na área apreciada, o alto

padrão de vida imposto pelos turistas nacionais e estrangeiros, contrastando com a

pobreza dos habitantes locais, oriundos da região nordeste do país, em sua maioria. Os

habitantes permanentes da área considerada apresentam em sua maioria padrão de vida

e nível cultural modestos, notando-se a ocupação por moradia de baixo padrão,

localizadas em sua maioria nas encostas dos morros e nos baixios ao longo da rodovia,

caracterizando-se tanto as habitações, como os locais onde são construídas, de

significativa vulnerabilidade.

I.1.3 - Síntese Conclusiva

Na situação de acidente na Central Nuclear, a fim de hierarquizar os riscos, bem

como, facilitar o planejamento e a implementação das medidas de proteção, de acordo

com recomendações da CNEN, foi adotado o conceito de Zonas de Planejamento de

Emergência (ZPE). Essas ZPE foram subdivididas em coroas circulares com centro na

Unidade I da CNAAA e raios de 3, 5, 10 e 15 Km, que, a partir deste ponto, por questão

de simplicidade, serão chamadas ZPE–3, ZPE–5, ZPE–10 e ZPE–15, respectivamente,

conforme representado na figura 1.

Situações específicas determinadas pela demografia da região circunvizinha à

instalação poderão causar alterações nesses círculos, de forma a permitir levar em conta

as particularidades da região para a execução das medidas de proteção.

A evacuação preventiva da população é uma medida de proteção eficaz até um raio

de 5 Km em torno da usina. A partir desta distância, não será obtido qualquer benefício

adicional com a evacuação preventiva. Desta forma, para as ZPE-10 e ZPE-15 é

9

preferível recomendar, a curto prazo, que a população se mantenha abrigada. Pelo

exposto, são recomendados para a CNAAA os seguintes raios primários para as ZPE:

I.1.3.1 - Zonas de Ações Preventivas:

• ZPE- 3 – área circunscrita num raio de 3 km, com centro na Unidade I da CNAAA,

excetuando-se a Área de Propriedade da ELETRONUCLEAR (APE);

• ZPE- 5 – coroa circular, com centro na Unidade I da CNAAA, com 5 km de raio

externo e 3 km de raio interno.

I.1.3.2 - Zonas de Controle Ambiental:

• • ZPE-10 – coroa circular, com centro na Unidade I da CNAAA, com 10 km de raio

externo e 5 km de raio interno;

• • ZPE-15 – coroa circular, com centro na Unidade I da CNAAA, com 15 km de raio

externo e 10 km de raio interno.

I.1.3.3 - Zona de Acompanhamento Ambiental:

• Área circunscrita num raio de 50 km, com centro na Unidade I da CNAAA.

Representação Gráfica das ZPE recomendadas para a CNAAA

Figura 1

10

I.2 - Redução de Riscos

As ações de redução de riscos podem ser desenvolvidas com o objetivo de:

• Minimizar a magnitude e a prevalência das ameaças de acidentes ou eventos

adversos;

• Minimizar a vulnerabilidade dos cenários e das comunidades em risco aos

efeitos desses eventos.

Em ambos os casos, caracterizam-se dois grandes conjuntos de medidas

preventivas:

I.2.1 - Medidas estruturais

A redução de riscos de desastres é meta da CNAAA, que tem como missão a

operação com elevados padrões de segurança, sendo observadas alto grau de

responsabilidade e profissionalismo de seus funcionários principalmente no que tange a

manutenção de todos os seus equipamentos, capacitação de pessoal, aderência a

procedimentos e especificações técnicas, cultura de segurança, testes, garantia de

qualidade, tornando quase nulas as possibilidades de acidentes.

A CNAAA também investe em convênios com diversas instituições locais,

demonstrando grande senso de responsabilidade social e compromisso com a qualidade

de vida dos munícipes, comprovando a grande preocupação com a segurança do

empreendimento e da população.

I.2.2 - Medidas não-estruturais

Quanto a medidas não estruturais, os órgãos competentes, nos três níveis de

governo, devem estabelecer projetos que visem minimizar os efeitos da ocupação

desordenada, delimitando a ocupação das encostas e áreas sujeitas à inundação,

promovendo campanhas educativas e fiscalização nesse sentido.

11

CAPÍTULO II – PREPARAÇÃO

Objetiva otimizar as ações preventivas, de resposta e de reconstrução, através dos

projetos de:

II.1 – Desenvolvimento Institucional

Todas as organizações integrantes do planejamento de emergência devem buscar

seu aprimoramento, a fim de melhorar a qualidade de atendimento a população e

efetivamente otimizar a sua atuação no tocante a uma intervenção em caso de

emergência na CNAAA.

As organizações devem, portanto, adotar rotinas no sentido de manter atualizados

seus respectivos Planos de Emergência Complementares (PEC), de acordo com o PEE,

encaminhando cópias aos respectivos Centros de Emergência.

Os PEC devem contemplar os recursos humanos e materiais disponíveis, bem como

um plano de chamada, além de constar em destaque os telefones dos Centros de

Emergência.

II.2 – Desenvolvimento de Recursos Humanos

O treinamento das equipes envolvidas deve ser permanente, assim como a

capacitação e a reciclagem de seus componentes.

Neste sentido, a SESDEC/RJ oferecerá, anualmente, aos órgãos envolvidos neste

planejamento, o Curso de Especialização em Emergências Radiológicas e Nucleares –

CEERN e/ou o Curso Básico de Resposta em Emergências Radiológicas e Nucleares –

CBRERN. Este último, destinado a capacitar os profissionais envolvidos nas

emergências, como: motoristas de ônibus, profissionais de educação, profissionais de

imprensa, entre outros.

Caberá à SESDEC/RJ a execução de cursos e estágios, com o apoio do órgão

central do SIPRON, por meio de estabelecimento de convênios, conforme o Plano

Plurianual (PPA), complementando as necessidades financeiras da SESDEC/RJ.

II.3 – Informação ao público

A SESDEC/RJ promoverá, anualmente, para a população circunvizinha a CNAAA,

com apoio do órgão central do SIPRON, da SEDEC/MI, da CNEN, da SEMDEC/AR e da

ELETRONUCLEAR, campanhas de esclarecimento sobre procedimentos a serem

adotados em caso de emergência na CNAAA, conforme estabelecido na NG-05 do

SIPRON.

12

II.4 – Desenvolvimento Científico e Tecnológico

A SESDEC/RJ promoverá o intercâmbio entre todas as organizações integrantes do

sistema visando incrementar a cooperação entre as instituições no sentido de

implementar projetos que promovam o desenvolvimento científico e tecnológico do

sistema de defesa civil em especial em âmbito local, objetivando em última análise a

melhoria na qualidade do atendimento da população da região não só em caso de

emergência, como também na rotina diária.

A SESDEC/RJ, com o apoio do SIPRON, promoverá a articulação com

universidades e institutos de pesquisas, objetivando aperfeiçoar as ferramentas

existentes de gerenciamento de emergência, bem como o intercâmbio técnico e científico

com instituições e agências congêneres, nacionais e estrangeiras, promotoras de projetos

relacionados com a emergência nuclear.

II.5 – Mudança Cultural

O senso de percepção de riscos pelos cidadãos é diretamente proporcional ao grau

de desenvolvimento social de um extrato populacional determinado, considerado em seus

aspectos psicológicos, culturais, econômicos, tecnológicos e políticos.

A mudança cultural, ao promover a redução das vulnerabilidades psicossociais e

culturais aos desastres e o crescimento do nível de exigência das populações, com

relação a sua proteção global, caracteriza-se como um importante fator de incremento

da cidadania responsável.

A conseqüência inevitável da mudança cultural e do incremento da cidadania

responsável é a formação de uma massa crítica de opiniões e a promoção de uma

evolução ética da classe política, na medida em que a proteção global da população for

entendida como prioritária pelo conjunto de eleitores.

A mudança cultural e a promoção da proteção global da população dependem:

• Do desenvolvimento do Direito de Desastres;

• Da intensa colaboração dos meios de comunicação social;

• Da participação dos sistemas de ensino formal e informal;

• Da integração entre o governo e a comunidade, com a finalidade de garantir uma

resposta sistêmica integrada.

Portanto, a SESDEC/RJ, com apoio de todas as organizações integrantes do

sistema, contribuirá para promoção de uma mudança cultural, que está relacionada

com a cidadania participativa, com a segurança global da população e com a redução

13

dos desastres, e conseqüentemente depende da colaboração ativa dos sistemas de

ensino formal e informal.

Para tanto, solicitará a ativa participação dos sistemas de ensino locais (estaduais,

municipais e particulares) o que certamente trará reflexos preponderantes sobre a

qualidade de vida e sobre o crescimento da expectativa de vida da população.

É desejável que conteúdos relacionados com a proteção da população, com a

redução dos desastres e, especificamente, quanto aos procedimentos em caso de

emergência nas usinas, sejam incluídos nos currículos escolares, bem como nas

atividades de ensino informal.

Os programas de mudança cultural terão como objetivo a minimização do receio

que a população possui em relação ao emprego da energia nuclear para fins pacíficos,

em especial, no tocante a geração necessária de energia elétrica, indispensável ao

nosso desenvolvimento, podendo ainda gerar empregos e conseqüentemente melhorar

a qualidade de vida da população da região.

II.6 – Informações sobre Desastres

Os integrantes dos Centros de Emergência deverão manter atualizadas as

informações relevantes referentes a sua participação no processo de tomada de decisão

durante uma situação de emergência nuclear.

II.7 – Monitorização, Alerta e Alarme

O Ministério da Integração Nacional, através da Secretaria Nacional de Defesa Civil,

com o apoio da Secretaria de Estado de Saúde e Defesa Civil/RJ, no cumprimento de

suas atribuições de proteger a população residente na região, instalou um Sistema de

Alarme por Sirenes. Este sistema, instalado nas ZPE 3 e 5, é composto de 08 (oito) torres

dotadas de sirenes eletrônicas de alta potência, do tipo omnidirecionais, com capacidade

para emitir som a 115 dB, com alcance de 1.600 metros, chegando com 60 dB no ponto

mais distante.

O sistema é de tecnologia americana e permite, por meio de painéis de comando

bidirecional, localizados respectivamente nas unidades de bombeiro-militar do Frade

(painel principal) e Angra dos Reis (painel auxiliar), o acionamento das sirenes por

controle remoto, podendo, também, serem acionadas de modo manual, com recursos

para emitir sinal sonoro e mensagens pré-gravadas ou em viva voz.

14

Este sistema possibilita o monitoramento automático da torre e dos equipamentos

eletrônicos, tais como alarme contra intrusos, carga das baterias, alimentação de energia

elétrica e funcionamento, através de teste silencioso das sirenes.

As sirenes estão localizadas em pontos estratégicos, mostrados nas figuras 2 e 3:

Figura 2

SSeerrttããoozziinnhhoo ddoo FFrraaddee ((nnoovvaa))

MMoorrrroo ddaa CCoonnssttâânncciiaa ((aannttiiggaa))

DDBBMM 33//1100 –– FFrraaddee

CCoonnddoommíínniioo ddoo FFrraaddee ((aannttiiggaa))

PPoonnttaa ddoo CCiirriinnoo ((nnoovvaa))

PPoonnttaa ddoo CCooiibbáá ((nnoovvaa))

PPoonnttaa ddoo PPaassttoo ((rreellooccaaddaa))

Figura 3

ZPE - 5 Oeste

Condomínio Barlavento

Praia Vermelha

15

II.8 – Mobilização

Serão realizados, anualmente, exercícios simulados, parciais e gerais, objetivando

não só o treinamento das instituições envolvidas, como também o aperfeiçoamento

constante do presente planejamento.

II.9 – Aparelhamento e Apoio Logístico

Os centros deverão possuir os recursos humanos e materiais necessários para as

primeiras intervenções na fase inicial do acidente, deixando a obtenção de reforços para

as fases subseqüentes, caso haja necessidade.

A busca de recursos e meios adicionais para o aparelhamento das equipes de

resposta e seus respectivos apoios logísticos obedecerão a cadeia de necessidades a

partir da solicitação dos centros de emergências, em nível local, o qual recorrerá ao

centro estadual e este ao centro nacional.

16

CAPÍTULO III – RESPOSTA

III.1 – Fase de Socorro – É subdividida em:

III.1.1 – Pré - impacto:

Intervalo de tempo que ocorre entre o prenúncio e o desencadeamento do

acidente. São consideradas as seguintes Classes de Emergência, estabelecidas para a

CNAAA.

• Evento Não Usual (ENU)

Evento Não Usual (ENU): qualquer evento que altere o funcionamento normal das

Usinas da CNAAA. Não traz riscos à segurança dos trabalhadores, da população ou

do meio ambiente e não implica no acionamento do plano de emergência.

• Alerta

Alerta: evento que, alterando as condições normais de funcionamento das Usinas

da CNAAA, pode evoluir para uma situação mais grave e trazer riscos à segurança

dos trabalhadores, da população ou do meio ambiente. Implica no acionamento do

plano de emergência. Esta fase caracteriza-se pela ativação dos Centros de

Emergência e pelo aprestamento de meios, ficando as Coordenações Operacionais

de Emergência Nuclear (COpEN) em condições de atuar, mediante ordem do Centro

de Coordenação e Controle de uma Situação de Emergência Nuclear (CCCEN).

Nesta situação são previstas as seguintes situações extraordinárias das Organizações do

SIPRON:

SOBREAVISO – situação na qual a organização fica prevenida da possibilidade de ser

chamada para o desempenho de sua missão constante do PEC. Todas as providências

de ordem preventiva, relativas ao pessoal e ao material, e impostas pelas circunstâncias

decorrentes da situação, são tomadas pelas diversas chefias, logo que a organização

receba a ordem de SOBREAVISO. Permanecem no local de trabalho um efetivo

necessário para adoção das medidas iniciais, tomadores de decisão e executores.

17

As pessoas envolvidas na emergência permanecem em seu local de trabalho ou em suas

residências, mas, neste caso, em estreita ligação com a organização e em condições de

poderem deslocar-se imediatamente para o local do trabalho, em caso de ordem ou

qualquer eventualidade.

PRONTIDÃO - situação na qual a organização fica preparada para sair da sua base tão

logo receba ordem para desempenhar qualquer missão constante do PEC. Quando

informada a situação de PRONTIDÃO - todas as pessoas envolvidas no PEC deverão

comparecer à sua organização no mais curto prazo possível. Todos ficam equipados e

preparados no interior da organização.

ORDEM DE DESLOCAMENTO - situação na qual a organização fica preparada, com

todos os recursos necessários à sua existência fora de sua base, e em condições de

deslocar-se e desempenhar qualquer missão, dentro do mais curto prazo ou daquele que

lhe for determinado pelo seu PEC.

III.1.2 – Impacto:

Momento em que o evento adverso atua em sua plenitude máxima.

• Emergência de Área

Emergência de Área: evento que pode trazer riscos à segurança dos funcionários

da Central. Não há vazamento de radiação para o meio externo, não havendo riscos

para a população e o meio ambiente. Nesta situação estão previstos: a

possibilidade de remoção dos funcionários da Central não empregados no

atendimento à emergência; o acionamento da Coordenação de Abrigos pelo CCCEN

e o acionamento do sistema de alerta por sirenes visando a notificação e

orientação da população circunvizinha a CNAAA, colocando-a de sobreaviso.

ATENÇÃO: Antes do acionamento das sirenes todas as viaturas e equipes de

campo deverão estar distribuídas na área operacional, a fim de evitar a

desorientação da população, facilitando as demais operações.

18

• Emergência Geral

Emergência Geral: evento que pode levar ao vazamento de radiação para o meio

ambiente, com riscos à segurança dos funcionários, da população ou do meio

ambiente. Implica na remoção preventiva da população da ZPE-3. Caso a situação

se agrave, será necessária a implementação de medidas de proteção também para

a população da ZPE - 5.

Fora das ZPE - 3 e 5, a aplicação de medidas de proteção à população, como a abrigagem,

evacuação, controle de água e de alimentos, só será feita atendendo às recomendações da

CNEN. Nesse caso, serão consideradas as áreas onde, após execução de medidas de

monitoração ambiental, ficar constatada a possibilidade de contaminação.

III.1.3 – Limitação de Danos:

Na situação de Evento Não Usual, o Plano de Emergência Externo (PEE) não será

acionado, existindo ações apenas no âmbito do Plano de Emergência Local (PEL) da

ELETRONUCLEAR e do Plano para Situações de Emergência (PSE) da Comissão

Nacional de Energia Nuclear (CNEN).

Na situação de Alerta, além dos planos acima citados, são acionados este PEE, o

Plano de Emergência Municipal (PEM) de Angra dos Reis e os Planos de Emergência

Complementares (PEC) das organizações participantes do PEE. São ativados os Centros

de Emergência (CCCEN, CIEN, CESTGEN e CNAGEN) e pelo aprestamento dos meios

necessários.

Na Emergência de Área, será acionado, sob a coordenação do CCCEN, o sistema

de alerta por sirenes. Em Itaorna é prevista a remoção de todos os funcionários e pessoal

não envolvido com a resposta à emergência, através do Plano de Emergência Local da

ELETRONUCLEAR (PEL). A Coordenação de Abrigos é ativada pelo CCCEN, ficando em

condições de determinar a remoção da população das áreas de risco, se necessário.

Na Emergência Geral, é realizada a evacuação da Área de Propriedade da

ELETRONUCLEAR - APE (Praia de Itaorna, Marina de Piraquara de Fora e Praia Brava),

conforme previsto no PEL. A remoção da população da Zona de Planejamento de

Emergência 3 (ZPE-3), lado leste, é realizada através da ação da COpEN Leste. Por

intermédio da ação da Marinha do Brasil (Colégio Naval), de acordo com o respectivo

Plano de Emergência Complementar, é feita a remoção dos ilhéus das ZPE 3 e 5.

Caso ocorra, na situação de Emergência Geral, o agravamento das condições do

núcleo do reator e possibilidade da degradação de sua contenção, será realizada a

19

remoção da população da ZPE-5, através da ação das COpEN Leste e Oeste. A

população será conduzida para abrigos localizados nas ZPE-10 e ZPE-15 (Leste e

Oeste), sob a orientação da Coordenação de Abrigos do CCCEN. Como medida de

proteção adicional, poderá ser recomendada a administração profilática de iodo

estável para a população, segundo orientações da CNEN.

III.1.3.1. Missão

A fim de garantir a segurança e a proteção da população e do meio ambiente

circunvizinho à CNAAA, compete aos órgãos envolvidos na resposta a emergência

nuclear promover as medidas necessárias para minimizar os efeitos de uma situação

potencial ou real de emergência nuclear.

Até o restabelecimento da normalidade, dois níveis de coordenação (local e

estadual), seqüencialmente, empreenderão as seguintes ações e/ou atividades:

• Atuar em coordenação com os diversos órgãos federais, estaduais e municipais

envolvidos, públicos e privados;

• Manter uma infra-estrutura de recursos humanos, materiais e de toda ordem,

pronta para ações de resposta imediatas, a uma situação de emergência;

• Manter, permanentemente, em condições de funcionamento, com estrutura

administrativa própria, o Centro de Coordenação e Controle de Emergência

Nuclear (CCCEN) e o Centro Estadual para Gerenciamento de uma Situação de

Emergência Nuclear (CESTGEN);

• Promover a manutenção da ordem pública na área considerada sob emergência;

• Promover a notificação sobre a situação de emergência e as formas de proceder

da população, por intermédio das Coordenações Operacionais de Emergência

Nuclear (COpEN);

• Manter a população e a imprensa informadas sobre a evolução da situação de

emergência, por intermédio do Centro de Informações de Emergência Nuclear

(CIEN);

• Controlar o acesso aos setores terrestres interditados, assim como o trânsito

nestes e nos demais setores das Zonas de Planejamento de Emergência (ZPE);

• Controlar o acesso aos setores marítimos e aéreos interditados;

• Ativar os abrigos previstos;

• Acionar os meios de transporte necessários à remoção da população;

• Remover a população;

20

• Apoiar no atendimento às necessidades básicas da população removida;

• Promover a segurança dos bens públicos e privados, localizados nas áreas sob

emergência;

• Providenciar a assistência de acidentados e contaminados;

• Providenciar o retorno da população removida, após a normalização da situação.

III.1.3.2 – Execução

A – Conceito da Operação

A estrutura de resposta à emergência na CNAAA, ao ser notificado, atuará

imediatamente, iniciando as ações na esfera municipal, por meio das organizações

sediadas nos municípios de Angra dos Reis e Paraty, sendo apoiado, respectivamente

pelo Estado e União, numa conjugação de esforços onde cada órgão desempenhará sua

missão, com atividades específicas, coordenadas por intermédio da instalação dos

seguintes Centros de Emergência Nuclear:

A.1 – CENTRO NACIONAL PARA GERENCIAMENTO DE UMA SITUAÇÃO DE

EMERGÊNCIA NUCLEAR (CNAGEN)

I – Localização

O CNAGEN será ativado pelo Órgão Central do SIPRON, em Brasília-DF.

II – Competência

• Prestar assessoria para decisão do Governo Federal sobre a situação de

emergência; e

• Supervisionar e coordenar o apoio dos órgãos federais, entidades públicas e/ou

privadas nacionais ou internacionais e governos estrangeiros, para complementar

as ações empreendidas e os meios utilizados na resposta a uma situação de

emergência nuclear.

21

III – Atribuições

III.1 – Coordenador – Geral:

• Convocar seus membros, sempre que necessário;

• Manter, na sua área de influência, as autoridades informadas sobre a ocorrência

de uma situação de emergência e de sua evolução;

• Informar ao órgão de Comunicação Social do Governo Federal as providências

adotadas e os resultados delas decorrentes, na resposta a uma situação de

emergência nuclear;

• Manter permanente contato com o CESTGEN e CCCEN, acompanhando a

evolução da emergência; e

• Apoiar, caso solicitado, as ações empreendidas pelo CESTGEN e CCCEN.

III.2 – Representantes das Organizações:

• Servir como elo entre os órgãos regionais do Ministério com atribuição de operar

nas situações de emergência nuclear e o Gabinete do Ministro, particularmente

nos casos que dependam de decisão ministerial;

• Manter seu Ministério informado da evolução da situação de emergência; e

• Assessorar o Coordenador-Geral nos assuntos específicos de sua área.

A.2 – CENTRO ESTADUAL PARA GERENCIAMENTO DE UMA SITUAÇÃO DE

EMERGÊNCIA NUCLEAR (CESTGEN)

I – Localização:

O CESTGEN está localizado no Departamento Geral de Defesa Civil (DGDEC).

II – Funcionamento:

II.1 – Coordenador – Geral: Cel BM ou Ten Cel BM QOC, da ativa do CBMERJ,

designado pelo Subsecretário de Estado de Defesa Civil - SESDEC/RJ.

II.2 – Coordenador – Adjunto: Cel BM ou Ten Cel BM QOC, da ativa do CBMERJ,

designado pelo Subsecretário de Estado de Defesa Civil - SESDEC/RJ.

II.3 – Estrutura Administrativa / Operacional: Conforme regulamentação da

SUBSEDEC/SESDEC/RJ.

22

II.4 – Representantes das seguintes organizações:

• Subsecretaria de Defesa Civil da Secretaria de Estado de Saúde e Defesa Civil, através do DGDEC

• Subsecretaria de Estado de Saúde da Secretaria de Estado de Saúde e Defesa Civil; através da

Superintendência de Saúde;

• Corpo de Bombeiros Militar do Estado do Rio de Janeiro (CBMERJ); através da 3ª

Seção do Estado-Maior Geral;

• Secretaria de Estado de Segurança (SESEG);

• Polícia Militar do Estado do Rio de Janeiro (PMERJ), através da 3ª Seção do

Estado-Maior Geral;

• Polícia Civil do Estado do Rio de Janeiro (PCERJ);

• Coordenadoria Militar do Gabinete Civil, através da Coordenadoria Adjunta de

Operações Aéreas (CAOA);

• Secretaria de Estado de Educação (SEEDUC);

• Secretaria de Estado de Transportes (SETRANS);

•Secretaria de Estado do Ambiente (SEA);

• Secretaria de Estado de Obras (SEOBRAS), através da Companhia Estadual de

Distribuição de Água e Esgoto (CEDAE);

• Secretaria de Estado de Assistência Social e Direitos Humanos (SEASDH);

• Superintendência Estadual da Agência Brasileira de Inteligência (ABIN/RJ);

• Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN);

• Delegacia Regional do Trabalho do Ministério do Trabalho e Emprego (DRT/RJ);

• Eletrobrás Termonuclear S.A. (ELETRONUCLEAR);

• Comando do 1º Distrito Naval (1º DN);

• Comando Militar do Leste (CML);

• III Comando Aéreo Regional (III COMAR);

• 5ª Superintendência Regional da Polícia Rodoviária Federal (SRPRF/RJ);

• Companhia de Eletricidade do Estado do Rio de Janeiro (CERJ); transformada em AMPLA;

• Grupo Telemar (Oi, Empresa de telefonia);

• Operador Nacional do Sistema Elétrico (ONS);

• Outros, a critério do Coordenador-Geral.

23

III – Competência:

• Implementar o Plano de Emergência Externo (PEE / RJ);

• Prestar assessoria para decisão do Governo Estadual, na ocorrência de uma

situação de emergência;

• Coordenar o apoio dos órgãos públicos e privados sediados em sua área de

influência para complementar as ações empreendidas e os meios utilizados na

resposta a uma situação de emergência nuclear; e

• Manter o CNAGEN informado da evolução da situação.

IV – Atribuições

IV.1 – Coordenador – Geral

• Convocar seus membros, sempre que necessário; e

• Manter, na sua área de influência, as autoridades e a população informadas sobre

a situação de emergência e de sua evolução.

IV.2 – Representantes das organizações

• Servir como elo entre seus órgãos de origem e o CESTGEN;

• Assessorar o Coordenador-Geral nos assuntos específicos de sua área; e

• Prover os meios necessários à execução das ações mencionadas neste plano,

específicas de suas organizações.

A.3 – CENTRO DE COORDENAÇÃO E CONTROLE DE EMERGÊNCIA NUCLEAR

(CCCEN)


O CCCEN será ativado no Município de Angra dos Reis.


II.1 – Coordenador – Geral: Cel BM ou Ten Cel BM QOC, da ativa do CBMERJ, que

possua o Curso de Especialização em Emergências Radiológicas e Nucleares (CEERN),

a ser designado pelo Subsecretário de Estado de Defesa Civil/RJ.

II.2 – Coordenador – Adjunto: Cel BM ou Ten Cel BM QOC, da ativa do CBMERJ, que

possua o Curso de Especialização em Emergências Radiológicas e Nucleares (CEERN),

a ser designado pelo Subsecretário de Estado de Defesa Civil/RJ.

24

II.3 – Estrutura Administrativa / Operacional: Conforme regulamentação da SESDEC/RJ.


• Secretaria de Estado de Saúde e Defesa Civil;

• Corpo de Bombeiros do Estado do Rio de Janeiro;

• Marinha do Brasil (MB), por meio do Colégio Naval (CN);

• Exército Brasileiro (EB);

• Força Aérea Brasileira (FAB);

• Superintendência Estadual da Agência Brasileira de Inteligência (ABIN/RJ);

• Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN);

• Prefeitura Municipal de Angra dos Reis (PMAR);

• Fundação Estadual de Engenharia do Meio Ambiente (FEEMA);

• Departamento Nacional de Infra-Estrutura de Transporte (DNIT);

• Polícia Rodoviária Federal (PRF);

• Polícia Militar do Estado do Rio de Janeiro (PMERJ);

• Polícia Civil do Estado do Rio de Janeiro (PCERJ);

• GRUPO TELEMAR (oi, Empresa de Telefonia);

• Eletrobrás Termonuclear S.A. (ELETRONUCLEAR);

• Companhia de Água e Esgoto (CEDAE);

• Companhia de Energia Elétrica (AMPLA); e



• Coordenar a execução das ações que lhe são atribuídas neste Plano;

• Coordenar as ações dos diversos órgãos, sediados no Município, com

responsabilidade na resposta a uma situação de emergência;

• Solicitar apoio aos órgãos municipais, estaduais e federais, sediados em sua área

de influência, para implementar as ações necessárias e complementares aos meios

utilizados na resposta a uma situação de emergência nuclear;

• Orientar o CIEN quanto ao desenvolvimento da situação de emergência;

• Manter o CESTGEN e o CNAGEN informados da evolução da situação;

• Notificar à população as medidas de proteção a serem adotadas em uma

emergência nuclear;

• Promover a manutenção da ordem pública na área considerada sob emergência;

25

• Promover, juntamente com os órgãos competentes, o controle do acesso aos

setores terrestres interditados, assim como o trânsito nestes e nos demais setores das

Zonas de Planejamento de Emergência (ZPE);

• Solicitar, através dos órgãos competentes, as providências para o controle do

acesso aos setores marítimos e aéreos interditados;

• Promover a ativação dos abrigos previstos;

• Promover o acionamento dos meios de transporte necessários à remoção da

população;

• Promover a remoção da população;

• Promover o atendimento às necessidades básicas da população removida;

• Promover a segurança dos bens públicos e privados, localizados nas áreas sob

emergência;

• Providenciar a assistência de acidentados e contaminados; e

• Providenciar o retorno da população removida, após a normalização da situação.

IV – Atribuições:

IV.1 – Coordenador-Geral:


• Manter as autoridades e a população informadas sobre a situação de emergência e

sua evolução.

IV.2 – Representantes das organizações:

• Servir como ligação entre os seus órgãos de origem e o CCCEN;

• Assessorar o Coordenador-Geral nos assuntos específicos de sua área; e

• Prover os meios necessários à execução das ações mencionadas neste plano,

específicas de suas organizações.

A.4 – CENTRO DE INFORMAÇÕES DE EMERGÊNCIA NUCLEAR (CIEN)


O CIEN será ativado no Município de Angra dos Reis nas dependências do CCCEN.


O CIEN será operado por um grupo de trabalho integrado por:

II.1 – Coordenador-Geral: Representante da CNEN.

II.2 – Coordenador-Adjunto: Representante da Prefeitura Municipal.

26

II.3 – Assessoria de Comunicação Social da PMAR.


• SESDEC / RJ;

• ELETRONUCLEAR; e,



• Planejar, coordenar e promover, mediante a orientação do CCCEN, a difusão de

informações ao público e à imprensa, numa situação de emergência.

IV – Atribuições :

IV.1 – Coordenador – Geral


• Manter, na sua área de influência, as autoridades, a população e a imprensa

informadas sobre a situação de emergência e sua evolução.

IV.2 – Representantes das organizações:

• Manter constante ligação com o representante da sua organização no CCCEN; e

• Assessorar o Coordenador-Geral nos assuntos específicos de sua área;

B – Estratégia de Execução

Para permitir uma imediata resposta a uma situação de emergência, o SIEDEC

contará com a ação dos órgãos envolvidos nas operações. Para tal, faz-se necessário

que cada órgão mantenha atualizado o seu respectivo Plano de Emergência

Complementar (PEC) e, no caso do Município de Angra dos Reis, o Plano de Emergência

Municipal (PEM/AR).

Na eventualidade de ocorrer uma situação de “ALERTA” na CNAAA, a

ELETRONUCLEAR notificará de imediato a CNEN, ao 10º GBM e a SEMDEC/AR.

A CNEN, por sua vez, notificará o Órgão Central do SIPRON e o Departamento Geral

de Defesa Civil (DGDEC), que de acordo com procedimentos específicos, informarão a

situação aos Coordenadores-Gerais do CNAGEN e do CESTGEN ou aos seus

substitutos, respectivamente.

O Oficial de Dia do 10º GBM informará ao Coordenador do CCCEN e aos

Coordenadores Operacionais de Emergência Nuclear (COpEN), ou aos seus substitutos.

Os Coordenadores ativarão os Centros e as Coordenações Operacionais e iniciarão a

implementação das medidas de proteção à população, recomendadas pela CNEN e

julgadas por eles convenientes para cada situação.

27

O funcionamento dos Centros e das Coordenações Operacionais, bem como os

meios a serem empregados, dependerão da evolução da situação.

Para cada classe de emergência na CNAAA, uma série de procedimentos será

implementada, obedecendo às normas, diretrizes e ações específicas constantes do

“Manual de Procedimentos” de cada Centro.

Dentro deste contexto, caberá ao CNAGEN e ao CESTGEN apoiarem as ações

desenvolvidas pelo CCCEN, bem como prestarem assessoria às decisões dos Governos

Federal e Estadual, respectivamente.

A divulgação das informações à imprensa é da responsabilidade do CIEN que estará,

constantemente, informado da situação e das medidas adotadas pelo CCCEN.

Ao CCCEN caberá coordenar todas as ações desenvolvidas no cenário local,

mormente as das Coordenações Operacionais (COpEN) e manter o CIEN informado do

desenvolvimento da emergência.

O CCCEN deverá determinar às COpEN e Coordenação de Abrigos as áreas a serem

evacuadas, bem como as decisões que não constarem em planejamento prévio.

C – COORDENAÇÕES OPERACIONAIS DE EMERGÊNCIA NUCLEAR (COpEN)

Os Comandantes do Destacamento de Bombeiro Militar 3/10 e 1/26, sediados nas

localidades do Frade e de Mambucaba, respectivamente, atuarão como Coordenadores

Operacionais de Emergência Nuclear – COpEN, em suas respectivas áreas de atuação.

C.1 – COORDENAÇÃO OPERACIONAL

O Coordenador Operacional de Emergência Nuclear Leste (COpEN / Leste),

função exercida pelo Comandante do DBM 3/10 – Frade, coordenará a execução das

ações no lado leste da CNAAA, na área que compreende as localidades de Piraquara de

Dentro, Pingo D' Água, Guariba, Piraquara de Fora, Condomínio do Frade, Frade e

Sertãozinho do Frade.

O Coordenador Operacional de Emergência Nuclear Oeste (COpEN / Oeste),

função exercida pelo Comandante do DBM 1/26 – Mambucaba, coordenará a execução

das ações no lado oeste da CNAAA, na área que compreende as localidades do

Condomínio Barlavento e Praia Vermelha.

• Por ocasião das operações, os Coordenadores das COpEN devem designar,

dentre os componentes de cada Grupo Operacional (GOp), um membro que será o

Coordenador daquele GOp.

28

•••• As COpEN são subordinadas ao CCCEN, de quem recebem as orientações e

as ordens necessárias ao cumprimento de suas atribuições.

C.1.1 – GRUPOS OPERACIONAIS (GOp)

É considerado GOp o conjunto de equipes operacionais subordinadas aos COpEN

que, dentro de sua esfera de atribuições e na sua área de responsabilidade, executa as

diversas tarefas de campo necessárias à administração da emergência.

Subordinado a cada COpEN existe um Grupo Operacional de Evacuação de Área

e um Grupo Operacional de Apoio, cujas constituições e atribuições são relacionadas a

seguir.

C.1.1.1 – GRUPO OPERACIONAL DE EVACUAÇÃO DE ÁREAS

Os GOp de Evacuação de Áreas, integrantes das COpEN, são compostos por

cinco equipes:

• Equipe de Notificação e Orientação

• Equipe de Resgate

• Equipe de Recepção e Embarque

• Equipe de Controle de Viaturas

• Equipe de Remoção

• Outras, caso a necessidade assim o determine, e conforme ordem expedida

pelo CCCEN.

Aos GOp de Evacuação de Áreas compete:

• Cumprir as determinações emanadas dos COpEN;

• Executar as atividades de notificação e orientação, resgate, recepção e embarque,

controle de viaturas e remoção.

• Os GOp de Evacuação de Áreas serão constituídos na classe de emergência

“ALERTA”.

• Serão formados por integrantes da SEMDEC/AR, COMDEC/PY, DBM 3/10 –

FRADE, DBM 1/26 – MAMBUCABA e PMERJ, distribuídos nas diversas equipes.

• No que se referir aos ilhéus, a evacuação será realizada pela Marinha do

Brasil, por intermédio do Colégio Naval (CN), de acordo com o respectivo Plano de

Emergência Complementar do Comando do Primeiro Distrito Naval (Com 1º DN) e

do CN.

29

EQUIPES DOS GRUPOS OPERACIONAIS DE EVACUAÇÃO DE ÁREAS:

I – Equipe de Notificação e Orientação

Será formada por integrantes da SEMDEC/AR, COMDEC/PY, DBM 3/10 – FRADE

e DBM 1/26 – MAMBUCABA.

Deverá ser constituída na classe de emergência “ALERTA”, ficando de

prontidão.

Mediante ordem do COpEN, a ela compete:

• Iniciar a notificação e orientação da população da ZPE-3 e da ZPE-5, de acordo

com seus procedimentos específicos.

II – Equipe de Resgate




prontidão.


• Executar incursões nas áreas a serem evacuadas, determinando que as pessoas se

desloquem para os “Pontos de Reunião e Embarque” estabelecidos previamente, de

acordo com a relação e a figura (referente apenas à região do Frade) a seguir:

• Conduzir as pessoas aos “Pontos de Reunião e Embarque”;

• Realizar o resgate e o transporte de pessoas que se encontrarem com dificuldades

de locomoção;

• Vistoriar a área definida para ser evacuada a fim de identificar desavisados; e

• Informar ao COpEN se ainda há pessoas a serem removidas

Pontos de Reunião e Embarque

A – Para evacuação da ZPE- 3, lado leste:

A população das localidades de Piraquara de Dentro, Piraquara de Fora e

Guariba será evacuada a partir do Ponto de Reunião e Embarque estabelecido no

Km 517 (antigo 127) da Rodovia Rio – Santos (Guariba);

A população das ilhas da ZPE-3 será evacuada pela Marinha do Brasil

(Colégio Naval), de acordo com seu Plano de Emergência Complementar.

30

B – Para evacuação da ZPE- 3, lado oeste:

Não existe população nesta região a ser coberta pelo PEE.

As populações de Praia de Itaorna e Praia Brava, pertencentes a APE, serão

evacuadas pela ELETRONUCLEAR de acordo com o seu PEL.

C – Para evacuação da ZPE- 5, lado leste:

A população do Condomínio Porto Frade será evacuada a partir do Ponto de

Reunião e Embarque estabelecido no Km 514 (antigo 124) da Rodovia Rio – Santos,

na localidade do Frade;

A população das áreas do Frade e Sertãozinho do Frade será evacuada a

partir dos Pontos de Reunião e Embarque localizados na Região do Frade;

A população das ilhas da ZPE- 5 será evacuada pela Marinha do Brasil, por

intermédio do CN, de acordo com o respectivo Plano de Emergência Complementar

do Com 1º DN e do CN.

D – Para evacuação da ZPE- 5, lado oeste:

A população da área da Praia Vermelha será evacuada a partir do Ponto de

Reunião e Embarque estabelecido no Km 528,5 (antigo 138,5) da Rodovia Rio –

Santos (Praia Vermelha);

A população da área do Condomínio Porto Barlavento será evacuada a partir

do Ponto de Reunião e Embarque estabelecido no Km 528 (antigo 138) da Rodovia

Rio – Santos (Condomínio Porto Barlavento);

Visando dar segurança à população da Vila Histórica de Mambucaba, por

ocasião da emergência, será deslocado um Grupo de Notificação e Orientação para

o local que, juntamente com voluntários da Defesa Civil, irá esclarecer a população

o que está ocorrendo, transmitindo a ela a certeza do controle e segurança da

situação.

III – Equipe de Recepção e Embarque

Será formada por integrantes da SEMDEC/AR, COMDEC/PY, DBM 3/10 – FRADE,

DBM 1/26 – MAMBUCABA e MARINHA DO BRASIL (COLÉGIO NAVAL) (ilhéus).


prontidão.


• Receber e agrupar a população nos “Pontos de Reunião e Embarque”;

• Relacionar as pessoas embarcadas;

• Assinar a ficha de embarcados;

31

• Entregar a ficha de embarcados à Equipe de Remoção, ficando com uma cópia (3ª.

via) da mesma, devidamente assinada; e

• Entregar todas as fichas de embarcados ao GOp de Evacuação.

IV – Equipe de Controle de Viaturas

Será formada por integrantes da SEMDEC/AR, COMDEC/PY, DBM 3/10 – FRADE,

DBM 1/26 – MAMBUCABA e da PMERJ (Trânsito).


prontidão.


• Receber os ônibus enviados pela Coordenação de Transporte do CCCEN;

• Posicionar os ônibus nos “Pontos de Reunião e Embarque”;

• Anotar o número do ônibus, nome do motorista e abrigo de destino; e

• Informar ao GOp de Evacuação, quantos, quais e os destinos de todos os ônibus

que partirem levando a população removida.

V – Equipe de Remoção



Deverá ser constituída, na classe de emergência “ALERTA”, ficando de

prontidão.


• Acompanhar, com pelo menos um integrante da equipe, cada veículo de transporte

de removidos, do Ponto de Reunião e Embarque até o abrigo de destino;

• Utilizar o integrante da equipe que fará o deslocamento do pessoal, para completar

ou preencher a “Ficha de Cadastro”;

• Assinar a “Ficha de Cadastro”;

• Entregar a “Ficha de Cadastro” à Coordenação de Abrigos devidamente assinada (1ª

via);

• Conhecer o itinerário para o abrigo de destino;

• Solicitar que a Equipe de Recepção e Cadastro do abrigo assine a 2ª. via da “Ficha

de embarcado”; e

• Entregar, posteriormente, as “Fichas de Cadastro” (2ª. via) ao GOp de Evacuação.

C.1.1.2 – GRUPOS OPERACIONAIS DE APOIO

32

Os GOp de Apoio, subordinados às COpEN, serão compostos por cinco equipes:

• Equipe de Segurança Patrimonial e Pessoal;

• Equipe de Comunicações;

• Equipe de Atividades de Transporte;

• Equipe de Controle de Trânsito;

• Equipe de Controle de Viaturas e Combustíveis; e

• Outras, caso a necessidade assim o determine, e conforme ordem expedida

pelo CCCEN.

Aos GOp de Apoio compete:

• Cumprir as determinações emanadas pelos COpEN;

• Executar as diversas atividades específicas que lhe são afetas;

• Providenciar os meios que lhe forem solicitados pelos GOp de Evacuação e GOp de

Administração de Abrigo, para a operacionalização da remoção; e

• Solicitar aos COpEN as orientações quanto a procedimentos que extrapolem sua

área de competência.

Serão compostos por integrantes da SEMDEC/AR, COMDEC/PY, 10º GBM,

26º GBM, ELETRONUCLEAR, PRF, 1º DN, CML, PMERJ, DGDEC e Secretaria de

Estado de Transportes, distribuídos nas diversas equipes.

Serão constituídos na CLASSE DE EMERGÊNCIA DE ÁREA.

EQUIPES DOS GRUPOS OPERACIONAIS DE APOIO:

I – Equipe de Segurança Patrimonial e Pessoal

Será formada por integrantes da PMERJ.

Deverá ser constituída na classe de “EMERGÊNCIA DE ÁREA”.

A ela compete:

• Deslocar-se para as COpEN em viatura operacional própria, tão logo receba ordem;

• Apresentar-se ao Coordenador Operacional;

• Atender a todas as necessidades de ordem policial interna do abrigo ou que o

envolva; e

• Executar, se houver viabilidade radiológica, de acordo com a orientação da CNEN,

patrulhamentos motorizados nas áreas evacuadas.

II – Equipe de Comunicações

33

Será formada por integrantes do CML, da PMERJ e do CBMERJ, especializados

na instalação de sistemas de comunicações.


A ela compete:

• Apresentar-se ao Coordenador da COpEN;

• Instalar, reparar, transferir ou retirar rádios fixos / móveis e telefones, quando

determinado;

• Sanar panes que ocasionalmente ocorram durante emergências;

• Distribuir e controlar os rádios portáteis conforme orientação do COpEN;

• Instalar um sistema de carregamento de baterias de rádios portáteis;

• Gerenciar a rede de comunicações; e

• Instalar e manutenir sistema de som em locais e viaturas, conforme determinação

do COpEN.

III – Equipe de Atividades de Transportes

Será formada por integrantes da Secretaria de Estado de Transportes, do

DGDEC, do 10º GBM e 26º GBM.


A ela compete:

• Apresentar-se ao Coordenador da COpEN;

• Preencher as fichas de controle de todos os ônibus enviados (anotar prefixo,

empresa, motorista e consumo de combustível);

• Fazer vistoria de primeiro escalão em cada ônibus, junto com o motorista,

verificando água, óleo, pneus, latarias, vidros, etc., objetivando, principalmente, a

segurança da operação;

• Controlar a liberação dos ônibus para o GOp de Evacuação, a fim de que seja

operacionalizada a evacuação da ZPE-5;

• Controlar a utilização dos reboques destacados para operarem, atendendo às

solicitações feitas;

• Controlar o destino dos ônibus liberados, procurando inteirar-se da chegada dos

mesmos;

• Controlar a liberação dos ônibus de volta às empresas; e

• Elaborar relatórios sobre a utilização dos ônibus durante a emergência.

IV – Equipe de Controle de Trânsito

34

Será formada por integrantes do CML, PRF e PMERJ.


Mediante ordem do CCCEN, a ela compete:

• Fechar e/ou controlar o tráfego nos pontos já definidos no PEE/RJ;

• Fechar e/ou controlar o tráfego nos pontos que se fizerem necessários, a critério do

COpEN;

• Integrar-se ao GOp de Apoio ou em local determinado pelo COpEN; e

• Deslocar-se para os locais determinados, em viatura operacional própria, tão logo

receba ordem para tal.

V – Equipe de Controle de Viaturas e Combustíveis

Será formada por integrantes da SEMDEC/AR, COMDEC/PY, 10º GBM, 26º GBM

e DGDEC.


Mediante ordem do CCCEN, a ela compete:

• Controlar a chegada e a saída de viaturas administrativas (oficiais e particulares) e

operacionais no abrigo; e

• Controlar o abastecimento de combustível de todos os veículos empregados.

C.1.1.3 – GRUPO DE RADIOPROTEÇÃO (GRAP)

O GRAP será composto por técnicos da CNEN e terá as atribuições e

organização previstas no Plano para Situação de Emergência (PSE) da CNEN e manterá

constante ligação com o CCCEN.

O GRAP poderá apoiar as ações das COpEN e da Coordenação de Abrigos

quando necessário, mediante coordenação do CCCEN.

O GRAP é acionado pelo Serviço de Atendimento a Emergências

Radiológicas (SAER) da CNEN no “ALERTA”, permanecendo em prontidão. O

deslocamento do Rio de Janeiro para Angra dos Reis ocorrerá na classe de

“EMERGÊNCIA DE ÁREA”.

III.2 – Assistência à População

Compreende as atividades: logísticas, assistenciais e de promoção da saúde, a

seguir:

35

III.2.1. Grupo Operacional de Abrigos

O Grupo Operacional de Abrigos tem como atribuição executar todas as atividades

desenvolvidas nos abrigos, a partir do momento da ordem para ativação dos mesmos.

Funciona diretamente subordinado às COpEN.

Compete ao Grupo Operacional de Abrigos:

• Cumprir as determinações emanadas pelas COpEN;

• Informar às COpEN o desenvolvimento das atividades no abrigo; e

• Executar as diversas atividades específicas que lhe são afetas.

III.3 – Reabilitação do Cenário

Compreende as atividades de: avaliação de danos; vistoria e elaboração de laudos

técnicos; limpeza, descontaminação do ambiente; reabilitação dos serviços essenciais;

Será constituído na classe de “EMERGÊNCIA DE ÁREA”.

Será composto por integrantes do 10º GBM, 26º GBM, do DGDEC, da

SEMDEC/AR, da COMDEC/PY, da Secretaria Municipal de Saúde, Secretaria

Municipal de Educação, Secretaria de Estado de Educação, Secretaria de Estado de

Saúde e Defesa Civil, Secretaria de Estado de Assistência Social e Direitos

Humanos, AMPLA, CEDAE, GSE/CBMERJ e Oi distribuídos nas diversas equipes,

que mobiliarão os abrigos ativados pela Defesa Civil Estadual e Municipal.

O abrigo do Colégio Naval será ativado com pessoal próprio, podendo ser

reforçado com pessoal cedido pela Defesa Civil, por intermédio da Coordenação de

Abrigos.

EQUIPES DO GRUPO OPERACIONAL DE ABRIGOS:

I – Equipe de Instalação do Abrigo, Iluminação, Hidráulica, Sanitária e Almoxarifado

e Depósito de Víveres.

Será formada pela AMPLA, CEDAE, 10º GBM, 26º GBM, SEMDEC/AR,

COMDEC/PY, DGDEC e Oi.

Deverá ser constituída na classe “EMERGÊNCIA DE ÁREA”.

A esta equipe compete:

• Executar os diversos serviços específicos que lhe são afetos;

• Providenciar meios de comunicação para os abrigos;

• Realizar a manutenção das instalações elétricas nos abrigos;

• Executar pequenos reparos e adaptações necessárias no que diz respeito às

instalações hidráulicas, sanitárias e elétricas; e

36

• Receber e controlar todo material que se fizer necessário para o funcionamento dos

abrigos, tais como alimentação, cama e mesa, elétrico, hidráulico, de higiene,

médico, etc.

II – Equipe de Recepção e Cadastro

Será formada por integrantes da SEMDEC/AR, COMDEC/PY, do 10º GBM, do 26º

GBM, do DGDEC e da Secretaria de Estado de Assistência Social e Direitos

Humanos.



• Receber a população removida para os abrigos;

• Cadastrar toda a população recebida, por família, preenchendo formulário próprio; e

• Repassar os formulários preenchidos para a Coordenação de Abrigos, para controle

dos abrigados.

III – Equipe de Triagem Médica

Será formada pela estrutura da Secretaria Estadual de Saúde e Defesa Civil,

Secretaria Municipal de Saúde e Grupo de Socorro de Emergência (GSE/CBMERJ).



• Executar a triagem médica da população deslocada para o abrigo; e

• Executar as atividades médicas necessárias no abrigo.

IV – Equipe de Triagem Social

Será formada por integrantes da Secretaria Municipal de Desenvolvimento

Social/AR, DGDEC, Secretaria de Estado de Assistência Social e Direitos Humanos

e da Secretaria de Estado de Turismo, Esporte e Lazer.



• Executar os trabalhos de Assistência Social e Lazer; e

• Executar o levantamento apurado de cada família removida para o abrigo,

procurando identificar aquelas que possuam reais condições de serem

encaminhadas para as casas de familiares ou amigos e informar à Coordenação de

Abrigos.

37

V – Equipe de Serviços Técnicos de Abrigo

Será formada por técnicos necessários à manutenção do abrigo.



• Atender às necessidades de serviços gerais do abrigo; e

• Auxiliar nos demais serviços sempre que se fizerem necessários.

VI – Assistência Social

Será formada por integrantes da Secretaria Estadual de Assistência Social e

Direitos Humanos, Secretaria de Estado de Turismo, Esporte e Lazer, Secretaria

Municipal de Cultura e Esportes/AR, 10º GBM e 26º GBM.


Quando solicitada, compete:

• Participar das atividades dos GOp de Evacuação de Áreas, nas atividades de

recepção e embarque e de remoção; e

• Participar das atividades de recepção e cadastro e de triagem social.

VII – Assistência Médica

Será formada por integrantes das Secretarias Estadual e Municipal( ANGRA

DOS REIS) de Saúde e do Grupamento de Socorro de Emergência (GSE/CBMERJ).



• Atender a todas as necessidades de ordem médica no abrigo;

• Executar o transporte de acidentados e contaminados, de acordo com a

orientação estabelecida pela CNEN; e

• Prover o controle epidemiológico na área do abrigo.

VIII – Preparação de Alimentos:

Será formada por integrantes das Secretarias Estadual e Municipal(ANGRA

DOS REIS) de Educação, da Fundação Leão XIII e Cruz Vermelha Brasileira.


A ela compete:

• Relacionar, diariamente, as necessidades de alimentação para os abrigos;

38

• Solicitar, diariamente, à Coordenação de Abrigos o atendimento às necessidades

de alimentação para o abrigo;

• Retirar do depósito de víveres, mediante ordem da Coordenação de Abrigos, os

suprimentos necessários à alimentação do pessoal abrigado;

• Preparar o local designado para a distribuição e consumo de alimentos;

• Controlar a distribuição da alimentação nos abrigos;

• Manter o local designado para distribuição e consumo de alimentos em condições

de higiene; e

• Apresentar, diariamente, à Coordenação de Abrigos um mapa de consumo de

alimentos.

Configurando-se a Classe de Emergência “EMERGÊNCIA GERAL”, as COpEN

Leste e Oeste executarão suas ações mediante ordem do CCCEN.

Estas ações estão descritas nos procedimentos operacionais das COpEN.

39

LEGENDA:

*

*

* Ξ

SERV. TÉC. DE ABRIGO Assistência Social e Lazer

Assistência Médica Preparação de Alimentos

REMOÇÃO

CONTROLE DE VIATURAS

E COMBUSTÍVEIS

APOIO INFORMAÇÕES EXECUÇÃO SUBORDINAÇÃO VINCULAÇÃO

∗ *

Ξ

∗

*

*

SIPRON – ORGANIZAÇÃO OPERACIONAL

MCT

CNAGEN

DGDEC

SEDEC - DGDEC

CESTGEN

GRUPO OPERACIONAL

DE EVACUAÇÃO

INSTALAÇÃO/ILUMINAÇÃO/HIDRÁULICA/SANITÁRIA/

ALMOXARIFADO

TRIAGEM SOCIAL

RECEPÇÃO E

CADASTRO

TRIAGEM MÉDICA

COMUNICAÇÕES

SEGURANÇA PATRIMONIAL

E PESSOAL

ATIVIDADES

DE

TRANSPORTES

CONTROLE

DE

TRÂNSITO

NOTIFICAÇÃO E

ORIENTAÇÃO

RESGATE

RECEPÇÃO

E

EMBARQUE

CONTROLE

DE

VIATURAS

CIEN

CNEN DGDEC

DBM 3/10 -FRADE DBM 1/26 - MAMBUCABA

COORDENAÇÃO OPERACIONAL

LESTE

COORDENAÇÃO OPERACIONAL

OESTE

CCCEN

COORDENAÇÃO DE ABRIGOS

CNEN

GRUPO DE RADIOPROTEÇÃO

CCCEN

GRUPO OPERACIONAL

DE ABRIGO

GRUPO OPERACIONAL

DE APOIO

40

CAPÍTULO IV – RECONSTRUÇÃO

Compreende o período que vai desde o início das medidas de recuperação, visando

a redução dos níveis de radiação no meio ambiente a valores aceitáveis para uso

irrestrito, até que todas as ações de recuperação estejam completadas. Pode estender-se

por muitos meses até alguns anos.

IV.1 – Reassentamento Temporário (Relocação)

Esta medida visa a remoção organizada e deliberada de pessoas, de uma área

afetada por um acidente, por um período longo (alguns meses), porém limitado, para

evitar, principalmente, a exposição devido a material depositado e a inalação de material

re-suspenso.

IV.2 – Reassentamento Definitivo

Esta medida visa a remoção deliberada de pessoas de uma área, sem expectativa

de retorno.

IV.3 – Controle de Alimentos

O controle de alimentos, embora não seja considerada uma medida urgente, deve

ser implementado a tempo. Devem ser consideradas todas as opções disponíveis para

reduzir o nível de contaminação em alimentos. Porém, é importante ressaltar que a CNEN

e AIEA (Agência Internacional de Energia Atômica) apenas recomendam níveis de

intervenção para a restrição à comercialização de produtos alimentares, em condições

onde suprimentos alternativos de alimentos estejam disponíveis.

IV.4 – Recursos Financeiros

É importante que sejam previstos recursos para as ações de Defesa Civil, não

apenas no Orçamento Geral da União, como também no do Estado e dos Municípios.

IV.4.1 – Fundo Especial para Calamidades Públicas – FUNCAP

É um instrumento financeiro previsto para o atendimento emergencial, em ações

de Resposta aos Desastres.

De acordo com o Art. 148, inciso I, da Constituição Federal, “A União, mediante lei

complementar, poderá instituir empréstimos compulsórios para atender às despesas

extraordinárias, decorrentes de calamidade pública, de guerra externa ou em sua

iminência”.

41

IV.4.2 – Programa de Reconstrução – PRRC

É previsto no Orçamento da União, é constituído por dois subprogramas:

• Subprograma de Recuperação Socioeconômica das Áreas Afetadas;

• Subprograma de Recuperação dos Serviços Públicos Essenciais Afetados por

Desastres.

IV.4.2.1 - Projetos Específicos

Os subprogramas do Programa de Reconstrução compreendem os seguintes

projetos principais:

• Projetos de Relocação Populacional e de Construção de Moradias para a

população de baixa renda, afetada por Desastres;

• Projetos de Recuperação de Áreas Degradadas;

• Projetos de Recuperação dos Serviços Públicos Essenciais.

IV.4.2.2 – Regulamentação de Convênios de Reconstrução

Todos os convênios firmados por órgãos federais da Administração Direta e

por entidades Autárquicas e Fundacionais, instituídas, mantidas ou supervisionadas

pelo Poder Público Federal, são regulamentados pela INSTRUÇÃO NORMATIVA no 2,

de 19 de abril de 1993, a qual foi baixada pelo Secretário do Tesouro Nacional.

A Instrução Normativa no 2 disciplina a celebração de convênios de natureza

financeira que tenham por objetivo a execução de projetos ou a realização de eventos e

dá outras providências.

A citada Instrução Normativa fundamenta-se na legislação pertinente, a qual é

explicitada no artigo 29 da referenda Instrução.

42

CAPÍTULO V – ATRIBUIÇÕES DOS ÓRGÃOS ESTADUAIS

Os órgãos estaduais abaixo relacionados desenvolverão suas atribuições de acordo

com os seus PEC.

V.1 – Secretaria de Estado de Saúde e Defesa Civil (SESDEC)

• Colaborar com o Grupo de Socorro de Emergência do CBMERJ;

• Enviar para as áreas de abrigo ambulâncias, médicos e enfermeiros, mediante

necessidade do Coordenador de Abrigos;

• Estabelecer plantões médicos nos abrigos;

• Instalar nos abrigos uma infra-estrutura para atendimento médico e outra para

controle epidemiológico; e

• Enviar, para cada abrigo ativado, um médico especialista em epidemiologia.

V.1.1 - Departamento Geral de Defesa Civil (DGDEC)

• Manter agentes qualificados, treinados e em número suficiente para executar

prontamente as ações previstas nos procedimentos de notificação, entre eles a

ativação imediata do CESTGEN;

• Abrigar parcela da população removida das ZPE 3 e 5 em abrigos estaduais, sob

coordenação do CCCEN, através da Coordenação de Abrigos;

• Apoiar as ações do CCCEN; e

• Enviar reforço operacional para apoiar as ações do CCCEN e das COpEN.

V.1.2 - Corpo de Bombeiros Militar do Estado do Rio de Janeiro (CBMERJ)

• Apoiar com pessoal e meios as ações do CCCEN e do CESTGEN, conforme

solicitação contida no “Manual de Procedimentos” de cada Centro.

V.1.2.1 - 10º Grupamento de Bombeiro Militar (10º GBM – Angra dos Reis) e

26º Grupamento de Bombeiro Militar (26º GBM – Paraty)

• Apoiar operacionalmente o CCCEN e as COpEN;

• Atender as necessidades de transporte do CCCEN;

• Executar as ações de combate a incêndio, busca e salvamento;

• Apoiar, caso necessário, o Sistema de Comunicações do CCCEN, garantindo o

fluxo de informações entre as organizações envolvidas;

• Apoiar as ações das COpEN e da Coordenação de Abrigos;

43

• Ativar as empresas de transporte coletivo para deslocarem os ônibus necessários

à remoção da população, quando necessário;

• Notificar a população das medidas de proteção a serem adotadas, conforme a

situação de emergência e orientação da CNEN; e

• Manter militares qualificados, treinados e em número suficiente para executar

prontamente as ações previstas nos procedimentos de notificação.

V.1.2.1.1 - Destacamento de Bombeiro Militar 3/10 (Frade) e Destacamento de

Bombeiro Militar 1/26 (Mambucaba)

• Realizar, respectivamente, as ações de Coordenação Operacional Leste e Oeste,

entre outras:

• Notificar e orientar a população;

• Executar o resgate quando necessário; e

• Promover o embarque e a remoção para as áreas de abrigo;

V.2 - Coordenadoria Adjunta de Operações Aéreas (CAOA), da Coordenadoria

Militar do Gabinete Civil do Governo do Estado do Rio de Janeiro

• Manter, em caráter permanente, suas aeronaves e tripulações, prontas para o

apoio aéreo ao CESTGEN, nas ocasiões necessárias ao atendimento de uma

situação emergencial; e

• Realizar o transporte de pessoal técnico para o desenvolvimento das operações;

V.3 - Polícia Militar do Estado do Rio de Janeiro (PMERJ)

• Determinar o deslocamento de seus representantes para o CCCEN e o CESTGEN,

a partir da situação de alerta;

• Apoiar a remoção da população, sob coordenação do CCCEN;

• Controlar o acesso e o trânsito nas áreas interditadas e nas ZPE não atingidas;

• Manter a segurança dos bens públicos e privados localizados nas áreas

evacuadas, controlando rigorosamente as vias normais de acesso;

• Realizar a segurança nos abrigos;

• Preservar a ordem pública na área considerada sob emergência;

• Empregar o Posto da Polícia Militar de Lídice nas atividades de controle de

trânsito, em coordenação com a Polícia Rodoviária Federal, através do CCCEN; e

• Ficar em condições de escoltar elementos do SAER para Angra dos Reis.

44

V.4 - Polícia Civil do Estado do Rio de Janeiro (PCERJ)



• Apoiar a PMERJ, caso solicitada, na manutenção da segurança dos bens públicos

e privados localizados nas áreas evacuadas; e

• Assegurar o cumprimento da lei, a manutenção da ordem pública, a proteção de

bens e pessoas e a prevenção à prática dos ilícitos penais e atribuições da Polícia

Judiciária, na situação de emergência nuclear.

V.5 - Secretaria de Estado de Educação (SEEDUC)

• Colocar à disposição do CCCEN o pessoal, os meios e os estabelecimentos de

ensino, para funcionarem como abrigos, conforme solicitação do CCCEN.

V.6 - Secretaria de Estado de Transportes do Rio de Janeiro (SETRANS)

• Enviar, através do DETRO, para o DGDEC cinco ônibus, com motoristas,

objetivando o transporte de pessoal para Angra dos Reis; e

• Colaborar com a Equipe de Atividades de Transportes no recebimento dos ônibus,

das empresas particulares, que farão a remoção da população da ZPE - 5.

V.7- Secretaria de Estado de Obras (SEOBRAS)

• Compor a Coordenação de Abrigos, devendo manter em condições de

funcionamento as instalações hidráulicas e sanitárias dos abrigos, através da

CEDAE.

V. 8 – Secretaria de Estado do Ambiente (SEA)

• Determinar o deslocamento de seus representantes para o CESTGEN e o CCCEN,

a partir da situação de alerta; bem como deixar de sobreaviso todo o serviço de

emergência da Secretaria para um pronto atendimento a qualquer ocorrência

nociva ao meio ambiente.

V.9 - Secretaria de Estado de Assistência Social e Direitos Humanos (SEASDH)

• Determinar o deslocamento de seus representantes para o CESTGEN;

• Designar Assistentes Sociais para compor a Coordenação de Abrigos;

• Designar funcionários da Fundação Leão XIII para compor a Coordenação de

Abrigos.

45

CAPÍTULO VI – ATRIBUIÇÕES DOS ÓRGÃOS DE APOIO

Aos órgãos de apoio abaixo relacionados, são atribuídas as respectivas tarefas,

necessárias a complementação deste PEE/RJ, no desenvolvimento das ações

específicas de segurança e proteção da população.

VI.1 – Comando do Primeiro Distrito Naval (1º DN):

• Cooperar com a Defesa Civil no cadastramento dos residentes nas ilhas das ZPE-

3, ZPE-5 e ZPE-10;

• Notificar e remover os ilhéus das ZPE-3 e 5, conduzindo-os para o Colégio Naval;

• Remover, se necessário, os ilhéus de outras ZPE;

• Interditar a navegação na ZPE-5;

• Apoiar os militares do CML empenhados na atividade de controle de trânsito na

BR-101, prevendo local para montagem de barracas, locais para higiene e

alimentação;

• Abrigar a parcela da população removida das ZPE 3 e 5 que eventualmente venha

a exceder a capacidade dos abrigos estaduais e municipais, sob coordenação do

CCCEN;

• Manter dois helicópteros na Base Aérea Naval de São Pedro da Aldeia – RJ (com

capacidade para dezoito passageiros cada) em condições de serem empregados,

mediante solicitação do CESTGEN, com a possibilidade de realizar evacuação

aeromédica, inclusive de radioacidentado para o Hospital Naval Marcílio Dias

(HNMD);

• Determinar o deslocamento de seus representantes para o CCCEN e CESTGEN, a

partir da situação de alerta;

• Ficar em condições de colocar à disposição do CESTGEN cinco viaturas de 1,5

Toneladas, com os respectivos motoristas;

• Apoiar o transporte de equipes da CNEN para as ilhas da Baía da Ilha Grande;

• Alertar o Hospital Naval Marcílio Dias.

46

VI.2 – Comando Militar do Leste (CML)

• Ficar em condições de apoiar, empregando cinco grupos de dez militares, a

montagem de barracas fornecidas pelo CESTGEN e apoiar o CCCEN na

instalação dos abrigos;

• Ficar em condições de passar à disposição do CESTGEN cinco viaturas de 2,5

Toneladas com reboques de 1,5 Toneladas, com os respectivos motoristas,

destinadas ao transporte pessoal e material;

• Cooperar com a Polícia Rodoviária Federal na atividade de controle de trânsito,

sob coordenação do CCCEN, empregando militares especializados nos pontos a

seguir:

Entrada de Angra dos Reis – Km 478 e 480/4;

Entroncamento BR – 101 com RJ 155 - Km 491;

Entrada do Frade – Km 507; e

Vila Histórica de Mambucaba.

• Manter dois helicópteros com capacidade para, no mínimo, oito passageiros, na

Base de Aviação de Taubaté – SP, em condições de serem empregados, mediante

solicitação do CESTGEN, com a possibilidade de realizar evacuação aeromédica,

inclusive de radioacidentado para o Hospital Naval Marcílio Dias (HNMD);

• Ficar em condições de apoiar o GRAP em atividades de levantamento

aeroradiométrico;



• Empregar, mediante solicitação do CESTGEN, a Companhia de Defesa Química,

Biológica e Nuclear em apoio às ações da CNEN e do CCCEN; e

• Instalar um sistema de comunicações para ligação entre o CML e o CESTGEN e,

também, com as Organizações Militares envolvidas.

• Ficar em condições de empregar o Hospital de Campanha (HCmp) apoiando as

ações de defesa civil.

VI.3 A – Terceiro Comando Aéreo Regional (III COMAR)

• Expedir Notificação Aérea Militar (NOTAM), quando necessário, para interditar o

Espaço Aéreo sobre a ZPE-15;

• Restringir o Tráfego Aéreo para Angra dos Reis;

• Interditar o Aeródromo de Angra dos Reis em caso de emergência;

47

• Autorizar o pouso de aeronaves no Aeródromo de Angra dos Reis, por solicitação

do CESTGEN;

• Autorizar, por solicitação do CESTGEN, o tráfego aéreo na região em condições

especiais;

• Transportar, utilizando um helicóptero, equipes da CNEN do Rio de Janeiro para

Angra dos Reis, no menor tempo possível, após a solicitação;

• Colocar à disposição do CESTGEN um helicóptero para transporte de pessoal e/ou

material para Angra dos Reis;

• Manter os dois helicópteros em Angra dos Reis para apoiar o CCCEN, com a

possibilidade de realizar evacuação aeromédica, inclusive de radioacidentado para

o Hospital Naval Marcílio Dias (HNMD);

• Proporcionar, por intermédio do Primeiro Esquadrão de Comunicação e Controle,

do Primeiro Grupo de Comunicação e Controle, as comunicações e auxílio ao vôo

para as aeronaves da FAB, da MB e do EB; e


partir da situação de alerta.

VI.3.B – DEPARTAMENTO DE CONTROLE DO ESPAÇO AÉREO (DECEA)

• Integrar-se ao sistema de comunicações do SIPRON para o Município de Angra

dos Reis, através do 1º GCC - Grupo de Comunicações e Controle e seu órgão

subordinado o 1º/1º GCC – 1º Esquadrão do 1º GCC, ficando em condições de

apoiar e suplementar os sistemas existentes.

VI.4 – Superintendência Regional da Agência Brasileira de Inteligência

• Determinar o deslocamento de seus representantes para o CCCEN e CESTGEN,

a partir da situação de alerta; e

• Assessorar no planejamento, na coordenação e no controle das informações,

assim como nas providências necessárias à manutenção do sigilo das

comunicações de segurança.

VI.5 – Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN)

• Notificar o DGDEC e o Órgão Central do SIPRON quando da ocorrência de uma

situação de emergência na CNAAA;

48

• Manter plantonistas qualificados, treinados e em número suficiente para executar

prontamente as ações previstas nos procedimentos de notificação;

• Deslocar o GRAP para Angra dos Reis, no mais curto prazo após acionada,

utilizando-se das aeronaves da FAB;

• Coordenar as ações do CIEN, a partir da notificação da SEMDEC/AR pela DIANG;

• Coordenar as ações de radioproteção no atendimento a emergências;

• Manter em condições de utilização imediata o material para a notificação da

população;

• Determinar o deslocamento de seus representantes para o CCCEN, CIEN,

CESTGEN e CNAGEN, a partir da situação de alerta;

• Recomendar as medidas de proteção a serem implementadas em cada classe de

emergência; e

• Recomendar, em casos específicos, a distribuição de iodo estável, observadas as

diretrizes do Ministério da Saúde.

VI.6 – Eletrobrás Termonuclear S.A. (ELETRONUCLEAR)

• Determinar o deslocamento de seus representantes para o CCCEN, CIEN e

CESTGEN, a partir da situação de alerta;

• Notificar a CNEN, o 10º GBM e a SEMDEC/AR da situação de emergência na

CNAAA;

• Deslocar três ônibus para efetuar a remoção da população da ZPE-3 (lado leste);

• Colocar à disposição da Defesa Civil quatro (os três anteriores e mais um) ônibus

para as operações no lado leste e cinco ônibus para as operações no lado oeste,

caso seja necessária a remoção da população na ZPE-5; e

• Enviar uma ambulância com enfermeiro e médico para o Destacamento do Frade.

VI.7 – Polícia Rodoviária Federal (PRF)



• Realizar o controle de trânsito empregando:

• A guarnição do Posto da Verolme para controlar o tráfego no Km 469;

• Uma viatura para controlar o trânsito no Km 478;

• Uma viatura para controlar o trânsito no Km 480/484;

• Uma viatura para controlar o trânsito no Km 484; e

49

• Uma viatura para controlar o trânsito no Km 491 (entroncamento da BR-101 com RJ-155)

• Uma viatura para controlar o trânsito no Km 524,5;

• Manter, em reserva, uma viatura no Km 507 (FRADE);

• Coordenar, através do CCCEN, a atuação dos militares da Polícia do Exército e do

Posto da Polícia Militar de Lídice empregados na atividade de controle de trânsito;

• Ficar em condições de empregar os motociclistas do Setor de Policiamento e

Segurança Rodoviária.

VI.8 – Prefeitura Municipal de Angra dos Reis

• Determinar o deslocamento de seus representantes para o CCCEN e o CIEN, a


• Colocar à disposição do CCCEN pessoal, meios e instalações dos

Estabelecimentos de Ensino Municipais para funcionarem como abrigos;

• Manter atualizado o cadastramento dos residentes nas ilhas das ZPE-3, ZPE-5 e

ZPE-10;

• Abrigar parcela da população removida das ZPE 3 e 5 em abrigos municipais, sob

orientação da Coordenação de Abrigos; e

• Manter plantonistas qualificados, treinados e em número suficiente, para executar

prontamente as ações previstas no PEM.

VI.9 – Prefeitura Municipal de Paraty

• Determinar o deslocamento de seus representantes (COMDEC/PY) para a COpEN

Oeste, a partir da situação de alerta;

• Colocar à disposição do CCCEN pessoal, meios e instalações dos

Estabelecimentos de Ensino Municipais para funcionarem como abrigos;

• Manter atualizado o cadastramento dos residentes nas ilhas das ZPE-3, ZPE-5 e

ZPE-10;

• Abrigar parcela da população removida das ZPE 3 e 5 em abrigos municipais, sob

orientação da Coordenação de Abrigos; e

• Manter agentes operacionais qualificados, treinados e em número suficiente, para

executar prontamente as ações previstas no PEC.

VI.10 – Coordenadoria Estadual da Defesa Civil de São Paulo – CEDEC/ SP

• Manter-se informado, quanto a situação de emergência;

50

• Desencadear as ações previstas no respectivo PEC; e

• Manter contato com o órgão de Defesa Civil do Município de Bananal, informando-

o sobre a evolução da ocorrência.

VI.11 – Cruz Vermelha Brasileira

• Designar representante para o CESTGEN; e

• Desencadear as ações previstas no respectivo PEC.

VI.12 – AMPLA

• Designar representante para o CCCEN; e


VI.13 – GRUPO TELEMAR ( Oi, Empresa de Telefonia )

• Designar representante para o CCCEN e CESTGEN; e


VI.14 – OPERADOR NACIONAL DO SISTEMA ELÉTRICO

• Designar representante para CESTGEN; e


CAPÍTULO VII – COMUNICAÇÕES

VII.1. Meios de Comunicações

51

O Sistema de Comunicações previsto para atender a uma situação de emergência

será composto pelos seguintes meios:

• Correio eletrônico (e-mail);

• Linhas telefônicas comerciais (voz, fax, modem);

• Telefonia móvel (celular);

• Telefonia via satélite;

• Rádios (VHF e UHF); e

• Mensageiros.

VII.2. Sistema de Comunicações dos Centros

O detalhamento do funcionamento do Sistema de Comunicações de cada Centro

deverá ser previsto em seus procedimentos, tendo como base o Plano de Comunicações

do SIPRON.

VII.3. Teste do Sistema de Comunicações

O Sistema será testado mensalmente quando será realizada a ligação entre as

organizações e a manutenção preventiva de todos os equipamentos de comunicações,

segundo procedimentos específicos de cada Centro.

VII.4. Integrantes do Sistema

A infra-estrutura de comunicações deverá permitir as ligações necessárias entre os

diversos Centros de Emergência, os órgãos que os constituem e as equipes de campo.

VII.5. Registro de Informações

As informações geradas durante as ações de resposta à situação de emergência serão

registradas de acordo com procedimentos específicos, para efeito de documentação do

evento e utilização em estudos, objetivando o aprimoramento e a incorporação dos

procedimentos executados.

52

CAPÍTULO VIII – PRESCRIÇÕES DIVERSAS

VIII.1. Manual de Procedimentos dos Centros

Os Manuais de Procedimentos do CCCEN e do CESTGEN deverão estar em

consonância com o PEE/RJ, os PEC e o Plano de Emergência Municipal de Angra dos

Reis (PEM/AR), sendo compostos por procedimentos que detalhem as ações das

seguintes atividades:

• Organização, responsabilidades e administração do Centro, incluindo treinamentos

e exercícios, controle de documentação e atualização dos documentos;

• Sistemas de acionamento e de comunicações, evidenciando a diversidade e

redundância de meios;

• Ativação do Centro;

• O funcionamento e os procedimentos operacionais do Centro nas diversas classes

de emergências;

• Registro de informações, incluindo as notificações da CNAAA, informações das

organizações e dos Centros envolvidos, tabelas, data-hora de acompanhamento de

eventos e relatórios parciais e finais;

• Interface entre eles e o CNAGEN; e

• Divulgação de informações para o CIEN e para as autoridades municipais e

estaduais, respectivamente.

VIII.2. Planos de Emergência Complementares (PEC) e o Plano de Emergência

Municipal (PEM)

Os Planos de Emergência Complementares e o Plano de Emergência Municipal

deverão estar em consonância com o PEE/RJ, obedecendo a legislação própria de cada

organização e:

• Conter os procedimentos específicos para as ações de preparação e de resposta,

compreendidas em seu escopo;

• Apresentar a forma de acionamento do plano;

• Descrever seus sistemas de comunicações, evidenciando o potencial de meios

disponíveis;

• Estabelecer as atribuições e composição das equipes nas ações de resposta, bem

como sua interface com equipes de outras organizações que participam de ações

similares; e,

53

• Estabelecer as atividades de preparação das equipes que têm responsabilidade no

planejamento, incluindo a periodicidade e o programa de exercícios.

VIII.3. Treinamentos e Exercícios

Cada organização elaborará um programa anual de treinamento, com o propósito de

adestrar todos os seus integrantes, em procedimentos específicos.

VIII.4. Atualização e Revisões Periódicas

A atualização deste planejamento, bem como dos demais documentos dele

decorrentes, serão realizadas sempre que necessário ou, no mínimo, uma vez a cada

quatro anos.

VIII.5. Prazo

Os Planos de Emergência decorrentes deste planejamento deverão ser entregues aos

Centros (CNAGEN, CESTGEN e CCCEN) no prazo de trinta dias após a aprovação deste

PEE/RJ.

VIII.6. Casos não previstos

Os casos não previstos, bem como qualquer dúvida sobre a interpretação de

determinações contidas neste Plano serão resolvidos, no mais curto prazo, pela

Secretaria de Estado de Saúde e Defesa Civil do Rio de Janeiro, através da

Subsecretaria de Estado da Defesa Civil do Rio de Janeiro.

VIII.7. Vigor

Este Plano entrará em vigor na data de sua publicação. Revogando-se todas as

disposições em contrário.

54

Rio de Janeiro, RJ, em ____ de _____________ de 2008.

______________________________________________

PEDRO MARCO DA CRUZ MACHADO – CEL BM

Subsecretário de Estado da Defesa Civil e

Comandante-Geral do CBMERJ

CONFERE:

_______________________________________________________ SERGIO CORTES

Secretário de Estado da Saúde e Defesa Civil

APROVO:

____________________________________________________

SERGIO CABRAL FILHO

Governador do Estado do Rio de Janeiro

55

Siglas Utilizados no PEE 1º DN – PRIMEIRO DISTRITO NAVAL

1º DE – Primeira Divisão do Exército

ABIN/RJ - Superintendência Estadual da Agência Brasileira de Inteligência

AIEA - Agência Internacional de Energia Atômica

APE – Área de propriedade da Eletronuclear

AR – Angra dos Reis

CAOA - Coordenadoria Adjunta de Operações Aéreas

CAvEx - Comando de Aviação do Exército

CBMERJ – Corpo de Bombeiros Militar do Estado do Rio de Janeiro

CBREEN – Curso Básico de Resposta em Emergência Radiológicas e Nucleares

CCCEN – Centro de Coordenação e Controle de Emergência Nuclear

CEDAE - Companhia Estadual de Distribuição de Água e Esgoto

CEDEC/SP - Coordenadoria Estadual de Defesa Civil do Estado de São Paulo

CEERN - Curso de Especialização em Emergências Radiológicas e Nucleares

CESTGEN – Centro Estadual para Gerenciamento de Emergência Nuclear

Cia Es G Q/1953 - Campainha de Defesa Química e Biológica e Nuclear

CIEN – Centro de Informação de Emergência Nuclear

CML - Comando Militar do Leste

CMSE - Comando Militar do Sudeste

CN – Colégio Naval

CNAAA – Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto

CNAGEN – Centro Nacional para Gerenciamento de uma Situação de Emergência Nuclear

CNEN - Comissão Nacional de Energia Nuclear

COMAR – Comando da Aeronáutica

ComForAerNav - Comando da Força Aeronaval

COMGAR - Comando Geral de Operações Aéreas

ComOpNav – Comando de Operações Navais

CONDEC – Conselho Nacional de Defesa Civil

CONDEC/BANANAL – Comissão Municipal de Defesa Civil de Bananal

CONEDEC – Conselho Estadual de Defesa Civil

COpEN – Coordenações Operacionais de Emergência Nuclear

COPREN / AR – Comitê de Planejamento de Resposta a Emergência Nuclear no Município de Angra dos Reis

56

COPREN / RES - Comitê de Planejamento de Resposta a Emergência Nuclear no Município de Resende

COPRON – Coordenação da Proteção ao Programa Nuclear Brasileiro

COTER - Comando de Operações Terrestres

CTEx – Centro Tecnológico do Exército

DBM – Destacamento de Bombeiro Militar

DCT – Departamento de Ciência e Tecnologia

DETRO - Departamento de Transportes Rodoviários

DGDEC – Departamento Geral de Defesa Civil

DIANG – Distrito de Angra dos Reis (propriedade da ELETRONUCLEAR)

EB – Exército Brasileiro

ELETRONUCLEAR - Eletrobrás Termonuclear S.A.

ENU – Evento Não Usual

FAB – Força Aérea Brasileira

FEEMA – Fundação Estadual de Engenharia do Meio Ambiente

FUNCAP - Fundo Especial para Calamidades Públicas

GBM – Grupamento de Bombeiro Militar

GBS – Grupamento de Busca e Salvamento

GOp – Grupamento Operacional

GRAC - Grupo Integrado de Ações Coordenadas

GRAP – Grupo de Radioproteção

GSE – Grupamento de Socorro de Emergência

HCmp – Hospital de Campanha do Exército

HNMD - Hospital Naval Marcílio Dias

III COMAR - Terceiro Comando Aéreo Regional

MB – Marinha do Brasil

MCT – Ministério da Ciência e Tecnologia

NG 02 - NORMA GERAL para o Planejamento da Resposta a uma Situação de Emergência Nuclear (NG-02), do SIPRON do Ministério da Ciência e Tecnologia.

NG 06 - NORMA GERAL sobre a Instalação e o Funcionamento dos Centros Encarregados da Resposta a uma Situação de Emergência Nuclear (NG-06), do SIPRON - do Ministério da Ciência e Tecnologia. ONG – Organizações não governamentais

ONS – Operador Nacional do Sistema Elétrico

PAA – Plano Plurianual

PAMBM – Posto Avançado de Bombeiro Militar

PCERJ - Polícia Civil do Estado do Rio de Janeiro

PEC – Plano de Emergência Complementar

57

PEE/RJ - Plano de Emergência Externo do Estado do Rio de Janeiro

PEL - Plano de Emergência Local

PEM – Plano de Emergência Municipal

PEM/AR - Plano de Emergência Municipal de Angra dos Reis

PES – Plano de emergência Setorial

PMAR - Prefeitura Municipal de Angra dos Reis

PMERJ - Polícia Militar do Estado do Rio de Janeiro

PMPY - Prefeitura Municipal de Paraty

PRF – Polícia Rodoviária Federal

PRRC - Programa de Reconstrução

PSE - Plano para Situações de Emergência

REDEC - Coordenação Regional de Defesa Civil

SAER - Serviço de Atendimento a Emergências Radiológicas

SEA - Secretaria de Estado do Ambiente

SEASDH - Secretaria de Estado de Assistência Social e Direitos Humanos

SEDEC/MI – Secretaria de Defesa Civil do Ministério do Interior

SEEDUC - Secretaria de Estado de Educação

SEMDEC/AR - Secretaria Municipal de Defesa Civil de Angra dos Reis

SESDEC – Secretaria de Estado de Saúde e Defesa Civil

SESEG – Secretaria de Estado de Segurança

SETRANS - Secretaria de Estado de Transportes

SIEDEC/RJ - Sistema Estadual de Defesa Civil do Estado do Rio de Janeiro

SINDEC – Sistema Nacional de Defesa Civil

SIPRON - Sistema de Proteção ao Programa Nuclear Brasileiro

SMDCGTRAN / PY - Secretaria Municipal de Defesa Civil, Guarda e Trânsito de Paraty

SRPRF/RJ - Superintendência Regional da Polícia Rodoviária Federal

SUBSEDEC – Subsecretaria de Estado de Defesa Civil

SUOP – Superintendência Operacional

DNIT – Departamento Nacional de Infra-Estrutura de Transporte

58

“B”

DECRETO Nº. 41.147, de 24 de janeiro de 2008.

DOERJ nº 18, de 25 de janeiro de 2008

Dispõe sobre a aprovação do Plano de

Emergência Externo do Estado do Rio de

Janeiro – PEE/RJ, destinado a atuação do

Sistema Estadual de Defesa Civil –

SIEDEC/RJ, em caso de emergência nuclear

nas instalações da Central Nuclear

Almirante Álvaro Alberto – CNAAA.

59

DECRETO Nº 41.147, DE 24 DE JANEIRO DE 2008.

DISPÕE SOBRE A APROVAÇÃO DO PLANO DE

EMERGÊNCIA EXTERNO DO ESTADO DO RIO DE

JANEIRO – PEE/RJ, DESTINADO A ATUAÇÃO DO

SISTEMA ESTADUAL DE DEFESA CIVIL – SIEDEC/RJ, EM

CASO DE EMERGÊNCIA NUCLEAR NAS INSTALAÇÕES

DA CENTRAL NUCLEAR ALMIRANTE ÁLVARO ALBERTO

– CNAAA.

O GOVERNADOR DO ESTADO DO RIO DE JANERIO, no uso de suas atribuições

constitucionais e legais,

CONSIDERANDO:

- a necessidade do Estado do Rio de Janeiro compatibilizar a atuação do

Sistema Estadual de Defesa Civil – SIEDEC diante de uma Situação de Emergência Nuclear, na

CNAAA, no Município de Angra dos Reis, em cumprimento ao Decreto-Lei nº 1.809, de 07 de

outubro de 1980, que institui o Sistema de Proteção ao Programa Nuclear Brasileiro – SIPRON,

regulamentado pelo Decreto nº 2.210, de 22 de abril de 1997;

- o Decreto nº 35.857, de 14 de julho de 2004, que organiza o Sistema Estadual de Defesa Civil –

SIEDEC, com a finalidade de prover as medidas permanentes de proteção da população, visando

prevenir e/ou minimizar os efeitos de desastres de forma a preservar a normalidade da vida

comunitária em nosso Estado;

- que o Sistema Estadual de Defesa Civil - SIEDEC é constituído por órgãos e entidades da

Administração Pública Estadual e dos Municípios, por entidades privadas e pela comunidade, sob

a coordenação da Subsecretaria de Estado de Defesa Civil do Estado do Rio de Janeiro –

SUBSEDEC/RJ; e

- a necessidade de elaboração de Planos de Ação de Defesa Civil, que possibilitem a integração

dos esforços, com vistas à proteção das comunidades contra desastres de qualquer natureza, e

tendo em vista o que consta do processo nº E-27/0020/1030/2006.

DECRETA:

Art. 1º - Fica aprovado o Plano de Emergência Externo do Estado do Rio de Janeiro – PEE/RJ,

para atuação do Sistema Estadual de Defesa Civil – SIEDEC, diante de uma Situação de

Emergência Nuclear na Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto, elaborado pela Secretaria de

Estado de Saúde e Defesa Civil do Estado do Rio de Janeiro – SESDEC/RJ, através do seu

Departamento Geral de Defesa Civil – DGDEC.

Art. 2º - Os órgãos pertencentes à estrutura estadual, envolvidos no PEE/RJ

deverão elaborar os respectivos Planos de Emergência Complementar – PEC.

60

Art. 3º - A Coordenação do Plano de Emergência Externo – PEE/RJ, nas atividades que conferem

aos órgãos do Estado, serão da competência da Secretaria de Estado de Saúde e Defesa Civil do

Estado do Rio de Janeiro – SESDEC/RJ.

Art. 4º - Este Decreto entrará em vigor na data de sua publicação, revogadas as disposições em

contrário.

Rio de Janeiro, 24 de janeiro de 2008. SÉRGIO CABRAL

61

“C”

Decreto n.º 40.908, de 17 de agosto de 2007. DOERJ, nº. 155, de 20 de agosto de 2007.

DISPÕE SOBRE A REORGANIZAÇÃO DO SISTEMA ESTADUAL DE DEFESA CIVIL – SIEDEC, SEM AUMENTO DE DESPESA, E DÁ OUTRAS PROVIDÊNCIAS.

62

GOVERNO DO ESTADO DO RIO DE JANEIRO

DECRETO Nº 40.908, DE 17 DE AGOSTO DE 2007.

DISPÕE SOBRE A REORGANIZAÇÃO DO SISTEMA ESTADUAL DE DEFESA CIVIL – SIEDEC, SEM AUMENTO

DE DESPESA, E DÁ OUTRAS PROVIDÊNCIAS.

O GOVERNADOR DO ESTADO DO RIO DE JANEIRO, no uso de suas atribuições

constitucionais e legais, tendo em vista o que consta do processo nº E-08/607/50.000/2007 e

CONSIDERANDO:

- a necessidade de adequar a organização do Sistema de Defesa Civil à política nacional de

defesa civil e aos dispositivos do Decreto Federal nº 5.376, de 17 de fevereiro de 2005, que

organiza o Sistema Nacional de Defesa Civil – SINDEC;

- o Decreto nº 40.486, de 01 de janeiro de 2007, que reorganiza a estrutura do Poder Executivo

estadual e dá outras providências; e

- a necessidade de adequar o Sistema Estadual de Defesa Civil à estrutura de governo do poder

executivo estadual vigente,

DECRETA:

Art. 1º - Fica reorganizado, com base neste Decreto, sem aumento de despesa, o Sistema

Estadual de Defesa Civil – SIEDEC, no âmbito do Estado do Rio de Janeiro.

Art. 2º - O SIEDEC será constituído por órgãos e entidades da administração

pública estadual e dos municípios, por entidades privadas e pela comunidade, sob a direção do

Chefe do Poder Executivo Estadual e a coordenação da Secretaria de Estado de Saúde e Defesa

Civil – SESDEC, representada pela Subsecretaria de Estado da Defesa Civil - SUBSEDEC.

Art. 3º - São objetivos do SIEDEC:

I - planejar, coordenar e promover ações, visando à proteção global das populações no Estado do

Rio de Janeiro, em conjunto com os Municípios, com o objetivo de reduzir os desastres;

II - promover a articulação técnica com os Sistemas de Defesa Civil dos Estados limítrofes ao

Território Fluminense, visando à proteção global da população, com aquiescência do Chefe do

Poder Executivo Estadual;

III - assessor o Chefe do Poder Executivo Estadual no estabelecimento de critérios técnicos, e/ou

outros dispositivos legais, no repasse de recursos financeiros, com objetivo de promover a

63

proteção socioeconômica e ambiental, minimizando os danos e prejuízos resultantes de

desastres.

Art. 4º - Para efeitos deste Decreto, consideram-se:

I – Defesa Civil: o conjunto de ações preventivas, de socorro, assistenciais e recuperativas

destinadas a evitar ou minimizar os desastres, preservar o moral da população e restabelecer a

normalidade social;

II – Desastre: o resultado de eventos adversos, naturais ou provocados pelo homem, sobre um

ecosisstema vulnerável, causando danos humanos, materiais ou ambientais e conseqüentes

prejuízos econômicos e sociais;

III – Situação de Emergência: o reconhecimento pelo poder público de situação anormal,

provocada por desastres, causando danos superáveis pela comunidade afetada;

IV – Estado de Calamidade Pública: o reconhecimento pelo poder público de situação anormal,

provocada por desastres, causando sérios danos à comunidade afetada, inclusive à incolumidade

ou à vida de seus integrantes.

Art. 5º - O SIEDEC terá a seguinte estrutura:

I – Órgãos Superior: Conselho Estadual de Defesa Civil – CONEDEC, constituído pelos titulares

das Secretarias de Estado do Governo do Estado, mencionados no artigo 6º;

II – Órgão Central: Secretaria de Estado de Saúde e Defesa Civil – SESDEC, representada pela

Subsecretaria de Estado da Defesa Civil – SUBSEDEC;

III – Órgãos Regionais: Coordenações Regionais de Defesa Civil – REDEC, da Subsecretaria de

Estado da Defesa Civil – SUBSEDEC;

IV – Órgãos Municipais: Coordenadorias Municipais de Defesa Civil – COMDEC;

V – Órgãos Setoriais: os órgãos e entidades de Administração Pública Estadual;

VI – Órgãos de Apoio: entidades privadas, organizações não governamentais – ONG’s, clubes de

serviços, instituições religiosas, entidades comunitárias, associações, fundações e organizações

de voluntários que manifestarem interesse e possam prestar ajuda aos integrantes do SIEDEC.

Parágrafo único – As funções dos membros do SIEDEC não são remuneradas e seu exercício é

considerado serviço público relevante:

Art. 6º - Integram o CONEDEC, além do titular da Subsecretaria de Estado da Defesa Civil, os

titulares dos seguintes órgãos:

I – Secretaria de Estado da Casa Civil – CASACIVIL;

II – Secretaria de Estado de Governo – SEGOV;

III – Secretaria de Estado de Planejamento e Gestão – SEPLAG;

IV – Secretaria de Estado de Fazenda – SEFAZ;

V – Secretaria de Estado de Desenvolvimento Econômico, Energia, Indústria e Serviços –

SEDEIS;

64

VI – Secretaria de Estado de Obras – SEOBRAS;

VII – Secretaria de Estado de Segurança – SESEG;

VIII – Secretaria de Estado de Administração Penitenciária – SEAP;

IX – Secretaria de Estado de Saúde e Defesa Civil – SESDEC;

X – Secretaria de Estado de Educação – SEEDUC;

XI – Secretaria de Estado de Ciência e Tecnologia – SECT;

XII – Secretaria de Estado de Habilitação – SEHAB;

XIII – Secretaria de Estado de Transportes – SETRANS;

XIV – Secretaria de Estado do Ambiente – SEAMB;

XV – Secretaria de Estado de Agricultura, Pecuária, Pesca e Abastecimento – SEAPPA;

XVI – Secretaria de Estado do Trabalho – SETRAB;

XVII – Secretaria de Estado de Cultura – SEC;

XVIII – Secretaria de Estado de Assistência Social e Direitos Humanos – SEASDH;

XIX – Secretaria de Estado de Turismo, Esporte e Lazer – SETE.

§ 1º - À Secretaria de Estado de Saúde e Defesa Civil – SESDEC, representada pela

Subsecretaria de Estado da Defesa Civil – SUBSEDEC, representa pelo seu titular, caberá a

coordenação do Conselho Estadual de Defesa Civil – CONEDEC.

§ 2º - Os membros titulares do CONEDEC deverão designar suplentes junto à Subsecretaria de

Estado da Defesa Civil, que comparecerão às reuniões do Conselho quando da impossibilidade

do titular.

§ 3º - O CONEDEC reunir-se-á sempre que necessário, mediante convocação do seu

coordenador que, em caráter de urgência, poderá deliberar ad referendum do colegiado.

§ 4º - As funções dos membros do Conselho não são remuneradas e seu exercício é considerado

serviço público relevante.

§ 5º - Se após a publicação do presente Decreto, na estrutura do Poder Executivo, for criada,

modificada ou extinta uma Secretaria de Estado, a mesma passará ou deixará de compor,

imediatamente, o CONEDEC.

Art. 7º - Será organizado um GRUPO INTEGRADO DE AÇÕES ORDENADAS – GRAC,

constituído da seguinte forma:

I – Representantes dos órgãos e entidades da administração pública federal, integrantes do

Sistema Nacional de Defesa Civil – SINDEC, sediados no território do Estado do Rio de Janeiro;

II – Executivos técnicos dos entes vinculados a Secretaria de Estado, constantes do artigo 6º,

indicados pelos respectivos titulares;

III – Presidente do Conselho de Entidades Não Governamentais – CENG.

§ 1º - A coordenação do GRAC caberá ao Departamento Geral de Defesa Civil – DGDEC, a

Subsecretaria de Estado da Defesa Civil – SUBSEDEC.

65

§ 2º - Os membros do GRAC comporão, de acordo com suas áreas de atuação, Câmara

Setoriais, que poderão ser convocadas pela Coordenação do GRAC, em separado de suas

plenárias de origem, para participarem das ações de Defesa Civil.

§ 3º - As funções dos membros do GRAC não são remuneradas e seu exercício é considerado

serviço público relevante.

Art. 8º - os Órgãos de Apoio, constantes no item VI do artigo 5º, serão organizados em um

Conselho de Entidades Não Governamentais – CENG.

Parágrafo único – O CENG elaborará seu regimento interno, elegerá uma Diretoria, e seu

Presidente o representará no Grupo de Ações Coordenadas – GRAC.

Art. 9º - Ao CONEDEC compete:

I – elaborar o seu regimento interno,a ser homologado pelo seu coordenador;

II – aprovar normas e procedimentos para articulação das ações estaduais com os Municípios,

bem como a cooperação de entidades privadas, tendo em vista atuação coordenada das

atividades de defesa civil;

III – recomendar aos diversos órgãos integrantes do SIEDEC ações prioritárias que possam

prevenir ou minimizar os desastres naturais ou provocados pelo homem;

IV – aprovar os planos e programas globais e setoriais elaborados pelo SIEDEC;

V – deliberar sobre as ações de cooperação internacional de interesse do SIEDEC, observadas

as legislações vigentes;

VI – reunir-se com o objetivo de articular e operacionalizar planos de contingência em situações

de desastre de grande intensidade;

VII – propor critérios técnicos, para análise e aprovação de obras e serviços, destinados a

prevenir riscos, minimizar danos e recuperar áreas deterioradas por desastres;

VIII – definir as áreas e as ações prioritárias para investimentos que contribuam para minimizar as

vulnerabilidades dos Municípios;

IX – aprovar o regimento interno da constituição e funcionamento do GRAC e do CENG.

Parágrafo único – As decisões do CONEDEC são consideradas de relevante interesse estadual,

cabendo aos órgãos e entidades integrantes do SIEDEC conferir elevada prioridade a sua

execução.

Art. 10 – À Secretaria de Estado de Saúde e Defesa Civil – SESDEC, através da Subsecretaria

de Estado da Defesa Civil – SUBSEDEC, compete:

I – articular, coordenar e gerenciar as ações de defesa civil em nível estadual;

II – normatizar e realizar a supervisão técnica e a fiscalização específica sobre as ações

desenvolvidas pelos órgãos integrantes do SIEDEC, sem prejuízo da subordinação a que

estiverem vinculados;

III – elaborar e promover estudos referentes às causas e possibilidades de ocorrências de

desastres, suas incidências, extensões e conseqüências;

IV – coletar, manter atualizada e disponível, informações sobre desastres no âmbito do SIEDEC;

66

V – elaborar e atualizar as políticas e diretrizes propostas ao CONEDEC quanto à ação

governamental de desa civil;

VI – consolidar e compatibilizar programas e planos globais, regionais e setoriais, observadas as

políticas e as diretrizes, visando à proteção das comunidades, promovendo a transformação

socioeconômica e ambiental e a ação governamental de defesa civil;

VII – incentivar a criação e o desenvolvimento dos Sistemas Municipais de Defesa Civil

consolidados nas Coordenadorias Municipais de Defesa Civil – COMDEC’s, no Estado do Rio de

Janeiro;

VIII – formar, capacitar e especializar os recursos humanos para desenvolverem ações de Defesa

Civil;

IX – incentivar a implantação e o desenvolvimento de Centros de Pesquisa sobre Desastres –

CEPED’s destinados à pesquisa;

X – criar grupos de trabalho com objetivo de apoiar, tecnicamente, os órgãos ou entidades

municipais ou estaduais, nas áreas e ações de defesa civil, no Estado do Rio de Janeiro;

XI – dar pareceres técnicos sobre os relatórios e pleitos relativos à situação de emergência e a

estado de calamidade pública;

XII – prestar apoio técnico e administrativo ao CONEDEC;

XIII – participar do Sistema de Proteção ao Programa Nuclear Brasileiro – SIPRON, na forma do

Decreto-lei nº 1.809, de 07 de outubro de 1980, e legislação complementar;

XIV – promover a criação e integração de Centros de Operações com o Sistema de Informações

sobre Desastres do Estado do Rio de Janeiro – SINDERJ e o Sistema de Informações sobre

Desastres no Brasil – SINDESB;

XV – implantar o Centro de Administração de Desastres – CESTAD, que terá as

responsabilidades de receber, analisar e mostrar as informações sobre os acidentes para permitir

a tomada de decisões, buscando a comunicação efetiva e a coordenação na gestão dos

desastres;

XVI – convocar reuniões de representantes de órgãos municipais de Defesa Civil, para facilitar a

articulação, coordenação e o gerenciamento do SIEDEC;

Art. 11 – Aos Órgãos Regionais compete;

I – coordenar, orientar e avaliar, sob a supervisão do Departamento Geral de

Defesa Civil – DGDEC, as ações desenvolvidas pelos órgãos integrantes do SIEDEC a nível

regional;

II – realizar estudos sobre as possibilidades de ocorrências de desastres, suas incidências,

extensões e conseqüências;

III - participar ao DGDEC as ações e informações relacionadas à área da defesa civil;

IV - elaborar e consolidar planos regionais e compatibilizá-Ios aos planos e programas estaduais

de defesa civil;

67

V - coordenar e controlar a distribuição de suprimentos às populações atingidas por desastres,

em articulação com órgãos integrantes do SIEDEC;

VI - incentivar e promover a criação de Coordenadorias Municipais de Defesa Civil - COMDEC's

ou órgão correspondente de defesa civil do município;

VII - participar do SINDERJ e promover a criação e interligação de Centros de Operações.

Art. 12 - As competências dos órgãos setoriais serão definidas através dos protocolos elaborados

em consenso com o órgão central do SIEDEC, por intermediação de suas Secretarias, num prazo

máximo de 120 (cento e vinte) dias, a partir da publicação do presente Decreto.

Art. 13 - Ao Grupo Integrado de Ações Coordenadas - GRAC compete:

I - propiciar apoio técnico às Coordenadorias Municipais de Defesa Civil, através do DGDEC;

II - colaborar na formação de banco de dados e mapa-força aos recursos disponíveis em cada

órgão ou entidade para as ações de socorro, assistência e recuperação;

III - engajar-se nas ações de Defesa Civil, mobilizando recursos humanos e materiais disponíveis

nas entidades representadas;

IV - manter-se em regime de reunião permanente, em casos de situação de emergência ou

estado de calamidade pública que atinjam vários municípios ou regiões do Estado

simultaneamente, mediante convocação do Diretor do DGDEC;

V - promover o entrosamento entre o DGDEC e os órgãos representados;

VI - executar, nas áreas de competência de cada órgão, as ações determinadas pelo DGDEC,

visando atuação conjugada e harmônica;

VII - elaborar e submeter ao CONEDEC o regimento interno de constituição e funcionamento.

Art. 14 - A situação de emergência e o estado de calamidade pública, observados os critérios

estabelecidos pelo Conselho Nacional de Defesa Civil - CONDEC, serão reconhecidos por

Portaria do Ministro de Estado da Integração Nacional, à vista do Decreto de declaração do

Prefeito Municipal e homologação pelo Governador do Estado.

Parágrafo único - Em casos excepcionais, devidamente justificados, o Chefe do Poder Executivo

Estadual poderá praticar o ato de declaração, quando dois ou mais municípios tiverem sido

atingidos e que venham a exigir a ação imediata na esfera de sua administração.

Art. 15 - Em situações de desastres, as atividades assistenciais e de recuperação serão da

responsabilidade do Governo Municipal, cabendo ao Estado e, posteriormente, à União as ações

supletivas, quando comprovadamente empenhada a capacidade de atendimento da

administração local.

§ 1º - Caberá aos órgãos públicos, localizados na área atingida, a execução imediata das

medidas que se fizerem necessárias.

§ 2º - A atuação dos órgãos federais, estaduais e municipais, na área atingida, far-se-á sempre

em regime de cooperação, cabendo a coordenação ao órgão local de defesa civil.

Art. 16 - Para o cumprimento das responsabilidades que lhes são atribuídas neste Decreto, os

órgãos e entidades públicas estaduais integrantes do SIEDEC utilizarão recursos próprios,

68

objetos de dotações orçamentárias específicas, as quais poderão ser suplementadas através da

abertura de crédito extraordinário, na forma do artigo 167, § 3º da Constituição Federal.

Art. 17 - Este Decreto entra em vigor na data de sua publicação, revogando o Decreto nº 35.857,

de 14 de julho de 2004.

Rio de Janeiro, 17 de agosto de 2007.

SÉRGIO CABRAL

2

CNENNE1.04

dezembro/2002

LICENCIAMENTO DE INSTALAÇÕES NUCLEARES

3

Licenciamento de Instalações Nucleares

Resolução CNEN 11/84 Publicação: D.O.U. de 14/12/84

Resolução CNEN 15/02 Publicação: D.O.U. de 12/12/02

4

SUMÁRIO

CNENNE1.04 – “ Licenciamento de Instalações Nucleares”

1. OBJETIVO E CAMPO DE APLICAÇÃO................................................................6 1.1 OBJETIVO ......................................................................................................................6 1.2 CAMPO DE APLICAÇÃO................................................................................................6

2. GENERALIDADES.................................................................................................6 2.1 INTERPRETAÇÕES........................................................................................................6 2.2 COMUNICAÇÕES...........................................................................................................6

3. DEFINIÇÕES E SIGLAS ......................................................................................7

4. PROCESSO GERAL PARA CONCESSÃO DE LICENÇAS E AUTORIZAÇÕES11 4.1 DISPOSIÇÕES GERAIS ...............................................................................................11 4.2 REQUERIMENTOS.......................................................................................................11

5. APROVAÇÃO DO LOCAL ...................................................................................11 5.1 INFORMAÇÕES NECESSSÁRIAS ..............................................................................11

6. LICENÇA DE CONSTRUÇÃO .............................................................................12 6.1 DISPOSIÇÕES GERAIS ...............................................................................................12 6.3 CONCESSÃO DA LICENÇA DE CONSTRUÇÃO.........................................................12 6.4 RELATÓRIO PRELIMINAR DE ANÁLISE DE SEGURANÇA........................................13 6.5 CÓDIGOS E NORMAS TÉCNICAS ..............................................................................15 6.6 CONDIÇÕES DAS LICENÇAS DE CONSTRUÇÃO......................................................16 6.7 OBRIGAÇÕES DA ORGANIZAÇÃO LICENCIADA.......................................................16

7. AUTORIZAÇÃO PARA UTILIZAÇÃO DE MATERIAL NUCLEAR .......................17

8. AUTORIZAÇÃO PARA OPERAÇÃO....................................................................17 8.1 REQUERIMENTOS.......................................................................................................17 8.2 CONCESSÃO DA AUTORIZAÇÃO PARA OPERAÇÃO INICIAL..................................18 8.3 CONCESSÃO DA AUTORIZAÇÃO PARA OPERAÇÃO PERMANENTE .....................18 8.4 RELATÓRIO FINAL DE ANÁLISE DE SEGURANÇA ..................................................19 8.5 PLANO DE EMERGÊNCIA ...........................................................................................20 8.6 ESPECIFICAÇÕES TÉCNICAS ....................................................................................21 8.7 CONDIÇÕES DAS AUTORIZAÇÕES PARA OPERAÇÃO............................................23 8.8 OBRIGAÇÕES DA ORGANIZAÇÃO OPERADORA .....................................................24 8.9 PRORROGAÇÃO DE AUTORIZAÇÃO PARA OPERAÇÃO ........................................25 8.10 CANCELAMENTO DE AUTORIZAÇÃO......................................................................26

9. INSPEÇÕES E AUDITORIAS ..............................................................................26

10. ALTERAÇÕES TÉCNICAS................................................................................26

11. MODIFICAÇÕES, ENSAIOS, TESTES E EXPERIÊNCIAS................................26

5

COMISSÃO DE ESTUDO .......................................................................................28

6

CNENNE1.04 – “ Licenciamento de Instalações Nucleares”

1. OBJETIVO E CAMPO DE APLICAÇÃO

1.1 OBJETIVO O objetivo desta Norma é regular o processo de licenciamento de instalações nucleares a cargo da Comissão Nacional de Energia Nuclear CNEN.

1.2 CAMPO DE APLICAÇÃO

1.2.1 O processo estabelecido nesta Norma se aplica às atividades relacionadas com a localização, construção e operação de instalações nucleares, abrangendo as seguintes etapas:

Aprovação do Local; Licença de Construção (total ou parcial); Autorização para Utilização de Materiais Nucleares; Autorização para Operação Inicial; Autorização para Operação Permanente; Cancelamento de Autorização para Operação.

1.2.1.1 Excluemse aquelas atividades relacionadas com reatores nucleares utilizados como fonte de energia em meio de transporte, tanto para propulsão como para outros fins.

2. GENERALIDADES

2.1 INTERPRETAÇÕES

2.1.1 Qualquer dúvida relativa à aplicação desta Norma será dirimida pela Comissão Deliberativa da CNEN.

2.1.2 A CNEN pode, através de Resolução, acrescentar requisitos adicionais aos constantes nesta Norma, conforme considerar apropriado ou necessário.

2.2 COMUNICAÇÕES

2.2.1 Os requerimentos de que trata esta Norma devem ser endereçados à Presidência da CNEN.

2.2.2 As notificações, relatórios e demais comunicações devem ser endereçados à Diretoria de Radioproteção e Segurança Nuclear, exceto quando explicitamente determinado de outra forma.

7

3. DEFINIÇÕES E SIGLAS Para os fins desta Norma são adotadas as seguintes definições e siglas:

1)Acidente Postulado acidente considerado como de ocorrência admissível para fins e análise, visando ao estabelecimento das condições de segurança capazes de impedir e/ou minimizar eventuais conseqüências.

2)Alteração Técnica qualquer modificação de itens da instalação nuclear para a qual a CNEN já tenha concedido Licença de Construção ou autorização para operação, inicial ou permanente, e que envolva problemas de segurança.

3)Análise de Segurança estudo, exame e descrição do comportamento previsto da instalação nuclear durante toda sua vida, em situações normais, transitórias e de acidentes postulados, com o objetivo de determinar: as margens de segurança previstas em operação normal e em regime transitório; a adequação de itens para prevenir acidentes e atenuar as conseqüências dos acidentes que possam ocorrer.

4)AOI Autorização para Operação Inicial.

5)AOP Autorização para Operação Permanente.

6)Aprovação do Local ato pelo qual a CNEN aprova o local proposto para a localização de determinada instalação nuclear.

7)Autorização para operação ato pelo qual a CNEN autoriza a operação da instalação nuclear sob condições especificadas.

8)Autorização para Operação Inicial (AOI) autorização para operação concedida para início da fase operacional da instalação nuclear, após: verificação que a construção está substancialmente concluída; completada a avaliação do Relatório Final de Análise de Segurança RFAS e dos resultados dos testes pré operacionais; e constatada a inclusão, na instalação nuclear, de todas as condições suplementares de segurança exigidas pela CNEN durante a fase de construção.

9)Autorização para Operação Permanente (AOP) autorização para operação concedida para operação da instalação nuclear em caráter permanente, após a conclusão da operação inicial e da operação com capacidade nominal em condições normais durante um intervalo de tempo contínuo, fixado pela CNEN.

10)Autorização para Util ização de Material Nuclear ato pelo qual a CNEN autoriza a utilização de material nuclear em uma instalação nuclear.

11)BasedeProjeto conjunto de informações que identificam as funções específicas a serem desempenhadas por um item de uma instalação nuclear e os valores específicos, ou limites de variação desses valores, escolhidos para parâmetros de controle como dados fundamentais de referência para o projeto. Esses valores podem ser:

8

a) limitações derivadas de práticas geralmente aceitas, de acordo com o estado atual da tecnologia, para atingir objetivos funcionais; ou b) requisitos derivados da análise (baseados em cálculos e/ou experiências) dos efeitos de acidentes postulados para os quais um item deve atingir seus objetivos funcionais.

12)Central Nuclear complexo industrial fixo destinado à produção de energia elétrica por meio de uma ou mais usinas nucleoelétricas.

13)CNEN Comissão Nacional de Energia Nuclear.

14)Combustível nuclear (ou simplesmente combustível) material físsil, ou contendo nuclídeos físseis, que, quando utilizado em um reator nuclear, possibilita uma reação nuclear em cadeia.

15)Condições l imites de operação níveis mínimos de desempenho ou de capacidade de funcionamento de sistemas ou componentes, exigidos para operação segura da instalação nuclear, conforme definidos nas especificações técnicas.

16)Controles no caso de reatores nucleares, dispositivos e mecanismos cuja manipulação afeta diretamente a reatividade ou nível de potência do reator. Em relação a outras instalações nucleares, são os dispositivos e mecanismos cuja manipulação pode influir nos processos químicos, físicos, metalúrgicos ou nucleares relacionados com a radioproteção.

17)Controles Administrativos medidas relativas a organização e gerência, procedimentos, registros, verificações, auditorias e comunicações, necessárias para garantir a operação segura da instalação nuclear.

18)Dispositivos Técnicos de Segurança componentes, equipamentos e sistemas de segurança da instalação nuclear, cujo objetivo é impedir a ocorrência de acidentes postulados ou atenuar suas conseqüências.

19)Especificações técnicas especificações referentes a características da instalação nuclear (variáveis, sistemas ou componentes) de importância dominante para a segurança técnica nuclear e a radioproteção, e que fazem parte integrante da autorização para operação da instalação nuclear.

20)Início de Construção início de lançamento de concreto para as fundações, inclusive estacas, ou a implantação de qualquer parte da instalação definitiva no local.

21)Instalação Nuclear (ou simplesmente instalação) instalação na qual material nuclear é produzido, processado, reprocessado, utilizado, manuseado ou estocado em quantidades relevantes, a juízo da CNEN. Estão, desde logo, compreendidos nesta definição: a) reator nuclear; b) usina que utilize combustível nuclear para produção de energia térmica ou elétrica para fins industriais; c) fábrica ou usina para a produção ou tratamento de materiais nucleares, integrante do ciclo de combustível nuclear; d) usina de reprocessamento de combustível nuclear irradiado;

9

e) depósito de materiais nucleares, não incluindo local de armazenamento temporário usado durante transportes.

22)Item qualquer estrutura, sistema, componente, equipamento, peça ou material da instalação.

23)Item Importante à Segurança item que inclui ou está incluído em: a) estruturas, sistemas e componentes cuja falha ou mau funcionamento pode resultar em exposições indevidas à radiação para o pessoal da usina nucleoelétrica ou membros do público em geral; b) estruturas, sistemas e componentes que evitam que ocorrências operacionais previstas resultem em condições de acidente; c) dispositivos ou características necessárias para atenuar as conseqüências de falha ou mau funcionamento de estruturas, sistemas e componentes importantes à segurança.

24)Item Relacionado à Segurança item importante à segurança que não contém material radioativo.

25)Licença de Construção ato pelo qual a CNEN permite a construção de uma instalação após verificar a viabilidade técnica e o conceito de segurança do projeto e sua compatibilidade com o local aprovado.

26)Licença Parcial de Construção ato pelo qual a CNEN licencia a construção de uma parte ou etapa específica de uma instalação.

27)Limites de Segurança limites impostos a variáveis operacionais importantes, considerados necessários para evitar a liberação não controlada de material radioativo, conforme definidos nas especificações técnicas.

28)Material Nuclear os elementos nucleares ou seus subprodutos, definidos na Lei 4.118/62.

29)Material radioativo material emissor de qualquer radiação eletromagnética ou particulada, direta ou indiretamente ionizante.

30)Operação inicial conjunto de atividades destinadas a confirmar as basesde projeto e a demonstrar, quando praticável, que a instalação é capaz de suportar os transitórios previstos e os acidentes postulados. Especificamente em relação a reatores nucleares, engloba: a) carregamento do núcleo; b) testes de criticalidade; c) testes físicos a baixa potência; d) testes de elevação de potência; e e) testes a plena potência.

31)Operação normal operação que inclui todas as condições e eventos possíveis de ocorrer no curso da operação pretendida, quando realizada sob controles administrativos e procedimentos especificados, dentro das condições limites de operação e sem ocorrências que possam afetar a segurança.

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32)Organização Licenciada pessoa jurídica possuidora de Licença de Construção.

33)Organização Operadora pessoa jurídica possuidora de Autorização para Operação.

34)OSTI Órgão de Supervisão Técnica Independente.

35)Radioproteção conjunto de medidas legais, técnicas e administrativas que visam a reduzir a exposição de seres vivos à radiação ionizante, a níveis tão baixos quanto razoavelmente exeqüível.

36)Reator nuclear (ou simplesmente reator) instalação contendo combustível nuclear no qual possa ocorrer processo autosustentado e controlado de fissão nuclear.

37)Requerente pessoa jurídica, autorizada na forma da Lei, que requer à CNEN aprovação, licença, autorização, ou qualquer outro ato previsto nesta Norma.

38)Requisitos para Inspeções e Testes Periódicos condições relativas a ensaios, testes, calibração ou inspeção, visando a assegurar: a) a manutenção da qualidade necessária dos sistemas e componentes de uma instalação; b) a operação da instalação dentro dos limites de segurança; c) atendimento às condições limites de operação.

39)RFAS Relatório Final de Análise de Segurança.

40)RPAS Relatório Preliminar de Análise de Segurança.

41)Segurança Técnica Nuclear (ou simplesmente segurança) conjunto de medidas de caráter técnico, incluídas no projeto, na construção, na manutenção e na operação de uma instalação, visando a evitar a ocorrência de acidente ou minimizar as suas conseqüências.

42)SIPRON Sistema de Proteção ao Programa Nuclear Brasileiro.

43)Testes préoperacionais no caso de reatores nucleares, testes realizados antes do carregamento de combustível no reator, para demonstrar a capacidade dos itens em satisfazer os requisitos de funcionamento relacionados com a segurança. Em relação a outras instalações, são os testes realizados antes do processamento dos materiais nucleares para demonstrar a capacidade dos itens em satisfazer os requisitos de funcionamento relacionados com a segurança.

44)Usina Nucleoelétrica instalação fixa dotada de um único reator para produção de energia elétrica.

45)Valores Limites de Ajuste de Alarmes valores limites para ajuste de alarmes automáticos dos dispositivos de proteção relacionados a variáveis com funções importantes de segurança.

46)Valores Limites de Ajuste de Sistema de Segurança valores para ajuste dos dispositivos automáticos de proteção relacionados com variáveis das quais dependem funções de segurança importantes, conforme definidos nas especificações técnicas.

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4. PROCESSO GERAL PARA CONCESSÃO DE LICENÇAS E AUTORIZAÇÕES

4.1 DISPOSIÇÕES GERAIS

4.1.1 O processo geral de licenciamento de uma instalação envolve, necessariamente, a solicitação pelo requerente, e a emissão pela CNEN, dos seguintes atos:

a) Aprovação do Local; b) Licença de Construção; c) Autorização para utilização de material nuclear; d) Autorização para Operação Inicial; e) Autorização para Operação Permanente.

4.2 REQUERIMENTOS

4.2.1 Os requerimentos devem conter as informações e dados exigidos por esta Norma e outras normas complementares da CNEN.

4.2.2 O pedido pode ser atualizado pelo requerente através de outro requerimento antes da obtenção da aprovação, licença ou autorização.

4.2.3 As informações contidas em requerimentos, declarações ou relatórios anteriormente apresentados, podem ser incluídas, por referência, em outro requerimento, desde que a referência seja clara e específica.

4.2.4 Os requerimentos solicitando modificações ou emendas em Licença de Construção e autorização para operação devem conter a descrição completa das alterações pretendidas e seguir, no que for aplicável, a forma prescrita para os requerimentos originais.

5. APROVAÇÃO DO LOCAL

5.1 INFORMAÇÕES NECESSSÁRIAS O requerimento de Aprovação do Local deve ser submetido à CNEN acompanhado de 10 (dez) exemplares de um “Relatório do Local”, incluindo, no mínimo, as informações especificadas nos itens 5.1.1 a 5.1.6.

5.1.1 Características gerais de projeto e de operação da instalação proposta, abrangendo: a) emprego pretendido; b) capacidade nominal; c) natureza e inventário dos materiais radioativos a serem contidos; d) características especiais que possam ter relação significativa com a probabilidade ou

com as conseqüências de uma liberação acidental de material radioativo; e) características de segurança que serão incluídas e os sistemas de contenção previstos

para evitar a liberação de material radioativo ou de radiação;

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f) adoção, no caso de usina nucleoelétrica, de uma usina de referência tomada como base, de mesma ordem de potência, com as seguintes características: estar localizada e licenciada para construção, no Brasil ou no país do principal fornecedor; entrar em operação com antecipação suficiente para permitir o aproveitamento da experiência nos testes préoperacionais e na operação inicial.

5.1.2 Distribuição de população, vias de acesso existentes e propostas, características de utilização das cercanias e distâncias aos centros de população.

5.1.3 Características físicas do local, incluindo sismologia, meteorologia, geologia e hidrologia.

5.1.4 A análise preliminar do potencial de influência no meio ambiente em decorrência da construção da instalação e da sua operação normal e em casos de acidentes.

5.1.5 Programa preliminar de monitoração ambiental préoperacional.

5.1.6 Outras informações requeridas por normas relativas à localização de instalações, baixadas pela CNEN.

6. LICENÇA DE CONSTRUÇÃO


6.1.1 A construção de uma instalação no local aprovado só pode ser iniciada após a concessão de uma Licença de Construção ou de uma licença parcial de construção.

6.1.2 Independem de licença da CNEN. a) a exploração de escavação preliminar do local e a preparação de infraestruturas para

obras de construção, tais como: canteiro, vias de acesso, subestação, linhas de transmissão, edificações temporárias e edificações não destinadas a itens importantes à segurança;

b) a fabricação, segundo normas aceitas pela CNEN, de componentes da instalação.

6.1.3 A realização das atividades citadas no item 6.1.2 não implica em qualquer compromisso de concessão de licenças ou autorizações pela CNEN.

6.2 REQUERIMENTO

6.2.1 O requerimento de Licença de Construção deve incluir informações sobre o cronograma preliminar da obra e os prazos, máximo e mínimo, estimados para término da construção pretendida, e ser acompanhado dos seguintes documentos: Relatório Preliminar de Análise de Segurança (RPAS), em conformidade com o item 6.4 desta Norma e obedecendo ao respectivo Modelo Padrão estabelecido pela CNEN (20 conjuntos completos); e Plano Preliminar de Proteção Física, de acordo com a Norma CNENNE2.01: “Proteção Física de Unidades Operacionais da Área Nuclear” ( 5 conjuntos completos).

6.3 CONCESSÃO DA LICENÇA DE CONSTRUÇÃO

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6.3.1 A concessão da Licença de Construção será orientada com base nas seguintes considerações:

a) estar o requerente qualificado para gerenciar a construção solicitada de acordo com as disposições legais, regulamentares e normativas;

b) terem sido prestadas todas as informações técnicas exigidas para a completa instrução do processo;

c) haver garantia aceitável de que, com base nas informações acima, a instalação possa ser construída no local proposto sem risco indevido à saúde e à segurança da população como um todo e ao meio ambiente.

6.3.1.1 A CNEN pode conceder Licença de Construção, ainda que não tenha sido cumprido integralmente o disposto no item 6.3.1 alínea b), desde que:

a) a adoção da usina de referência, consoante o disposto no item 5.1.1 alínea f), tenha sido justificada com a identificação das eventuais diferenças quanto à potência, capacidade e características de projeto, com a conseqüente análise das correspondentes implicações na segurança;

b) tenha sido descrito o projeto da instalação proposta, incluindo os critérios principais de arquitetura e engenharia do projeto e as principais características ou itens nele incorporados para proteção do meio ambiente e da população como um todo;

c) as informações técnicas adicionais, exigíveis para completar a avaliação de segurança do RPAS, possam razoavelmente ser consideradas posteriormente, no máximo, quando da apresentação do RFAS;

d) tenham sido descritos os dispositivos e/ou componentes de segurança que exijam pesquisa e desenvolvimento, e tenha sido estabelecido um programa de pesquisa e desenvolvimento objetivando solucionar quaisquer problemas de segurança associados a esses dispositivos e/ou componentes;

e) haja garantia aceitável de que, com base nas informações acima, os problemas pendentes de segurança da instalação proposta serão satisfatoriamente resolvidos até o término da construção.

6.3.1.2 Caso não tenha condições de juntar ao requerimento todas as informações necessárias à aplicação do subitem 6.3.1.1, o requerente pode requerer determinada Licença Parcial de Construção, cuja concessão ficará condicionada à avaliação da documentação correspondente constante do RPAS.

6.4 RELATÓRIO PRELIMINAR DE ANÁLISE DE SEGURANÇA O RPAS deve conter, no mínimo, as informações especificadas nos itens 6.4.1 a 6.4.13, inclusive:

6.4.1 Qualificações técnicas do requerente para se engajar nas atividades propostas, de acordo com os requisitos desta Norma.

6.4.2 Descrição e análise de segurança do local destinado à instalação, principalmente quanto às características que afetem seu projeto e aos critérios para seleção do local. A análise deve incluir a previsão do comportamento dos principais itens significativos em função do local previamente aprovado.

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6.4.3 Descrição e análise da instalação, com atenção especial às características de projeto e de operação, às características novas ou não usuais do projeto e às principais considerações de segurança.

6.4.4 Projeto preliminar da instalação, incluindo: a) os critérios principais utilizados na execução do projeto; b) as basesdeprojeto e sua relação com os critérios principais do mesmo; c) as informações relativas aos materiais de construção, arranjo geral e dimensões

aproximadas, suficientes para fornecer razoável garantia de que o projeto final se conformará às basesdeprojeto com adequada margem de segurança.

6.4.5 Análise preliminar e avaliação do projeto e desempenho de itens da instalação, com o objetivo de avaliar o risco para a saúde e segurança da população como um todo, resultante da operação da instalação, incluindo a determinação:

a) das margens de segurança durante operações normais e condições de regime transitório previstas durante a vida da instalação; e

b) da adequação de itens previstos para prevenção de acidentes e para minimizar suas conseqüências.

6.4.6 Descrição e justificativa da escolha das variáveis, condições ou outras características, as quais, em decorrência da análise e avaliação preliminares de segurança, se constituem em provável objeto de especificações técnicas para a instalação, com atenção especial aos tópicos que possam ter influência significativa no projeto final.

6.4.7 Planos preliminares de treinamento do pessoal a ser envolvido na operação inicial e permanente, e planos preliminares para a condução das operações.

6.4.8 Programa de Garantia da Qualidade, do requerente e dos contratados principais, a ser aplicado às atividades de gerenciamento, projeto, fabricação, aquisição, construção civil e montagem eletromecânica de itens importantes à segurança da instalação, incluindo a designação do OSTI.

6.4.9 Caracterização dos itens da instalação que requeiram pesquisa e desenvolvimento para confirmar a adequação de seu projeto; caracterização e descrição do programa de pesquisa e desenvolvimento que será conduzido para resolver problemas de segurança associados com tais itens; cronograma do programa de pesquisa e desenvolvimento, mostrando que tais problemas de segurança serão resolvidos até o término da construção.

6.4.10 Identificação dos riscos potenciais para funcionamento de itens importantes à segurança, decorrentes de eventuais atividades de construção de mais de uma instalação no mesmo local. Incluir, nesse caso, uma descrição dos controles administrativos a serem aplicados durante a construção, para garantir a segurança da instalação em pauta, quando em operação.

6.4.11 Planos Preliminares para Procedimentos em Situações de Emergência, que devem ser suficientes para assegurar a compatibilidade do futuro plano de emergência com as características do projeto da instalação e as condições e situação do local com relação a vias de acesso, distribuição da população circunvizinha, meteorologia, hidrologia e utilização do terreno. Os planos preliminares para emergências devem

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obedecer à orientação contida nas Normas Gerais do SIPRON, dentro da filosofia da AIEA, contendo, no mínimo, os seguintes elementos:

a) a organização para fazer face a emergências envolvendo radiação, e os meios de notificação às pessoas designadas para as diversas atribuições;

b) os acordos e contratos realizados ou a serem realizados com autoridades locais, estaduais ou federais com responsabilidade em situações de emergência, incluindo a identificação das principais autoridades;

c) as medidas a tomar em caso de acidentes, para garantir a saúde e segurança da população como um todo e evitar danos a propriedades, bem como a ação prevista das autoridades externas no caso de uma emergência;

d) os recursos de que será provida a instalação para primeiros socorros no próprio local, incluindo serviço de monitoração de pessoal, instalações e provisões locais de descontaminação e transporte de emergência para estabelecimentos hospitalares externos;

e) as provisões feitas para tratamento, em estabelecimentos hospitalares externos, de indivíduos acidentados ou contaminados;

f) as características de que será provida a instalação para assegurar a possibilidade de evacuação e de reentrada na instalação a fim de minorar as conseqüências de um acidente ou, se for o caso, continuar a operação;

g) programa de treinamento para empregados, bem como para não empregados, da organização licenciada ou operadora, cujos serviços possam ser necessários em casos de emergência.

6.4.12 Descrição dos sistemas de controle de liberação de efluentes e rejeitos radioativos incluindo:

a) a descrição do projeto preliminar do equipamento a ser instalado para controle durante operação normal, incluindo ocorrências operacionais esperadas;

b) a caracterização dos objetivos do projeto e os meios a serem empregados para manter, tão baixo quanto razoavelmente exeqüível, os níveis de materiais radioativos em efluentes liberados em áreas não controladas;

c) a estimativa das atividades dos radionuclídeos que se espera sejam liberados anualmente, em áreas não controladas, em efluentes líquidos produzidos em operação normal;

d) a estimativa de atividade de gases, halogenetos e poeiras radioativas que se espera sejam liberados anualmente, em áreas não controladas, em efluentes gasosos produzidos em operação normal;

e) descrição das providências relativas a embalagem, armazenamento e transporte para fora do local, de rejeitos radioativos sólidos resultantes de tratamento de efluentes gasosos, líquidos e de outras fontes.

6.4.13 Descrição do Plano Preliminar de Proteção contra Incêndio.

6.5 CÓDIGOS E NORMAS TÉCNICAS

6.5.1 Os itens devem ser projetados, fabricados, montados, construídos, ensaiados, testados e inspecionados segundo normas técnicas compatíveis com a importância da função de segurança a ser desempenhada.

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6.5.2 Na aplicação do disposto no item 6.5.1, devem ser adotados códigos e normas brasileiras atualizados. Na ausência de normalização brasileira adequada, devem ser usados, preferencialmente, Códigos, Guias e Recomendações da Agência Internacional de Energia Atômica e, na ausência destes, normas internacionais ou de países tecnicamente desenvolvidos, desde que essas normas e regulamentações sejam aceitas pela CNEN.

6.5.3 Em casos excepcionais, podem deixar de ser satisfeitos requisitos constantes de códigos e normas, desde que requerente demonstre cabalmente que existem condições de projeto que permitam, sem prejuízo da segurança, a adoção de outros critérios propostos, e que essa demonstração seja aceita pela CNEN.

6.6 CONDIÇÕES DAS LICENÇAS DE CONSTRUÇÃO

6.6.1 A Licença de Construção está sujeita a: a) renovação quando ocorrer interesse público superveniente; b) suspensão quando houver risco na segurança da instalação; c) cassação por descumprimento das normas legais na sua execução; d) alteração ou emenda quando houver alterações supervenientes na legislação nuclear,

inclusive nas normas da CNEN.

6.6.2 Na Licença de Construção serão incorporadas as seguintes disposições: a) limitações e condições necessárias; b) outras obrigações a serem satisfeitas pela Organização Licenciada, durante a

construção, além daquelas estabelecidas na subseção 6.7.

6.7 OBRIGAÇÕES DA ORGANIZAÇÃO LICENCIADA

6.7.1 Prestar as informações necessárias para atualizar o requerimento original de Licença de Construção.

6.7.2 Notificar à CNEN, com a devida urgência, sobre cada deficiência identificada no projeto executivo, na construção e na fase préoperacional, passível de comprometer a segurança de itens ou da operação, em qualquer tempo da vida útil da instalação e que represente:

a) não conformidade na implementação de qualquer parte do Programa de Garantia da Qualidade; ou

b) divergências relevantes para a segurança da instalação, entre o projeto final, liberado para construção, e os critérios e basesdeprojeto estabelecidos no RPAS ou na Licença de Construção; ou

c) dano significativo ou deficiência relevante na construção de itens que requeiram amplas avaliações, alterações de projeto ou reparos para atender aos critérios gerais de projeto e às bases estabelecidas no RPAS ou na Licença de Construção, ou para comprovar a adequação desses itens para realizar sua função de segurança; ou

d) desvio, relevante para a segurança da instalação, nas especificações de desempenho, ou eventos anormais durante a fase préoperacional que requeiram amplas avaliações, alterações de projeto ou reparos a fim de verificar a integridade ou comprovar a adequação de um item para atender aos critérios e basesdeprojeto especificados no RPAS ou na Licença de Construção, ou para realizar a sua função de segurança prevista.

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6.7.3 Apresentar relatórios de andamento, incluindo resultados dos programas de pesquisa e desenvolvimento destinados a resolver problemas de segurança, quer sejam esses programas exigidos pela CNEN ou propostos pela própria Organização Licenciada.

6.7.4 Apresentar relatórios sobre o andamento das atividades de construção, montagem, ensaios e testes, cuja periodicidade será fixada pela CNEN na Licença de Construção.

6.7.5 Notificar à CNEN, em tempo hábil, sobre qualquer atividade que não possa ser cumprida em prazo determinado como condicionante da Licença de Construção.

6.7.6 Notificar à CNEN, com a devida antecedência, sobre o programa de Auditorias a serem realizadas pela organização licenciada nas atividades das empresas contratadas.

6.7.7 Conceder, aos representantes autorizados da CNEN, para fins de auditorias e inspeções, livre acesso às instalações, registros, equipamentos e materiais, seus ou de seus contratados, bem como às atividades em curso que estejam sujeitas ao processo de licenciamento.

6.7.8 Apresentar à CNEN os procedimentos dos testes préoperacionais, num prazo mínimo de 15 (quinze) dias antes da realização dos mesmos.

6.7.9 Implementar, a partir de, no mínimo, 18 (dezoito) meses da data prevista para a operação inicial, medidas que garantam um perfeito entrosamento do pessoal técnico e administrativo da fase de construção com o da fase de operação, de modo a não haver nenhuma solução de continuidade quanto a questões de segurança, sob todos aspectos, entre essas duas fases.

7. AUTORIZAÇÃO PARA UTILIZAÇÃO DE MATERIAL NUCLEAR A Autorização para Utilização de Material Nuclear será concedida após a comprovação de que a instalação está pronta para receber o material nuclear e após o cumprimento, pelo requerente, das condições pertinentes exigidas na norma CNENNE2.02 “Controle de Material Nuclear, Equipamento Especificado e Material Especificado”.

8. AUTORIZAÇÃO PARA OPERAÇÃO

8.1 REQUERIMENTOS

8.1.1 A autorização para operação deve ser requerida em duas etapas complementares, a primeira relativa à operação inicial e a segunda à entrada em operação em caráter permanente.

8.1.2 O requerimento de Autorização para Operação Inicial deve incluir informações sobre o cronograma preliminar para essa fase de operação, com prazos e datas estimadas para seu início e término, e ser acompanhado dos seguintes documentos:

a) Relatório Final de Análise de Segurança (RFAS), em conformidade com a subseção 8.4 desta Norma, obedecendo ao respectivo modelo padrão estabelecido pela CNEN (20 conjuntos completos).

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b) Plano Final de Proteção Física, de acordo com a Norma CNENNE2.01: “Proteção Física de Unidades Operacionais da Área Nuclear” (5 conjuntos completos).

8.1.3 O requerimento de Autorização para Operação Permanente deve incluir as seguintes informações:

a) prazo de operação desejado, observada a limitação estabelecida no item 8.7.6; b) dados complementares relativos ao requerente, que não tenham sido incluídos no

RFAS apresentado quando da solicitação da AOI; c) relatório circunstanciado, descrevendo o desenvolvimento das atividades na fase de

AOI; d) relatório detalhado, apresentando os resultados dos testes realizados durante a

operação inicial; e) programa de garantia da qualidade do requerente para a fase de operação em caráter

permanente; f) demonstração de que a construção da instalação está completamente terminada, de

acordo com as condições das licenças de construção, Autorização para Operação Inicial, e seus aditamentos.

8.2 CONCESSÃO DA AUTORIZAÇÃO PARA OPERAÇÃO INICIAL

8.2.1 A concessão da AOI será orientada com base nas seguintes considerações: a) ter sido a construção da instalação substancialmente concluída de acordo com as

disposições legais, regulamentares e normativas vigentes e com as condições das licenças de construção e seus aditamentos;

b) haver garantia suficiente de que a operação inicial pode ser conduzida sem risco indevido à saúde e à segurança da população como um todo e ao meio ambiente;

c) estar o requerente tecnicamente qualificado para conduzir a operação solicitada, de acordo com as disposições legais, regulamentares e normativas.

d) ter o requerente prestado a garantia financeira de que trata a Lei da Responsabilidade Civil por Danos Nucleares (Lei n o 6.453/77, de 17/10/1977);

e) estar o requerente de posse da autorização para utilização de material nuclear.

8.3 CONCESSÃO DA AUTORIZAÇÃO PARA OPERAÇÃO PERMANENTE

8.3.1 A concessão da AOP será orientada com base nas seguintes considerações: a) ter sido a construção da instalação concluída de acordo com as disposições legais,

regulamentares e normativas vigentes e com as condições das Licenças de Construção, Autorização para Operação Inicial, e seus aditamentos;

b) não ter havido solução de continuidade quanto a questões de segurança, sob todos aspectos, entre o gerenciamento na fase da AOI e na nova fase da AOP;

c) haver garantia suficiente de que a operação em caráter permanente pode ser conduzida sem risco indevido à saúde e à segurança da população como um todo e ao meio ambiente;

d) ter o requerente prestado a garantia financeira de que trata a Lei da Responsabilidade Civil por Danos Nucleares (Lei n o 6.453/77, de 17/10/77);

e) estar o requerente da AOP de posse da Autorização para Utilização de Material Nuclear;

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f) estar o requerente tecnicamente qualificado para conduzir a operação solicitada, de acordo com as disposições legais, regulamentares e normativas.

8.4 RELATÓRIO FINAL DE ANÁLISE DE SEGURANÇA O RFAS deve conter informações que descrevam a instalação, apresentem as bases deprojeto, os limites de operação e uma análise de segurança da instalação como um todo, devendo incluir, no mínimo, as informações especificadas nos itens 8.4.1 a 8.4.12.

8.4.1 Resultados de programas de monitoração ambiental e meteorológica que tenham sido desenvolvidos desde a concessão da Licença de Construção e que se relacionem com os fatores de avaliação do local.

8.4.2 Descrição e análise dos itens e da instalação, com atenção especial aos requisitos de desempenho, às bases, com as respectivas justificações técnicas, segundo as quais tais requisitos foram estabelecidos, e às avaliações exigidas para demonstrar que as funções de segurança serão cumpridas. A descrição deve permitir o perfeito entendimento dos projetos do sistema e suas relações com as avaliações de segurança.

8.4.3 Para reatores nucleares, descrição de itens tais como o núcleo do reator, sistema de resfriamento do reator, sistema de instrumentação e controle, sistemas elétricos, sistema de contenção, outros dispositivos técnicos de segurança, sistemas auxiliares e de emergência, sistemas de conversão de energia, sistemas de manuseio de rejeitos radioativos e sistemas de manuseio de combustível.

8.4.4 Para outras instalações, análise dos processos químicos, físicos, metalúrgicos ou nucleares a serem realizados, sistemas de instrumentação e controle, sistemas de ventilação e de filtragem, sistemas elétricos, sistemas auxiliares e de emergência e sistemas de manuseio de rejeitos radioativos.

8.4.5 Informações sobre controle de liberação de materiais radioativos, incluindo: a) descrição do equipamento e dos procedimentos para o controle de efluentes líquidos e

gasosos e para o uso e manutenção do equipamento instalado em sistemas de rejeitos radioativos, em conformidade com o subitem 6.4.12 a) e b).

b) estimativa revisada da informação requerida no subitem 6.4.12 c) e d), se as liberações esperadas diferirem significativamente das estimativas apresentadas no requerimento para Licença de Construção.

8.4.6 Espécies e quantidades de materiais radioativos que serão produzidos na operação, e os meios de controle e de limitação de efluentes radioativos e de irradiação, dentro dos limites fixados em normas da CNEN.

8.4.7 Análise final e avaliação do projeto, como construído, e comportamento de itens, com a finalidade de avaliar o risco para a saúde e a segurança da população como um todo, resultante da operação da instalação e considerando informações prestadas desde a apresentação do RPAS.

8.4.8 Descrição e avaliação dos resultados dos programas do requerente e contratados principais, incluindo pesquisa e desenvolvimento, se for o caso, para demonstrar que

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foram solucionados quaisquer problemas de segurança identificados na fase de construção.

8.4.9 Informações referentes à operação da instalação incluindo: a) programa de garantia da qualidade do requerente; b) programa de testes préoperacionais e operação inicial; c) programa de condução de operação normal, incluindo manutenção, monitoração,

testes e ensaios periódicos de itens; d) no caso da operação de mais de uma instalação no mesmo local, a identificação dos

riscos potenciais a que estão sujeitos itens importantes à segurança da operação, resultantes de atividades de construção. Incluir, também, uma descrição dos controles administrativos a serem usados para assegurar que as condições limites de operação não serão excedidas em conseqüência de atividades de construção no local.

8.4.10 Descrição do Plano de Emergência, de acordo com a subseção 8.5.

8.4.11 Especificações técnicas propostas, preparadas de acordo com os requisitos da subseção 8.6.

8.4.12 Descrição do Plano de Proteção Contra Incêndio.

8.5 PLANO DE EMERGÊNCIA O Plano de Emergência Local, abrangendo a operação inicial e a operação em caráter permanente, deve demonstrar que, na eventualidade de uma emergência envolvendo radiação, serão tomadas medidas apropriadas para garantir a saúde e a segurança do público e prevenir danos a propriedades. Deve ser elaborado dentro da filosofia contida nas publicações da AIEA. Devem ser incluídas, sem necessariamente limitarse às mesmas, as informações constantes dos itens 8.5.1 a 8.5.12.

8.5.1 A estrutura organizacional para fazer face à emergência, na qual estejam definidas autoridades, responsabilidades e tarefas específicas, bem como os meios de notificação às pessoas e organizações locais, estaduais e federais envolvidas.

8.5.2 Indicação das posições ou funções, com descrição das qualificações de: a) outros empregados da organização operadora com qualificações especiais para

atender às condições de emergência; b) outras pessoas com qualificações especiais, não empregados da organização

operadora, que possam ser chamadas a prestar assistência.

8.5.3 Os meios para verificar a magnitude de liberações anormais de materiais radioativos, incluindo critérios para determinar a necessidade de notificação à CNEN e a outras autoridades locais, estaduais ou federais, bem como procedimentos para a adoção de medidas protetoras no local, para garantir a saúde e a segurança do público e evitar danos a propriedades.

8.5.4 Acordos firmados com autoridades locais, estaduais ou federais para pronto aviso e evacuação do público, ou para outras medidas protetoras necessárias ou desejáveis, incluindo identificação das principais autoridades, por título e organização, conforme disposto nas normas do SIPRON.

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8.5.5 Disposições para ensaiar, por meio de exercícios periódicos, os planos para emergências com radiação, para assegurar que os empregados da fase de operação da instalação fiquem familiarizados com suas tarefas específicas, e disposições para que outras pessoas, cuja assistência seja necessária em caso de emergência, possam participar dos exercícios.

8.5.6 Disposições para manter atualizadas a organização de serviços e procedimentos em caso de emergências e as listas das pessoas com qualificações especiais para fazer face a emergências.

8.5.7 Descrição das instalações para primeiros socorros e descontaminação de pessoal, incluindo:

a) equipamento local para monitoração de pessoal; b) instalações e equipamentos locais para descontaminação de pessoal; c) instalações e equipamentos médicos locais para tratamento adequado de emergência

e primeiros socorros; d) serviços médicos, ou de outras pessoas qualificadas, para atuação em casos de

exposição de emergência; e) serviços para transporte de pessoas feridas ou contaminadas, para tratamento em

estabelecimentos hospitalares externos.

8.5.8 Disposições para tratamento de pessoas em instalações hospitalares externas.

8.5.9 Disposições para treinamento dos empregados da organização operadora, aos quais tenham sido atribuídas autoridade e responsabilidade específicas em caso de emergência, e de outras pessoas cuja assistência possa ser necessária.

8.5.10 Critérios a usar para determinar, após um acidente, a conveniência da reentrada na instalação ou reinicio da operação.

8.5.11 Descrição dos equipamentos para coleta de dados meteorológicos e hidrológicos do sítio e dos equipamentos de transmissão desses dados para a CNEN.

8.5.12 Descrição do centro de suporte técnico, sua operação e sua interação com equipe técnica da CNEN, incluindo a transmissão dos dados técnicos da instalação necessários à avaliação da CNEN.

8.6 ESPECIFICAÇÕES TÉCNICAS

8.6.1 Cada autorização para operação emitida pela CNEN incluirá especificações técnicas derivadas da análise e da avaliação das especificações técnicas propostas, consoante 8.4.11.

8.6.2 As especificações técnicas propostas devem ser acompanhadas de uma exposição sumária das bases ou razões para as mesmas, exceto daquelas relativas a controles administrativos.

8.6.3 As especificações técnicas incluirão os seguintes tópicos: a) limites de segurança;

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b) valores limites de ajuste de sistema de segurança; c) condições limites de operação; d) requisitos para inspeções e testes periódicos; e) características de projeto não abrangidas nas letras a), b), c), e d) acima, tais como

materiais de construção e arranjos geométricos, os quais, se alterados ou modificados, possam ter reflexo significativo na segurança;

f) controles administrativos; g) efluentes radioativos.

8.6.4 No caso de reatores, se qualquer limite de segurança for excedido, o reator deve ser desligado e a organização operadora deve notificar à CNEN, examinar o assunto e registrar os resultados do exame, incluindo as causas da anormalidade, seus efeitos sobre os itens, e as bases para as medidas corretivas tomadas no sentido de evitar repetição. A operação só pode ser reiniciada após autorização da CNEN.

8.6.5 No caso de outras instalações, se qualquer limite de segurança for excedido: a) deve ser adotada ação corretiva, como estabelecido nas especificações técnicas; b) a parte do processo afetado, ou o processo inteiro, se necessário, deve ser

interrompido, a menos que tal ação reduza ainda mais a margem de segurança.

A organização operadora deve notificar à CNEN, examinar o assunto e registrar os resultados do exame, incluindo as causas da anormalidade e as bases para as medidas corretivas tomadas. Se o processo, parcial ou total, tiver sido interrompido, a operação só pode ser reiniciada após autorização da CNEN.

8.6.6 No caso de reatores, o ajuste do sistema de segurança, relativo a uma variável à qual é imposto um limite de segurança, deve ser escolhido de modo que a ação automática de proteção corrija a situação anormal antes que um limite de segurança seja excedido.

8.6.6.1 Durante a operação, caso o sistema automático de segurança não funcione como exigido, devem ser tomadas medidas adequadas, incluindo, quando necessário, o desligamento do reator. A organização operadora deve notificar à CNEN, examinar o assunto e registrar os resultados do exame, incluindo as causas da anormalidade e as bases para as medidas corretivas tomadas.

8.6.7 No caso de outras instalações, o ajuste do sistema de segurança, relativo a uma variável à qual é imposto um limite de segurança, deve ser escolhido de modo que a ação de proteção, automática ou manual, corrija a situação anormal antes que um limite de segurança seja excedido.

8.6.7.1 Durante a operação, caso o alarme ou os dispositivos de proteção automáticos não funcionem como exigido, devem ser tomadas providências apropriadas para: manter as variáveis dentro dos valores limites de ajuste de sistema de segurança e restaurar, prontamente, os dispositivos automáticos; ou desligar a parte do processo afetado, ou, se necessário, o processo inteiro, para restaurar os dispositivos automáticos.

A organização operadora deve notificar à CNEN, examinar o assunto e registrar os resultados do exame, incluindo as causas da anormalidade e as bases para as medidas corretivas tomadas.

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8.6.8 Se uma condição limite de operação não for satisfeita, a organização operadora deve: a) no caso de um reator nuclear, desligar o reator ou adotar ações permitidas pelas

especificações técnicas, até que a condição seja satisfeita; b) no caso de outras instalações, interromper a parte da operação envolvida ou adotar

ações permitidas pelas especificações técnicas, até que a condição seja satisfeita; c) em qualquer caso, notificar à CNEN, examinar o assunto e registrar os resultados do

exame, incluindo as causas da anormalidade e as bases para as medidas corretivas tomadas.

8.6.9 Em situação de emergência, a organização operadora pode adotar ação razoável que divirja de uma condição da autorização para operação ou de uma especificação técnica, desde que a medida seja imediatamente necessária para proteger a saúde e a segurança do público e não haja, prontamente aparente, nenhuma outra medida, consistente com as condições da Autorização para Operação e as especificações técnicas, capaz de proporcionar proteção adequada ou equivalente.

8.6.9.1 A ação da organização operadora permitida pelo item 8.6.9, antes de ser posta em prática, deve ser aprovada, no mínimo, por um operador sênior licenciado.

8.6.10 Com o objetivo de manter tão baixo quanto razoavelmente exeqüível o nível de desprendimento de materiais radioativos no ambiente durante operação normal e ocorrências operacionais esperadas, as especificações técnicas devem, além do cumprimento do disposto em normas da CNEN sobre radioproteção, incluir:

a) estabelecimento de procedimentos operacionais para o controle de efluentes, desenvolvidos de acordo com o item 8.4.5, e o atendimento das condições limites de operação para o sistema de rejeitos radioativos, de acordo com o item 6.4.12;

b) a apresentação mensal de relatórios de operação à CNEN; c) a apresentação semestral de relatórios de liberação de efluentes e rejeitos,

especificando as quantidades totais de rejeitos radioativos liberados no ambiente, em efluentes líquidos e gasosos, e incluindo outras informações necessárias para avaliar as doses recebidas por indivíduos do público, resultantes dessas liberações;

d) no caso de terem sido liberados rejeitos radioativos em quantidades superiores às usuais para operação normal da instalação, a apresentação imediata de relatório tratando esse fato especificamente. Com base nesse relatório, e em outras informações adicionais obtidas da organização operadora ou de outras fontes, pode ser exigido que a organização operadora tome providências julgadas apropriadas pela CNEN;

e) estabelecimento de recomendações, de forma a que a organização operadora envide os melhores esforços para que os níveis de materiais radioativos em efluentes sejam mantidos tão baixos quanto razoavelmente exeqüível, de modo que o cumprimento das especificações técnicas de que trata este item reduza as liberações de materiais efluentes a níveis inferiores aos limites especificados em normas da CNEN sobre radioproteção e na autorização para operação.

8.7 CONDIÇÕES DAS AUTORIZAÇÕES PARA OPERAÇÃO

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8.7.1 A autorização para operação não confere quaisquer direitos sobre material físsil especial além daqueles nela mencionados de modo explícito.

8.7.2 Não poderão ser objeto de transferência, cessão, contrato ou qualquer outra forma de alienação, sem aprovação prévia da CNEN.

a) a AOI; b) a AOP; c) quaisquer direitos ou obrigações decorrentes dessas autorizações; d) qualquer autorização para utilização ou produção de material físsil especial.

8.7.3 As autorizações para operação estão sujeitas a: a) revogação por interesse público; b) suspensão por risco de dano nuclear; c) alteração ou emenda por superveniência de alterações na legislação vigente,

inclusive nas normas da CNEN.

8.7.4 A CNEN pode exercer o controle total ou parcial da instalação, a pedido da organização operadora ou por iniciativa própria, em casos de estado de guerra ou emergência nacional declarados pelo Governo Federal.

8.7.5 A AOI será concedida por um prazo nela especificado.

8.7.5.1 Uma AOI poderá ser prorrogada por duas vezes consecutivas. A cada prorrogação o operador deverá apresentar à CNEN relatório técnico detalhado expondo as razões que motivaram o pedido de prorrogação.

8.7.5.1.1 Em casos excepcionais poderão ser concedidas mais que duas prorrogações consecutivas da AOI. 8.7.5.1.2 Consideramse como casos excepcionais:

a) aqueles provenientes de fatores tecnologicamente significativos que, a critério da CNEN, não poderiam ter sido previstos quando do estabelecimento dos cronogramas das atividades que seriam realizadas na vigência da AOI;

b) aqueles decorrentes de eventos externos, naturais ou não, fora do controle do requerente que, a critério da CNEN, não poderiam ser previstos quando da elaboração dos relatórios de análise de segurança;

8.7.5.1.3 No caso de instalações experimentais, consideramse também casos excepcionais que permitem a renovação da AOI, por mais de uma vez, as mudanças no escopo de testes ou experimentos que venham exigir nova análise de segurança, antes da emissão da AOP.

(Obs.: nova redação do item 8.7.5 dada pela Resolução CNEN Nº 15/02 de 06.12.2002, publicada no DOU de 12.12.2002)

8.7.6 A AOP de uma instalação será concedida pelo prazo solicitado pelo requerente ou por prazo estabelecido. No caso de usina nucleoelétrica o prazo não excederá o limite de 40 (quarenta) anos a partir da data da concessão da AOP.

8.8 OBRIGAÇÕES DA ORGANIZAÇÃO OPERADORA

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8.8.1 Submeter, quando solicitado pela CNEN, relatórios e informações que possibilitem determinar se uma autorização deve ser mantida, alterada, suspensa ou revogada.

8.8.2 Submeter à CNEN, qualquer alteração de caráter duradouro no Plano Final de Proteção Física, aprovado de acordo com a Norma CNENNE2.01 “Proteção Física de Unidades Operacionais da área Nuclear”.

8.8.3 Manter assentamentos e apresentar relatórios à CNEN, relativos às atividades autorizadas, de acordo com as disposições desta e de outras normas da CNEN.

8.8.4 Manter sempre presente nos controles, durante a operação de um reator, um operador ou operador sênior licenciado pela CNEN.

8.8.5 Manter sempre presente na usina nucleoelétrica, ou prontamente disponíveis através de meio de comunicação, um operador sênior licenciado pela CNEN, o qual deve estar presente na sala de controle nas seguintes ocasiões:

a) durante a partida inicial; b) durante acréscimos de potência; c) durante retorno a nível de potência após desligamentos não programados ou após

redução significativa da potência; d) durante recarregamento de combustível; e) em quaisquer outras circunstâncias previstas na Autorização para Operação.

8.8.6 Designar operadores sênior de reator licenciados pela CNEN, como responsáveis pela direção das atividades atribuídas aos outros operadores de reator.

8.8.7 Providenciar para que nenhuma pessoa, a não ser operador ou operador sênior licenciados pela CNEN, manipule os controles de um reator.

8.8.8 Providenciar para que aparelhos e mecanismos que não sejam controles, mas cuja operação possa afetar a reatividade ou nível de potência de um reator, sejam manipulados exclusivamente com conhecimento e consentimento de um operador ou operador sênior licenciado, presente na sala de controle.

8.8.9 Notificar à CNEN, por telefone, sobre situações de emergência que exijam da mesma a adoção de qualquer ação de proteção que divirja de uma condição da autorização para operação ou de uma especificação técnica, conforme permitido pelo item 8.6.9.

8.8.9.1 A notificação referida no item 8.8.9 deve ser feita antes da ação de proteção ser executada ou, não sendo exeqüível, o mais breve possível após o fato consumado. A CNEN pode exigir declarações escritas da organização operadora relativas às ações adotadas de acordo com os requisitos do item 8.6.9.

8.9 PRORROGAÇÃO DE AUTORIZAÇÃO PARA OPERAÇÃO

8.9.1 Uma Autorização para Operação pode ser prorrogada, mediante solicitação do requerente, se apresentada, pelo menos, 30 (trinta) dias antes do término da AOI ou 90 (noventa) dias antes do término da AOP, de acordo com os itens 8.7.5 ou 8.7.6.

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(Obs.: nova redação do item 8.9.1 dada pela Resolução CNEN Nº 15/02 de 06.12.2002, publicada no DOU de 12.12.2002)

8.10 CANCELAMENTO DE AUTORIZAÇÃO

8.10.1 Uma AOI ou AOP pode ser cancelada, a pedido da organização operadora, antes de seu término.

8.10.2 O requerimento para cancelamento deve prever a desmontagem da instalação, a disposição de suas partes e incluir, se for o caso, informações relativas aos procedimentos e técnicas propostas para alienação do material radioativo e descontaminação do local.

8.10.3 O requerimento deve demonstrar que a desmontagem da instalação e a disposição de suas partes serão realizadas de maneira segura, de acordo com normas da CNEN, e que não acarretará nenhum prejuízo à saúde e à segurança da população como um todo.

9. INSPEÇÕES E AUDITORIAS

9.1 A CNEN realizará inspeções e auditorias nas instalações licenciadas e autorizadas.

9.2 As inspeções e auditorias da CNEN, ou de seus representantes, serão realizadas por pessoal devidamente credenciado, com acesso autorizado mediante identificação especial fornecida pela CNEN.

9.3 A CNEN pode determinar o imediato desligamento da instalação caso julgue que a continuação da operação possa causar dano à saúde ou colocar em risco a segurança da população como um todo.

9.4 A organização licenciada deve ceder um local destinado à sala de reuniões e escritório dos inspetores da CNEN, com capacidade para acomodar, pelo menos, 6 (seis) pessoas, em uma das dependências do canteiro de obras da instalação.

9.5 A organização operadora deve proporcionar um local na instalação, destinado ao escritório dos inspetores da CNEN, suficiente, pelo menos, para 4 (quatro) pessoas.

10. ALTERAÇÕES TÉCNICAS

10.1 Nenhuma alteração técnica pode ser executada numa instalação, sem prévia autorização escrita da CNEN.

10.2 A solicitação para alteração técnica deve descrever completamente as alterações propostas.

10.3 Uma autorização para alteração técnica será concedida mediante verificação de que as alterações propostas satisfazem, no que lhes for aplicável, às condições estabelecidas para concessão das licenças de construção ou das AOI ou AOP.

11. MODIFICAÇÕES, ENSAIOS, TESTES E EXPERIÊNCIAS

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11.1 É facultado à organização licenciada ou operadora fazer modificações na instalação e/ou nos procedimentos descritos no RPAS no RFAS, e realizar ensaios, testes e experiências não descritos no RPAS ou RFAS, sem necessidade de aprovação prévia da CNEN, exceto se as modificações, ensaios, testes, ou experiências considerados envolverem problemas de segurança não avaliados ou alterações nas especificações técnicas incorporadas à AOI ou à AOP.

11.2 Modificações, ensaios, testes ou experiências propostos serão considerados como envolvendo problemas de segurança não avaliados se:

a) puderem aumentar a probabilidade de ocorrência ou as conseqüências de acidentes ou o mau funcionamento de itens importantes à segurança avaliados no RFAS;

b) puderem criar a possibilidade de acidentes ou de mau funcionamento, diferentes dos avaliados no RFAS;

c) reduzirem a margem de segurança definida nas basesdeprojeto, para qualquer especificação técnica.

11.3 Devem ser mantidos nos arquivos da instalação os documentos relativos a: a) modificações realizadas na instalação e nos procedimentos direta ou indiretamente

relacionados com a segurança; b) ensaios, testes e experiências realizadas de acordo com esta seção 11. Esses

registros devem incluir uma avaliação de segurança fornecendo as bases necessárias para fundamentar a conclusão de que as modificações, ensaios, testes ou experiências não envolvem problemas de segurança não avaliados.

11.4 Os registros sobre modificações na instalação devem ser mantidos até a data do término da AOP; os registros sobre modificações nos procedimentos, e sobre ensaios, testes e experiências devem ser mantidos por um período de 5 (cinco) anos.

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COMISSÃO DE ESTUDO

Presidente: Júlio Jansen Laborne CNEN

Membros: Marcos Grimberg CNEN José Eduardo Leme Salvatore CNEN Cláudio Ubirajara Couto de Almeida CNEN Clotilde do Amaral Linhares Gomes Leite CNEN Murilo Lisboa da Cunha FURNAS José Guilherme Araújo Lameira Bittencourt IBQN Yoná Maria de Lima Moreira ABQN Carlos Alberto Volpi FURNAS Durvaldo Gonçalves CESP Luiz Augusto Queiroz e Oliveira NUCLEBRAS Ivan Moura Antunes NUCLEBRAS Horácio Antunes Ferreira Júnior ELETROBRAS Walter Heubel Branco ELETROBRAS José de Júlio Rozental CNEN Eliane Amaral Barros CNEN Alcyr Maurício CNEN Luiz Augusto Loureiro de Sá NUCLEBRAS Carlos Alberto Volpi NUCLEBRAS José Mendonça de Lima CNEN Daly Esteves Silva CNEN Edna Elis Xavier FURNAS Yoná Moreira ABQN

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CNENNE 1.26

outubro/1997

SEGURANÇA NA OPERAÇÃO DE USINAS NUCLEOELÉTRICAS

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Segurança na Operação de Usinas Nucleoelétricas

Resolução CNEN 04/97 Publicação: D.O. U. de 16/10/97

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SUMÁRIO

CNENNE1.26 – “ Segurança na Operação de Usinas Nucleoelétricas”

1. OBJETIVO E CAMPO DE APLICAÇÃO .......................................................... 6 1.1 OBJETIVO ..............................................................................................................6 1.2 CAMPO DE APLICAÇÃO........................................................................................6

2. GENERALIDADES........................................................................................... 6 2.1 INTERPRETAÇÕES................................................................................................6 2.2 RESPONSABILIDADES..........................................................................................6

3. SIGLAS E DEFINIÇÕES .................................................................................. 7

4. ESPECIFICAÇÕES TÉCNICAS ....................................................................... 9

5. COMISSIONAMENTO DA USINA.................................................................. 10

6. ESTRUTURA DA ORGANIZAÇÃO OPERADORA........................................ 11

7. GERENCIAMENTO E PESSOAL ENVOLVIDO NA OPERAÇÃO DA USINA11

8. INSTRUÇÕES E PROCEDIMENTOS DE OPERAÇÃO ................................. 12

9. MANUTENÇÃO, TESTES, EXAMES, ENSAIOS E INSPEÇÕES PERIÓDICAS13

10. GERENCIAMENTO DO NÚCLEO DO REATOR E MANUSEIO DOS ELEMENTOS COMBUSTÍVEIS .............................................................................. 14

11. MODIFICAÇÕES DE PROJETO.................................................................... 15

12. RADIOPROTEÇÃO........................................................................................ 16

13. GERENCIAMENTO DE EFLUENTES E REJEITOS RADIOATIVOS ............ 17

14. PREPARAÇÃO PARA EMERGÊNCIAS ........................................................ 17

15. GARANTIA DA QUALIDADE......................................................................... 18

16. PROTEÇÃO FÍSICA DA USINA.................................................................. 18

17. PROTEÇÃO CONTRA INCÊNDIO................................................................. 18

19. REGISTROS E RELATÓRIOS....................................................................... 19

20. GERENCIAMENTO DO RISCO ..................................................................... 20

21. REAVALIAÇÃO PERIÓDICA DE SEGURANÇA ........................................... 20

COMISSÃO DE ESTUDO ..................................................................................... 22

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CNENNE1.26 – “ SEGURANÇA NA OPERAÇÃO DE USINAS NUCLEOELÉTRICAS.”


1.1 OBJETIVO

O objetivo desta Norma é estabelecer os requisitos mínimos necessários para garantir que a condução da operação de usinas nucleoelétricas seja mantida sem risco indevido à saúde e à segurança da população como um todo e ao meio ambiente.


1.2.1 Os requisitos estabelecidos nesta Norma aplicamse apenas às atividades relacionadas com o comissionamento e com a operação da usina.

1.2.2 Onde aplicável, devem ser observados os requisitos das seguintes Normas: a) CNENNE1.01: “Licenciamento de Operadores de Reatores Nucleares”; b) CNENNE1.04: “Licenciamento de Instalações Nucleares”; c) CNENNE1.06:“Requisitos de Saúde para Operadores de Reatores Nucleares”; d) CNENNE1.14: “Relatórios de Operação de Usinas Nucleoelétricas”; e) CNENNE1.16: “Garantia da Qualidade para Usinas Nucleoelétricas”; f) CNENNN1.17: “Qualificação de Pessoal e Certificação, para Ensaios Não Destrutivos

em Itens de Instalações Nucleares”; g) CNENNE1.21: “Manutenção de Usinas Nucleoelétricas”; h) CNENNE1.25: “Inspeção em Serviço em Usinas Nucleoelétricas”; i) CNENNE2.01: “Proteção Física de Unidades Operacionais da Área Nuclear”; j) CNENNE2.03: “Proteção Contra Incêndio em Usinas Nucleoelétricas”; k) CNENNE3.01: “Diretrizes Básicas de Radioproteção”; l) CNENNE5.01: “Transporte de Materiais Radioativos”; m) CNENNE5.02: “Transporte, Recebimento, Armazenagem e Manuseio de Elementos

Combustíveis de Usinas Nucleoelétricas” e n) CNENNE6.05: “Gerência de Rejeitos Radioativos em Instalações Radiativas”.

2. GENERALIDADES

2.1 INTERPRETAÇÕES

2.1.1 Qualquer dúvida relativa à aplicação desta Norma será dirimida pela Comissão Deliberativa da CNEN.

2.1.2 A CNEN pode, através de Resolução, modificar, eliminar ou acrescentar requisitos aos constantes nesta Norma, conforme considerar apropriado ou necessário.

2.2 RESPONSABILIDADES

A organização operadora é a responsável pela implementação dos requisitos estabelecidos nesta Norma.

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3. SIGLAS E DEFINIÇÕES

Para fins desta Norma, são adotadas as seguintes siglas e definições:

1. Acidente Severo acidente que excede as bases de projeto e que acarreta falhas em estruturas, sistemas ou componentes, impedindo dessa forma a refrigeração do núcleo do reator, conforme projetada, levando a uma degradação significativa do mesmo.

2. ALARA (“As Low As Reasonably Achievable”) Princípio que recomenda que todas as exposições à radiação sejam mantidas a níveis tão baixos quanto possíveis, levando em consideração fatores econômicos e sociais.

3. Alteração Técnica qualquer modificação de itens da usina para a qual a CNEN já tenha concedido Licença de Construção ou autorização para operação inicial ou permanente e que envolvam problemas de segurança não avaliados.

4. Autorização para Operação ato pelo qual a CNEN autoriza a operação da usina sob condições especificadas.

5. Base de Projeto conjunto de informações que identificam as funções específicas a serem desempenhadas por um item de uma instalação nuclear e os valores específicos, ou limites de variação desses valores, escolhidos para parâmetros de controle como dados fundamentais de referência para o projeto. Esses valores podem ser: a) limitações derivadas de práticas geralmente aceitas, de acordo com o estado atual da tecnologia, para atingir objetivos funcionais; b) ou requisitos derivados da análise (baseados em cálculos e/ou experiências) dos efeitos de acidentes postulados para os quais um item deve atingir seus objetivos funcionais.

6. CNEN Comissão Nacional de Energia Nuclear.

7. Comissionamento processo durante o qual componentes e sistemas da usina nucleoelétrica, tendo sido construídos e montados, são tornados operacionais, procedendose à verificação de sua conformidade com as características de projeto e critérios de desempenho.

8. Condições de Acidente desvios significativos dos estados operacionais, e que possam conduzir à liberação de quantidades inaceitáveis de materiais radioativos e/ou emissão de radiação, se os dispositivos técnicos de segurança pertinentes não funcionarem como projetados.

9. Condições Limites para Operação níveis mínimos de desempenho ou de capacidade de funcionamento de sistemas ou componentes exigidos para operação segura da usina, conforme definidos nas especificações técnicas.

10. Cultura da Segurança conjunto de características e atitudes de organizações e de indivíduos que estabelece, como prioridade maior, que as questões de segurança da usina receberão atenção proporcional à sua importância.

11. Especificações Técnicas conjunto de regras, aprovado pela CNEN no ato da autorização para operação, que estabelece limites para parâmetros, para capacidade

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funcional e para níveis de desempenho de equipamentos e requisitos de pessoal, visando a operação segura de usinas nucleoelétricas.

12. Item termo geral que abrange qualquer estrutura, sistema, componente, equipamento, peça ou material da usina.

13. Item Importante à Segurança Item que inclui ou está incluído em: a) estruturas, sistemas e componentes cuja falha ou mau funcionamento pode resultar em exposições indevidas à radiação para o pessoal da usina ou membros do público em geral; b) estrutura, sistemas e componentes que evitam que ocorrências operacionais previstas resultem em condições de acidente; dispositivos ou características necessárias para atenuar as conseqüências de falha ou mau funcionamento de estruturas, sistemas e componentes, citados em 13a e 13b.

14. Limites de Segurança limites impostos às variáveis operacionais importantes, considerados necessários para garantir a integridade das barreiras físicas que protegem contra liberação não controlada de material radioativo, conforme definidos nas especificações técnicas.

15. Ocorrências operacionais previstas desvios dos processos operacionais em relação à operação normal, que são esperados ocorrer durante a vida útil da usina e que, em decorrência de medidas apropriadas de projeto, não causem danos significativos a itens importantes à segurança, nem conduzam a condições de acidente.

16. Organização operadora pessoa jurídica possuidora de autorização para operação.

17. Operação inicial conjunto de atividades destinadas a confirmar as basesdeprojeto e a demonstrar, quando praticável, que a instalação é capaz de suportar os transitórios previstos e os acidentes postulados. Especificamente em relação à reatores nucleares , engloba: a) carregamento do núcleo; b) testes de criticalidade; c) testes físicos a baixa potência; d) testes de elevação de potência; e e) testes a plena potência.

18. Operação normal (ou condição normal de operação) operação que inclui todas as condições e eventos que são esperados ocorrer no curso da operação pretendida, quando realizada sob controles administrativos e de acordo com procedimentos especificados, dentro das condições limites para operação.

19. PEL Plano de Emergência Local.

20. Plano de Radioproteção documento exigido para fins de licenciamento, que estabelece o sistema de radioproteção a ser implementado na usina.

21. Problemas de Segurança Não Avaliados problemas decorrentes de modificações, ensaios, testes ou experiências que: a) possam aumentar a probabilidade de ocorrência ou as conseqüências de acidentes ou o mau funcionamento de itens importantes à segurança avaliados no RFAS; b) possam criar a possibilidade de acidentes ou de mau funcionamento, diferentes dos

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avaliados no RFAS; c) reduzam a margem de segurança definida nas basesdeprojeto, para qualquer especificação técnica;

22. Programa de Garantia da Qualidade (PGQ) documento que descreve a sistemática e as medidas para implementar as ações de garantia da qualidade de uma organização.

23. Radioproteção conjunto de medidas que visa a proteger o Homem e o meio ambiente de possíveis efeitos indevidos causados pela radiação ionizante, de acordo com princípios básicos estabelecidos pela CNEN.

24. RFAS Relatório Final de Análise de Segurança.

25. RPNT Relatório do Projeto Nuclear e Termohidráulico relatório que contém o projeto nuclear e termohidráulico, com sua respectiva análise de segurança, correspondente a cada configuração do núcleo do reator.

26. Segurança Técnica Nuclear (ou simplesmente segurança) conjunto de medidas de caráter técnico, incluídas no projeto, na construção, no comissionamento, na manutenção e na operação da usina, visando evitar a ocorrência de acidente ou minimizar suas conseqüências.

27. Supervisor de Radioproteção indivíduo com certificação da qualificação pela CNEN para supervisionar a aplicação das medidas de radioproteção.

28. Usina Nucleoelétrica (ou simplesmente usina) instalação fixa, dotada de um único reator nuclear, para produção de energia elétrica.

29. Valores Limites de Ajustes dos Dispositivos Técnicos de Segurança valores para ajuste dos dispositivos automáticos de proteção relacionados com variáveis das quais dependem funções de segurança, conforme definidos nas especificações técnicas.

4. ESPECIFICAÇÕES TÉCNICAS

4.1 As especificações técnicas devem incluir os seguintes tópicos: a) Limites de segurança; b) Valores limites de ajuste dos dispositivos técnicos de segurança; c) Condições limites para operação; d) requisitos de inspeções e testes periódicos; e) controles administrativos; f) efluentes radioativos;

4.2 A organização operadora deve estabelecer instruções e procedimentos para operação segura da usina, obedecendo às especificações técnicas.

4.3 As especificações técnicas propostas devem ser acompanhadas de uma exposição sumária das suas bases, oriundas da análise de segurança do projeto, exceto aquelas relativas a controles administrativos.

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4.4 Os tempos autorizados de indisponibilidade, bem como os intervalos de tempo entre testes, devem levar em conta o impacto associado no risco total, decorrente da operação.

4.5 A organização operadora deve estabelecer e implementar um programa para cumprimento dos requisitos de inspeções e testes periódicos, incluindo avaliação de seus resultados. Pedidos de exceção ao cumprimento do estabelecido neste programa devem ser submetidos à CNEN, com a devida antecedência e com a justificativa, impacto no risco e medidas compensatórias, quando necessárias.

4.6 Quando ocorrer desvio das especificações técnicas durante a operação, a gerência da usina deve imediatamente tomar a ação corretiva apropriada e a organização operadora deve encarregarse de fazer a avaliação e de notificar a CNEN, conforme a norma CNEN NE1.14: “Relatórios de Operação de Usinas Nucleoelétricas”.

4.7 As especificações técnicas devem ser analisadas durante a vida útil da usina à luz da experiência e do desenvolvimento tecnológico. Caso necessário, modificações devem ser implementadas pela organização operadora, segundo procedimentos específicos, depois de aprovadas pela CNEN.

4.8 As alterações nas especificações técnicas deverão constar em relatório conforme a norma CNENNE 1.14: “Relatórios de Operação de Usinas Nucleoelétricas”.

5. COMISSIONAMENTO DA USINA

5.1 Deve ser estabelecido um programa detalhado de testes pela organização operadora antes do início do comissionamento.

5.2 O programa detalhado deve conter: a) os arranjos organizacionais, incluindo o papel e a responsabilidade de cada

organização envolvida; b) a finalidade dos testes, os resultados esperados e sua importância para as

especificações técnicas propostas; c) a seqüência de testes; d) os procedimentos dos testes, incluindo seus critérios de aceitação; e) número e a qualificação do pessoal requerido para os testes; e f) as disposições técnicas e administrativas mínimas e as precauções de segurança

exigidas durante os testes.

5.3 O programa de comissionamento deve ser submetido à CNEN, conforme Norma CNENNE1.04 “Licenciamento de Instalações Nucleares”.

5.4 O programa de comissionamento deve ser dividido em etapas e a progressão de uma etapa para outra só deve ser feita após a avaliação documentada, pela organização operadora, dos resultados disponíveis dos testes ter sido satisfatória.

5.5 O carregamento inicial do núcleo do reator só pode ser realizado com autorização da CNEN, após terem sido concluídos todos os testes préoperacionais e testes funcionais e os resultados obtidos considerados satisfatórios pela organização operadora.

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5.6 A criticalidade inicial só pode ser atingida com autorização da CNEN, após terem sido realizados os testes necessários e os resultados obtidos considerados satisfatórios pela organização operadora e aceitos pela CNEN.

5.7 A elevação de potência só pode ser iniciada com autorização da CNEN, após terem sido realizados os testes julgados necessários e os resultados obtidos considerados satisfatórios pela organização operadora e aceitos pela CNEN.

5.8 Os resultados dos testes devem ser consolidados no relatório de operação inicial, de acordo com a Norma CNENNE1.14 “Relatórios de Operação de Usinas Nucleoelétricas”.

6. ESTRUTURA DA ORGANIZAÇÃO OPERADORA

6.1 No estabelecimento da estrutura, as seguintes categorias principais de funções gerenciais devem ser consideradas: a) estabelecimento de políticas organizacionais; b) funções operacionais; c) funções de suporte técnico e d) avaliação da segurança operacional.

6.2 A organização operadora deve estabelecer uma estrutura organizacional com número suficiente de gerentes e pessoal qualificados, técnica e administrativamente, e de tal forma preparados que tenham a consciência da importância de uma cultura da segurança.

6.3 A organização operadora deve ter estrutura capaz de operar seguramente a usina, atenuar as conseqüências de condições de acidente e assegurar resposta correta a situações de emergência. Para isto deve haver: a) atribuição definida de responsabilidade e delegação clara de autoridade; b) estabelecimento e acompanhamento sistemático da implementação de programas

gerenciais; c) treinamento específico de todo o pessoal envolvido na operação da usina; d) estabelecimento de canais de comunicação com a CNEN e com outras autoridades

públicas para atender às exigências e requisitos desses órgãos; e) estabelecimento de canais de comunicação com empresas de construção, projeto,

fabricação e outras organizações, através de bancos de dados nacionais e internacionais, para intercâmbio de informações e experiência operacional;

f) provisão de instalações e serviços necessários ao gerenciamento da usina.

6.4 A estrutura da organização operadora deve ser documentada e representada em organogramas contendo as responsabilidades e linhas hierárquicas de autoridade e comunicação.

7. GERENCIAMENTO E PESSOAL ENVOLVIDO NA OPERAÇÃO DA USINA

7.1 A organização operadora deve delegar autoridade suficiente à gerência da usina para que esta possa desincumbirse da responsabilidade por sua operação segura.

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7.2 A organização operadora deve estabelecer, por escrito, os deveres e responsabilidades de todas as funções do pessoal envolvido na operação da usina, bem como o número de pessoas qualificadas necessárias para o desempenho dessas funções.

7.3 A gerência da usina deve analisar continuamente a operação da usina e tomar as ações corretivas apropriadas para a solução de quaisquer problemas identificados.

7.4 As qualificações requeridas para o pessoal envolvido na operação da usina devem ser definidas pela organização operadora levando em consideração os requisitos estabelecidos em Normas específicas da CNEN, onde aplicável.

7.5 O pessoal envolvido na operação da usina deve ser previamente selecionado e submetido a um programa de treinamento e retreinamento, qualificandoo para as suas atividades.

7.6 A autoridade e a responsabilidade do operador da sala de controle para efetuar a parada do reator, no interesse da segurança, devem ser definidas por escrito. Da mesma forma, a autoridade e a responsabilidade sobre a tomada de decisão quanto ao retorno à operação da usina, após tal parada, deverão estar definidas por escrito.

7.7 Somente o pessoal especificamente designado, que tenha a qualificação necessária e que seja licenciado pela CNEN de acordo com a Norma CNENNE1.01 “Licenciamento de Operadores de Reatores Nucleares”, deve ser autorizado a executar, controlar e supervisionar quaisquer mudanças nos estados operacionais da usina.

7.8 O pessoal envolvido na operação da usina deve ser examinado, periodicamente, para assegurar que possui aptidão física compatível com os deveres e responsabilidades a ele atribuídos, de acordo com as Normas CNENNE1.06 “Requisitos de Saúde para Operadores de Reatores Nucleares” e CNENNE3.01 “Diretrizes Básicas de Radioproteção”, onde aplicável.

8. INSTRUÇÕES E PROCEDIMENTOS DE OPERAÇÃO

8.1 A organização operadora deve assegurar que, antes do início da operação de sistemas e componentes importantes para a segurança, as instruções e os procedimentos de operação estejam estabelecidos por escrito. As instruções e os procedimentos devem ser preparados em conformidade com os projetistas e os fornecedores da usina e de equipamentos, levandose em consideração os aspectos de garantia da qualidade e os princípios da radioproteção.

8.2 As instruções e os procedimentos emitidos devem tratar a usina sob condição normal de operação, e sob ocorrências operacionais previstas, bem como sob condições de acidentes base de projeto e, quando exeqüível, sob condições de acidentes severos. Esses documentos devem ser escritos de modo que cada ação possa ser prontamente executada, na seqüência apropriada, pela pessoa responsável designada para isto.

8.3 A gerência da usina deve assegurar que as instruções e os procedimentos sejam rigorosamente seguidos na operação da usina.

8.4 O pessoal envolvido na operação da usina deve estar totalmente familiarizado com o conteúdo das instruções e procedimentos atualizados específicos para suas atividades.

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8.5 Deve ser estabelecida uma sistemática para análise regular de todas as instruções e procedimentos e para comunicação ao pessoal envolvido na operação da usina, de quaisquer revisões aprovadas.

8.6 Qualquer operação ou teste que não seja de rotina e que possa ser planejado antecipadamente, deve ser conduzido de acordo com um procedimento aprovado conforme regras estabelecidas. Quando essa operação ou teste levar a uma violação inesperada de especificações técnicas, o pessoal que supervisiona ou opera os controles da usina deve estar instruído para trazer a usina de volta a uma condição segura.

8.7 Depois de um desligamento forçado do reator, a causa do desligamento deve ser determinada e as deficiências corrigidas na extensão necessária, antes da usina ser autorizada a dar nova partida.

8.8 Toda alteração, mesmo que temporária, na configuração física da usina deve ser autorizada, por escrito, de acordo com procedimentos estabelecidos para esse fim.

8.9 As versões atualizadas das instruções e dos procedimentos de operação devem ser enviadas à CNEN.

9. MANUTENÇÃO, TESTES, EXAMES, ENSAIOS E INSPEÇÕES PERIÓDICAS

9.1 Antes da operação inicial, a organização operadora deve preparar um programa de manutenção, inspeções, testes, exames e ensaios, levando em conta as especificações técnicas e em conformidade com as Normas CNENNE1.21 “Manutenção em Usinas Nucleoelétricas” e CNENNE1.25 “Inspeção em Serviço em Usinas Nucleoelétricas”.

9.2 Os ensaios não destrutivos devem ser executados por pessoas qualificadas de acordo com a Norma CNENNN1.17 “Qualificação de Pessoal e Certificação para Ensaios Não Destrutivos em Itens de Instalações Nucleares”, usando equipamentos e técnicas apropriadas.

9.3 A organização operadora deve assegurar que instruções e procedimentos sejam estabelecidos, por escrito, antes da realização da manutenção, dos testes, dos exames, dos ensaios, e das inspeções em itens. Essas instruções e esses procedimentos devem ser preparados em conformidade com os requisitos dos projetistas e dos fabricantes de itens da usina, levandose em consideração os aspectos de garantia da qualidade e os princípios de radioproteção.

9.4 A manutenção, os testes, os exames, os ensaios e as inspeções de todos os itens importantes à segurança devem ser de padrão e freqüência tais que assegurem que seus níveis de confiabilidade e eficácia permaneçam em conformidade com os requisitos de projeto e fabricação, de forma que a segurança da usina não seja reduzida.

9.5 Na determinação da freqüência citada em 9.4 devem ser considerados fatores como: a) importância relativa do item; b) probabilidade de falha em funcionamento; c) desgaste induzido por intervenções excessivas; d) aumento na probabilidade de falha induzido por intervenções excessivas; e) efeito na segurança associado à indisponibilidade durante a intervenção;

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f) necessidade de se manter a exposição à radiação tão baixa quanto razoavelmente exeqüível (princípio ALARA).

9.6 A retirada de serviço para manutenção, testes, exame, ensaio ou inspeção de itens importantes à segurança deve ser cuidadosamente avaliada para assegurar que sejam ainda obedecidas as condições limites para operação.

9.7 A remoção e o retorno ao serviço de itens importantes à segurança devem ser autorizados, por escrito, por pessoas designadas para fazêlos.

9.8 Após a manutenção, os itens importantes à segurança devem ser inspecionados e testados por pessoas autorizadas a fazêlo, antes que sua operação normal seja retomada.

9.9 A organização operadora deve estabelecer índices de desempenho a fim de monitorar e avaliar a eficiência do programa de manutenção.

9.10 Os itens importantes à segurança, cujo histórico apresente precedentes significativos de falha, degradação ou indisponibilidade, devem ter um tratamento diferenciado, tendo monitorada a eficiência de sua manutenção, até que as ações corretivas tenham se mostrado eficazes.

9.11 Os registros, incluindo procedimentos administrativos e técnicos relativos à manutenção, testes, exames, ensaios e inspeções sobre itens importantes à segurança, desde a fase de fabricação até a fase de operação, devem ser mantidos de acordo com o estabelecido na Norma CNENNE1.16 “Garantia da Qualidade para Usinas Nucleoelétricas”.

10. GERENCIAMENTO DO NÚCLEO DO REATOR E MANUSEIO DOS ELEMENTOS COMBUSTÍVEIS

10.1 A organização operadora é responsável por todas as atividades associadas com o gerenciamento do núcleo do reator e o manuseio dos elementos combustíveis, a fim de garantir a segurança no uso, movimentação e armazenagem, conforme estabelece a Norma CNENNE5.02 “Transporte, Recebimento, Armazenagem e Manuseio de Elementos Combustíveis de Usinas Nucleoelétricas”.

10.2 A organização operadora deve: a) preparar e emitir especificações para a aquisição e procedimentos para carregamento,

utilização, descarregamento, armazenagem e testes dos elementos combustíveis e dos componentes do núcleo do reator;

b) preparar e submeter à CNEN o Relatório do Projeto Nuclear e Termohidráulico (RPNT) para o licenciamento do núcleo de cada ciclo, incluindo eventuais revisões;

c) estabelecer, por escrito, um programa de testes destinado a verificar a conformidade do núcleo instalado com as especificações do RPNT correspondente;

d) efetuar, durante o ciclo, monitorações periódicas dos parâmetros nucleares e termohidráulicos, a fim de manter as condições de segurança do núcleo do reator;

e) estabelecer um programa para prever, evitar, detectar e minimizar falhas em elementos combustíveis;

f) estabelecer critérios e procedimentos para lidar com falhas de elementos combustíveis, a fim de minimizar a atividade de produtos de fissão no refrigerante do primário ou em efluentes gasosos;

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g) manter um sistema de registro, abrangendo o gerenciamento do núcleo do reator e as atividades de manuseio dos elementos combustíveis e dos componentes do núcleo e de armazenagem dos elementos combustíveis.

11. MODIFICAÇÕES DE PROJETO

11.1 A organização operadora deve estabelecer procedimentos para as modificações de estruturas, sistemas e componentes.

11.2 As modificações de projeto, quer sejam alterações técnicas ou modificações que não envolvam problemas de segurança não avaliados, devem ser tratadas em conformidade com os requisitos constantes da Norma CNENNE1.16 “Garantia da Qualidade para Usinas Nucleoelétricas”.

11.3 Qualquer alteração técnica deverá ter autorização prévia da CNEN.

11.4 A solicitação à CNEN para alteração técnica deve descrever completamente as alterações propostas, incluindo no mínimo: a) razões ou fatores que determinam a necessidade de realização da modificação; b) justificativa para o enquadramento da modificação como alteração técnica; c) identificação dos itens afetados; d) descrição detalhada da modificação de projeto, abordando os efeitos sobre requisitos

funcionais e bases de projeto originais; e) análise de segurança referente à modificação, que discuta eventuais novos modos de

falha e suas conseqüências, quantificandoas para casos limitantes não cobertos pela análise de acidentes original;

f) informações complementares, utilizando recursos pertinentes que auxiliem o entendimento, tais como: desenhos, diagramas, gráficos, tabelas e outros;

g) cronograma de implementação das modificações; h) proposta de revisão das seções do RFAS que deverão ser atualizadas em virtude da

modificação, e que inclua informações compatíveis com o conteúdo das alíneas d), e) e f) acima, além das eventuais alterações nas condições limites para operação ou em requisitos de inspeções e testes periódicos, constantes das especificações técnicas; e

i) relação dos procedimentos do Manual de Operação da Usina afetados pela modificação.

11.5 A organização operadora deve incluir no Relatório Anual de Operação, previsto na Norma CNENNE1.14 “Relatório de Operação de Usinas Nucleoelétricas”, lista de todas as modificações de projeto implementadas no período. As informações desta lista devem conter, no mínimo: a) o número e o código de identificação da modificação; b) os itens afetados; c) a classificação como alteração técnica ou não; d) a descrição sucinta da modificação e sua razão; e e) o número da revisão do RFAS em que a modificação foi incluída e os capítulos

afetados.

11.6 As modificações de projeto para serem consideradas operáveis devem ser submetidas a um processo formal de comissionamento.

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12. RADIOPROTEÇÃO

12.1 As doses individuais do pessoal da usina e de indivíduos do público não devem exceder os limites anuais de dose equivalente estabelecidos na Norma CNENNE3.01 “Diretrizes Básicas de Radioproteção”. Para esse fim, a organização operadora deve estabelecer um Plano de Radioproteção, com o propósito de assegurar que todas as atividades envolvendo exposição de pessoal à radiação sejam planejadas, supervisionadas e executadas para manter as exposições tão baixas quanto razoavelmente exeqüíveis (princípio ALARA).

12.2 A organização operadora é responsável pelo controle das doses de radiação do pessoal em função da operação da usina, bem como das quantidades de materiais radioativos liberados para o meio ambiente e do respectivo impacto.

12.3 O Plano de Radioproteção deve manter atualizados os seguintes itens: a) acompanhamento e registro das doses individuais dos trabalhadores

ocupacionalmente expostos; b) manutenção de instrumentos e equipamentos para monitoração e proteção pessoal; c) mapeamento, sinalização e monitoração de áreas quanto aos níveis de radiação; d) aspectos de radioproteção nos diversos procedimentos de manutenção e operação; e) programas e procedimentos relativos à monitoração do meio ambiente; f) programas e procedimentos relativos à monitoração e descontaminação de pessoal,

equipamentos e estruturas; g) garantia da conformidade com a Norma CNENNE5.01 “Transporte de Materiais

Radioativos; h) programa de treinamento dos trabalhadores; e i) controle médico dos trabalhadores.

12.4 A implementação do Plano de Radioproteção deve ser da responsabilidade de um supervisor de radioproteção, com conhecimento dos aspectos radiológicos do projeto e da operação da usina.

12.5 A organização operadora deve prover treinamento adequado ao pessoal da usina de modo a conscientizálo dos riscos radiológicos e das medidas de proteção disponíveis.

12.6 Todo o pessoal da usina tem responsabilidade individual de colocar em prática as medidas de controle da exposição à radiação, que são especificadas no Plano de Radioproteção.

12.7 A organização operadora deve assegurar, através de supervisão, inspeções e auditorias, que o Plano de Radioproteção está sendo corretamente implementado e realizar ações corretivas, se necessário.

12.8 Todo o pessoal da usina, que possa ser ocupacionalmente exposto à radiação ionizante, deve estar sujeito ao controle médico, conforme estabelece a Norma CNENNE 3.01 “Diretrizes Básicas de Radioproteção”, e sua exposição medida ou avaliada e registrada. Os registros dessas exposições devem ser mantidos e colocados à disposição da CNEN.

12.9 O Plano de Radioproteção deve estar estabelecido antes da chegada dos elementos combustíveis na usina.

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13. GERENCIAMENTO DE EFLUENTES E REJEITOS RADIOATIVOS

13.1 A usina deve ser operada de modo que o impacto radiológico de efluentes e rejeitos radioativos seja mantido dentro dos limites estabelecidos pela Norma CNENNE3.01 “Diretrizes Básicas de Radioproteção”. A geração de rejeitos radioativos e a liberação de efluentes, em termos de volume e atividade, devem ser minimizadas e controladas, para que o impacto radiológico durante a operação, seja tão baixo quanto razoavelmente exeqüível, inclusive tendo em vista o futuro descomissionamento da usina.

13..2 A organização operadora deve preparar e submeter à apreciação da CNEN, antes do início da operação, documentos indicando os níveis de liberação propostos para efluentes e os métodos e procedimentos para monitorar e controlar tais liberações dentro da orientação estabelecida pela Norma CNENNE1.04 “Licenciamento de Instalações Nucleares”. Esses documentos devem demonstrar que o impacto radiológico avaliado e a exposição ao público em geral sejam mantidos tão baixos quanto razoavelmente exeqüíveis e devem incluir propostas para um programa adequado de monitoração externa.

13.3 Os limites de liberações autorizados devem estar incluídos nas especificações técnicas e devem estar sujeitos à revisão periódica à luz da experiência e do desenvolvimento tecnológico.

13.4 A organização operadora deve estabelecer um programa de gerenciamento de rejeitos radioativos, no qual devem ser incluídos o tratamento, o acondicionamento, o armazenamento inicial, o transporte e a deposição provisória desses rejeitos, devendo ser seguidos, onde aplicáveis, os requisitos estabelecidos na Norma CNENNE5.01 “Transporte de Materiais Radioativos” e na Norma CNENNE6.05 “Gerência de Rejeitos Radioativos em Instalações Radiativas”.

13.5 A organização operadora deve enviar à CNEN os relatórios periódicos sobre liberação de efluentes e geração de rejeitos radioativos previstos na Norma CNENNE1.14 “Relatórios de Operação de Usinas Nucleoelétricas”.

14. PREPARAÇÃO PARA EMERGÊNCIAS

14.1 A organização operadora deve estabelecer um Plano de Emergência Local (PEL), de acordo com a Norma CNENNE1.04 “Licenciamento de Instalações Nucleares”, para atender a situações de emergência que conduzam ou possam conduzir a uma liberação significativa de material radioativo para o meio ambiente. Esse plano deve estar de comum acordo com os planos para situações de emergência elaborados pela CNEN e por outras autoridades competentes.

14.2 A organização operadora deve incluir no PEL, adicionalmente, a descrição dos arranjos de emergência para atender as situações abaixo ou uma combinação delas: a) situações que possam conduzir a uma liberação descontrolada de material radioativo,

mas restrita aos limites da área da usina; b) situações de emergência resultantes de manuseio ou armazenagem de elementos

combustíveis na usina; c) incêndios e outros acidentes de natureza não nuclear (ex: liberação de gases e

vapores tóxicos ou explosivos);

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d) atendimento de pessoas acidentadas.

14.3 A organização operadora deve estabelecer um sistema de comunicação com a CNEN de modo que esta seja notificada de imediato, uma vez configurada uma situação de emergência.

14.4 O pessoal que trabalha na usina deve ser instruído e treinado, periodicamente, para o desempenho de seus deveres em situações de emergência.

14.5 Todas as pessoas que estiverem no local da usina devem ser informadas de como agir em situações de emergência, através de instruções básicas afixadas em locais apropriados.

14.6 A organização operadora deve realizar, periodicamente, exercícios simulados para atender a situações de emergência, conforme definidas no PEL, envolvendo o maior número possível de suas unidades organizacionais.

15. GARANTIA DA QUALIDADE

15.1 A organização operadora deve estabelecer um Programa de Garantia da Qualidade (PGQ) para o comissionamento e a operação da usina, abrangendo todas as atividades que possam ter influência na qualidade e na operação segura da usina.

15.2 O PGQ deve ser elaborado e implementado de acordo com a Norma CNENNE1.16 “Garantia da Qualidade para Usinas Nucleoelétricas”.

16. PROTEÇÃO FÍSICA DA USINA

A organização operadora deve estabelecer um Plano de Proteção Física, que deve ser elaborado e implementado de acordo com a Norma CNENNE2.01 “Proteção Física de Unidades Operacionais da Área Nuclear”.

17. PROTEÇÃO CONTRA INCÊNDIO A organização operadora deve estabelecer um Plano de Proteção Contra Incêndio que

deve ser elaborado e implementado de acordo com a Norma CNENNE2.03 “Proteção Contra Incêndio em Usinas Nucleoelétricas”.

18. ANÁLISE DA OPERAÇÃO E DA EXPERIÊNCIA OPERACIONAL

18.1 A organização operadora deve conduzir análises regulares concernentes à operação da usina com o objetivo de assegurar que: a) prevaleça a conscientização quanto à segurança; b) sejam observadas as medidas estabelecidas para aumentar a segurança; c) a documentação pertinente seja mantida atualizada; d) não exista evidência de confiança excessiva ou de complacência.

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18.2 As análises citadas em 18.1 devem ser realizadas por pessoas qualificadas, designadas para esse fim, dentro do contexto do PGQ e os resultados destas análises e devidamente documentados junto com os registros de quaisquer ações corretivas.

18.3 A organização operadora deve buscar e avaliar informações da experiência operacional em outras usinas que forneçam lições para a operação de sua própria usina.

18.4 A avaliação da experiência operacional da usina, bem como de outras usinas, deve ser feita de modo sistemático.

18.5 A experiência operacional deve ser examinada, a fim de detectar quaisquer sinais precursores de possíveis tendências adversas à segurança.

18.6 Eventos relacionados à segurança devem ser investigados segundo metodologia apropriada para determinar a sua causa raiz, a fim de que sejam tomadas ações corretivas, antes que surjam condições adversas, ou para evitar sua repetição.

18.7 A organização operadora deve manter canais de comunicação com os projetistas, fabricantes e outras organizações, visando não só a realimentação da experiência operacional como também a obtenção, se necessário, da atualização das modificações e do aconselhamento em caso de falhas de equipamento ou de eventos anormais.

18.8 Os dados relativos à experiência operacional da usina devem ser reportados à CNEN, em conformidade com a Norma CNENNE1.14 “Relatórios de Operação de Usinas Nucleoelétricas”.

19. REGISTROS E RELATÓRIOS

19.1 A organização operadora deve estar de posse de todas as informações essenciais relativas ao projeto e construção da usina, antes do início da operação, incluindo especificações de projeto e análise de segurança, detalhes de equipamentos e materiais fornecidos, desenhos da instalação “como construída”, manuais de operação e de manutenção, do fabricante e outros documentos previstos no PGQ.

19.2 A organização operadora deve manter os registros do comissionamento, incluindo relatórios de testes e documentos de garantia da qualidade necessários para testes, exames e inspeções periódicos, durante a operação da usina.

19.3 Os registros de operação devem incluir aqueles relacionados com: a) estado operacional da usina; b) inventário de materiais físseis, férteis, e outros materiais nucleares especiais; c) manutenção, testes, exames, ensaios, inspeções e modificações; d) garantia da qualidade; e) qualificação, atribuições, exames médicos e treinamento do pessoal da usina; f) exposição de pessoas à radiação; g) liberações de efluentes, monitoração do meio ambiente e armazenagem de rejeitos

radioativos.

19.4 Devem ser enviados à CNEN relatórios sobre a operação da usina, de acordo com a Norma CNENNE1.14 “Relatórios de Operação de Usinas Nucleoelétricas”.

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19.5 Os registros e relatórios devem obedecer aos requisitos de garantia da qualidade estabelecidos na Norma CNENNE1.16 “Garantia da Qualidade para Usinas Nucleoelétricas”.

20. GERENCIAMENTO DO RISCO

20.1 A organização operadora deverá desenvolver, aplicar e permanentemente aperfeiçoar um modelo para gerenciamento do risco associado às diversas configurações operacionais.

20.2 O modelo para gerenciamento do risco deverá incorporar a sua base de dados, a experiência operacional específica acumulada durante um período de tempo em que esses dados sejam estatisticamente significativos.

20.3 Durante a operação da usina, deverá ser considerado o impacto no risco total, quantificado através de modelo para gerenciamento do risco, nas tomadas de decisão envolvendo, entre outras, as seguintes atividades: a) modificações de projeto, alterações ou exceções às especificações técnicas; b) gerenciamento de configurações de sistemas; c) planejamento de manutenção e testes periódicos; d) análise de eventos operacionais.

21. REAVALIAÇÃO PERIÓDICA DE SEGURANÇA

21.1 A partir da emissão da Autorização para Operação permanente, a organização operadora deverá conduzir, a cada 10 (dez) anos, uma reavaliação de segurança da usina, para investigar as conseqüências da evolução de normas e padrões de segurança, de práticas operacionais, dos efeitos cumulativos de envelhecimento de estruturas, sistemas e componentes, de modificações de projeto, da análise da experiência operacional e dos desenvolvimentos aplicáveis da ciência e da tecnologia.

21.2 A reavaliação de segurança deverá alcançar, no mínimo, as seguintes áreas ou fatores de segurança: a) condições físicas da usina; b) análise de segurança; c) qualificação de equipamentos; d) gerenciamento do envelhecimento; e) indicadores de segurança; f) incorporação da experiência operacional internacional; g) procedimentos; h) fatores administrativos e organizacionais; i) fatores humanos; j) planejamento de emergência; k) impacto ambiental.

21.3 O período de execução da reavaliação de segurança não poderá ultrapassar 18 (dezoito) meses e deve ser dividido em 3 (três) etapas:

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a) Levantamento do nível corrente de segurança a ser apresentado em um relatório abordando as áreas ou fatores mencionados em 21.2, listando para cada um destes, os pontos fortes e as deficiências identificadas na confrontação com padrões e práticas de segurança;

b) Avaliação do impacto na segurança das deficiências identificadas e proposição de medidas compensatórias correspondentes;

c) Atualização do modelo para gerenciamento do risco, mencionada na seção 20.

21.4 Os relatórios decorrentes da reavaliação da segurança devem ser submetidos à CNEN, a fim de fornecer subsídios para a ratificação, retificação ou cancelamento dos termos vigentes da autorização para operação permanente.

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COMISSÃO DE ESTUDO

Presidente: Luiz Ferreira/Wilson Melo da Silva Filho SENOR/CNEN

Membros: Ênio Magalhães Freire FURNAS

Hamilton Lima R. dos Santos FURNAS

Wilson Barreto Dias de Carvalho NUCLEN

Cláudio T. M.Camargo CODRE/CNEN

Márcia de Oliveira COLAB/CNEN

Herculano Vieira Soares DIANG/CNEN

Edison Visoni CODRE/CNEN

Colaboradores:

Marcos Sodré Grund SENOR/CNEN

Luiz Fernando G. L. Carvalho FURNAS

CNENNE1.21

agosto/1991

MANUTENÇÃO DE USINAS NUCLEOELÉTRICAS

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Manutenção de Usinas Nucleoelétricas

Resolução CNEN 03/91 Publicação D.O.U. de 28/08/91

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SUMÁRIO CNENNE1.21 “MANUTENÇÃO DE USINAS

NUCLEOELÉTRICAS”

1. OBJETIVO E CAMPO DE APLICAÇÃO ..................................................... 5 1.1 OBJETIVO ........................................................................................................ 5 1.2 CAMPO DE APLICAÇÃO.................................................................................. 5

2. GENERALIDADES...................................................................................... 5

3. DEFINIÇÕES ............................................................................................... 5

4. PROGRAMA DE MANUTENÇÃO ............................................................... 7 4.1 DISPOSIÇÕES GERAIS ................................................................................... 7 4.2 ESTABELECIMENTO DO PROGRAMA DE MANUTENÇÃO ........................... 7 4.3 PROGRAMA DE MANUTENÇÃO PREVENTIVA.............................................. 7 4.4 RELACIONAMENTO ENTRE ORGANIZAÇÕES .............................................. 8 4.5 PLANEJAMENTO DA MANUTENÇÃO ............................................................. 9

5. ORGANIZAÇÃO E RESPONSABILIDADE PELA MANUTENÇÃO ............ 9 5.1 ESTRUTURA ORGANIZACIONAL.................................................................... 9 5.2 RESPONSABILIDADES.................................................................................... 9 5.3 SELEÇÃO E TREINAMENTO DO PESSOAL DE MANUTENÇÃO ................... 9

6. CONTROLES ADMINISTRATIVOS .......................................................... 10 6.1 PROCEDIMENTOS ADMINISTRATIVOS........................................................ 10 6.2 ESCOPO DOS PROCEDIMENTOS ADMINISTRATIVOS............................... 10 6.3 PROCEDIMENTOS TÉCNICOS DE MANUTENÇÃO...................................... 11

7. INSTALAÇÕES DE MANUTENÇÃO......................................................... 12 7.1 OFICINAS ....................................................................................................... 12 7.2 INSTALAÇÕES PARA MANUTENÇÃO DE ITENS CONTAMINADOS POR RADIAÇÃO ..................................................................................................................... 12 7.3 INSTALAÇÕES PARA DESCONTAMINAÇÃO ............................................... 12 7.4 INSTALAÇÕES ESPECIAIS ........................................................................... 13 7.5 INSTALAÇÕES DE IÇAMENTO E MOVIMENTAÇÃO .................................... 13

8. SUBSTITUIÇÕES E REPAROS................................................................ 14 8.1 MANUTENÇÃO CORRETIVA ......................................................................... 14 8.2 SUBSTITUIÇÃO DE ITENS DEFEITUOSOS .................................................. 14 8.3 REPARO DE ITENS DEFEITUOSOS ............................................................. 14

9. MODIFICAÇÕES DECORRENTES DE MANUTENÇÃO .......................... 15 9.1 TIPOS DE MODIFICAÇÕES ........................................................................... 15 9.2 REQUISITOS DE ANÁLISE ............................................................................ 15 9.3 SUBMISSÃO DE PROPOSTAS...................................................................... 15 9.4 IMPLEMENTAÇÃO E DOCUMENTAÇÃO....................................................... 16

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10. MATERIAIS, ITENS E COMPONENTES SOBRESSALENTES................ 16 10.1 ORGANIZAÇÃO.............................................................................................. 16 10.2 AQUISIÇÃO .................................................................................................... 16 10.3 RECEBIMENTO .............................................................................................. 17 10.4 ARMAZENAGEM ............................................................................................ 17 10.5 REQUISITOS DE DISTRIBUIÇÃO .................................................................. 18

11. REGISTROS.............................................................................................. 18 11.1 GERAÇÃO E COLETA DE REGISTROS........................................................ 18 11.2 RETENÇÃO DE REGISTROS ........................................................................ 18

12. PROGRAMA DE ANÁLISE, AUDITORIA E INSPEÇÃO........................... 18 12.1 NECESSIDADE DO PROGRAMA................................................................... 18 12.2 ANÁLISE DA MANUTENÇÃO......................................................................... 18 12.3 PROGRAMA DE AUDITORIAS....................................................................... 19 12.4 PROCEDIMENTOS DE INSPEÇÃO................................................................ 19

COMISSÃO DE ESTUDO .................................................................................. 20

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CNENNE1.21 – “MANUTENÇÃO DE USINAS NUCLEOELÉTRICAS.”


1.1 OBJETIVO

1.1.1 Esta Norma tem por objetivo determinar os requisitos administrativos e organizacionais para o estabelecimento e implementação de um programa de manutenção de usinas nucleoelétricas.

1.1.2 Os requisitos desta Norma tratam das medidas necessárias às atividades de manutenção e que devem constar do programa de manutenção


1.2.1 Os requisitos desta Norma aplicamse ao trabalho do indivíduo ou da organização que participe das atividades relacionadas com a manutenção de usinas nucleoelétricas , sem a especificação de detalhes técnicos de manutenção.

1.2.2 Onde aplicável, devem ser observados os requisitos das seguintes Normas: a) CNENNE1.04: "Licenciamento de Instalações Nucleares". b) CNENNN1.15: "Supervisão Técnica Independente em Atividades de Garantia da

Qualidade em Usinas Nucleoelétricas", c) CNENNE1.16: "Garantia da Qualidade para Usinas Nucleolétricas". d) CNENNE1.17:"Qualificação de Pessoal e Certificação, para Ensaios Não Destrutivos

em Itens de Instalações Nucleares". e) CNENNE1.18: "Conservação Preventiva em Usinas Nucleoelétricas". f) CNENNE5.03: "Transporte, Recebimento, Armazenagem e Manuseio de Itens de

Usinas Nucleoelétricas".

2. GENERALIDADES

2.1 Qualquer dúvida que possa surgir com referência às disposições desta Norma será dirimida pela Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN).

2.2 A CNEN pode, através de Resolução, substituir e/ou acrescentar requisitos aos constantes desta Norma, conforme considerar apropriado ou necessário.

3. DEFINIÇÕES Para os fins desta Norma, são adotadas as seguintes definições:

1. Alteração Técnica qualquer modificação de itens da usina para a qual a CNEN já tenha concedido Licença de Construção ou Autorização para Operação, Inicial ou Permanente, e que envolva problemas de segurança.

2. Auditoria atividade documentada que visa verificar, através de exame e avaliação, se os elementos aplicáveis do Programa de Garantia da Qualidade foram estabelecidos, documentados e efetivamente implementados de acordo com as exigências especificadas.

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3. Comissionamento processo durante o qual componentes e sistemas, após sua construção e montagem, são tornados operacionais, procedendose à constatação de sua conformidade com as características de projeto e critérios de desempenho; inclui tanto os testes nucleares como os não nucleares.

4. Construção conjunto de atividades que incluem o processo de fabricação e montagem dos componentes e sistemas de uma usina nucleoelétrica, a edificação de obras e estruturas civis, a instalação de componentes e equipamentos e realização de testes associados.

5. Garantia da Qualidade conjunto de ações sistemáticas e planejadas necessárias para proporcionar confiança adequada de que uma estrutura, sistema, componente ou instalação, funcionará satisfatoriamente em serviço.

6. Gerência da Usina técnicos da Organização Operadora que têm a responsabilidade pela operação da usina.

7. Item Importante à Segurança qualquer estrutura, sistema, componente, peça ou material, que inclui ou está incluído em: a) estruturas, sistemas e componentes cuja falha ou mau funcionamento pode resultar

em exposições indevidas à radiação para o pessoal da usina nucleoelétrica ou membros do público em geral;

b) estruturas, sistemas e componentes que evitam que ocorrências operacionais previstas resultem em condições de acidente;

c) dispositivos ou características necessárias para atenuar as conseqüências de falha ou mau funcionamento de estruturas, sistemas e componentes importantes à segurança.

8. Operação todas as atividades realizadas para se alcançar, de maneira segura, a finalidade para a qual a usina foi construída, incluindo manutenção, recarregamento, inspeção em serviço e outras atividades associadas.

9. Organização Operadora pessoa jurídica autorizada a operar a usina.

10. Pessoa Qualificada pessoa que teve sua habilidade para execução de determinada tarefa devidamente avaliada e documentada.

11. Pontos de Testemunho de Inspeção pontos selecionados na seqüência do trabalho onde deve ser feita a verificação de controle de qualidade por uma pessoa qualificada. O trabalho não pode prosseguir além deste ponto até que a inspeção tenha sido feita e documentada.

12. Programa de Garantia da Qualidade documento que descreve a sistemática e as medidas para implementar as ações de garantia da qualidade de uma organização.

13. Relatório de Segurança documento fornecido pelo requerente ou licenciado à CNEN, contendo informações relacionadas com a usina, seu projeto, análise de acidente e medidas para prevenir ou minimizar riscos para o público, para o pessoal da usina e meio ambiente.

14. Usina Nucleoelétrica (ou simplesmente usina) instalação fixa dotada de um único reator nuclear para produção de energia elétrica.

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4. PROGRAMA DE MANUTENÇÃO


4.1.1 O programa de manutenção deve abranger todas as medidas administrativas e técnicas necessárias à realização de atividades de manutenção, incluindo vistoria, reparo e substituição de peças e, quando apropriado, testes, ensaios nãodestrutivos, calibração e inspeção, além de modificações em estruturas, sistemas e componentes.

4.1.2 A Organização Operadora é responsável pelo estabelecimento de um programa de manutenção preventiva e/ou corretiva que deve ser executado para manter o desempenho previsto no projeto durante a vida útil da usina.

4.1.3 A Organização Operadora pode delegar a outras organizações a tarefa de estabelecer e implementar o programa de manutenção ou parte dele, mas deve reter a responsabilidade global pela tarefa delegada.

4.1.4 A Organização Operadora deve assegurar que esteja implantada uma organização de manutenção capaz de desempenhar funções administrativas, técnicas e de supervisão, necessárias à mobilização e fiscalização dos recursos de manutenção internos e externos à usina.

4.2 ESTABELECIMENTO DO PROGRAMA DE MANUTENÇÃO

4.2.1 O programa de manutenção deve ser estabelecido de modo que possa ser implementado quando: a) os sistemas da usina forem colocados em operação; b) os itens da usina já estiverem instalados, mas aguardando o término do sistema

4.2.2 A Organização Operadora deve definir por escrito a responsabilidade pela manutenção dos itens da usina durante a construção, o comissionamento e a operação.

4.2.3 A Organização Operadora deve coletar informações suficientes e oportunas sobre as necessidades de manutenção, obtidas de projetistas, fabricantes e de organizações operadoras de outras usinas, bem como assegurar que o programa será baseado em boas práticas de manutenção.

4.2.4 Para atender os requisitos do item 4.2.1, a estrutura da manutenção da usina já deverá estar estabelecida pela Organização Operadora antes da fase de operação.

4.3 PROGRAMA DE MANUTENÇÃO PREVENTIVA

4.3.1 Deve ser estabelecido e implementado um programa de manutenção preventiva, de modo que as atividades de inspeção, teste e revisão de estruturas, sistemas e componentes sejam executadas de forma rotineira, a fim de detectar possíveis falhas e garantir o funcionamento adequado da usina.

4.3.2 A Organização Operadora deve analisar as listas das estruturas, sistemas e componentes, a fim de assegurar que: a) os itens importantes à segurança foram identificados, classificados e incluídos no

programa de manutenção preventiva;

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b) os requisitos aplicáveis estabelecidos em normas da CNEN foram satisfeitos.

4.3.3 A freqüência e o escopo da manutenção preventiva dos itens incluídos no programa de manutenção preventiva devem ser estabelecidos após levar em consideração: a) os critérios de projeto; b) as recomendações dos fornecedores e fabricantes; c) a experiência da Organização Operadora; d) os códigos e normas aplicáveis.

4.3.4 O programa de manutenção preventiva deve ser revisto, quando necessário, durante a vida útil da usina, para levar em conta a experiência da operação e as modificações da usina.

4.4 RELACIONAMENTO ENTRE ORGANIZAÇÕES

4.4.1 Deve ser estabelecido e mantido um estreito relacionamento entre as organizações de projeto e de operação, a fim de assegurar que: a) o programa de manutenção seja elaborado, ou revisto, com base numa perfeita

compreensão do projeto da usina; b) a usina seja projetada de modo a facilitar e minimizar a manutenção; c) qualquer exposição à radiação ionizante seja mantida tão baixa quanto razoavelmente

exeqüível (ALARA); e d) haja, durante a vida útil da usina, assistência efetiva e oportuna da organização de

projeto quando ocorrer falha da usina ou quando forem necessárias modificações.

4.4.2 A Organização Operadora deve fazer análise do projeto utilizando pessoal com experiência em manutenção, a fim de verificar as características de projeto que devam ser alteradas para facilitar a manutenção, particularmente em áreas de risco radiológico. A análise deve abranger o seguinte: a) facilidade de acesso aos itens da usina; b) adequação dos dispositivos de manuseio; c) área disponível para trabalho no local; d) espaço suficiente para retirada de itens; e) interferência com a operaçãoe manutenção de outras estruturas e sistemas; f) provisão de meios para blindagem e controle de acesso, temporários ou

permanentes; g) adequação das instalações de manutenção e de armazenagem tratadas nas seções 7

e 10; h) condições de isolamento do item; i) instalações de drenagem e ventilação sobre sistemas ativos; j) provisão de meios para manuseio e armazenagem de itens, ferramentas etc,

temporária ou permanentemente ativados ou contaminados, particularmente nas áreas controladas;

k) facilidade de manutenção, de inspeção e de descontaminação de componentes durante a operação;

l) adequação da documentação; m) facilidade de acesso às utilidades (ar comprimido, tomadas elétricas, etc); n) adequação dos sistemas de drenagem e ventilação, em áreas que possam ser usadas

temporariamente para trabalhos de manutenção.

9

4.5 PLANEJAMENTO DA MANUTENÇÃO

4.5.1 Deve ser feito um planejamento de manutenção de modo que: a) haja entrosamento entre os grupos de manutenção; b) a atividade de manutenção seja planejada no contexto de planejamento global do

gerenciamento da usina; e c) pessoal de manutenção esteja acessível para providenciar manutenção corretiva de

urgência de itens importantes à segurança.

4.5.2 Deve ser feito planejamento adequado das atividades de manutenção,tanto para as paradas programadas quanto para as paradas não programadas.

4.5.3 Qualquer trabalho de manutenção deve ser autorizado pelo supervisor de turno de operaçãoe o pessoal da sala de controle deve ser informado do início e do término do trabalho e da alteração que o mesmo possa acarretar à usina.

4.5.4 Em função da natureza do trabalho de manutenção, durante a realização do mesmo deve ser mantida comunicação adequada entre o pessoal de manutenção e o pessoal de operação da sala de controle.

5. ORGANIZAÇÃO E RESPONSABILIDADE PELA MANUTENÇÃO

5.1 ESTRUTURA ORGANIZACIONAL

5.1.1 A gerência da usina deve estabelecer um grupo de manutenção para planejar e implementar o programa de manutenção.

5.1.2 O grupo de manutenção deve ser estruturado de forma a atender todas as áreas que requeiram manutenção na usina.

5.1.3 O grupo de manutenção deve ter número suficiente de pessoas qualificadas para permitir a implementação do programa de manutenção.

5.2 RESPONSABILIDADES

5.2.1 A gerência de usina deve estabelecer, por escrito, as responsabilidades de todo o pessoal envolvido em atividades do programa de manutenção.

5.2.2 A gerência da usina deve assegurar que o grupo de manutenção trabalhe em coordenação estreita com os demais grupos (operação, radioproteção, garantia da qualidade, proteção contra incêndio, segurança do trabalho etc).

5.3 SELEÇÃO E TREINAMENTO DO PESSOAL DE MANUTENÇÃO

5.3.1 Os técnicos do grupo de manutenção devem ser selecionados com base na demonstração de um nível mínimo de experiência e, em seguida, treinados até atingir um nível satisfatório de habilidade na execução de suas tarefas.

10

5.3.2 Todo o pessoal de manutenção deve receber treinamento adequado em radioproteção, controle de acesso e procedimentos de emergência apropriados às suas tarefas, antes de obter permissão para trabalhar em áreas controladas.

5.3.3 Para serviços especiais, dependendo da natureza do trabalho a ser realizado, sua relação com a segurança da usina, os riscos potenciais a eles relacionados e conseqüentes precauções de segurança, o pessoal de manutenção, além do treinamento citado em 5.3.2, deve receber uma explicação resumida e clara desses serviços.

5.3.4 O pessoal de manutenção deve ser treinado em relação aos requisitos de garantia da qualidade aplicáveis às suas tarefas.

5.3.5 Devem ser feitos arranjos no sentido do pessoal de manutenção participar das atividades de manutenção, inspeção e testes durante a montagem e o comissionamento.

6. CONTROLES ADMINISTRATIVOS

6.1 PROCEDIMENTOS ADMINISTRATIVOS

6.1.1 Devem ser estabelecidos pela gerência da usina os controles administrativos necessários para a implementação do programa de manutenção.

6.1.2 Os controles administrativos devem ser efetuados através de procedimentos, os quais incluirão requisitos administrativos necessários para a realização da manutenção da usina.

6.2 ESCOPO DOS PROCEDIMENTOS ADMINISTRATIVOS

6.2.1 Os seguintes controles administrativos e procedimentos devem ser levados em conta quando forem elaborados os documentos aplicáveis à manutenção: a) critérios e procedimentos gerais de trabalho de manutenção; b) elaboração e controle da distribuição de procedimentos; c) análise e revisão de procedimentos; d) autorização para execução de trabalho; e) permissão para isolamento de equipamentos; f) permissão de trabalho com radiação; g) medidas de prevenção contra incêndio; h) modificações da usina; i) treinamento e qualificação do pessoal de manutenção; j) controle de peças e materiais; k) programa de lubrificação; l) medidas de radioproteção; m)nomenclatura, localização e identificação de equipamentos; n) programa de manutenção preventiva; o) elaboração e coleta de registros; p) retenção de registros; q) procedimentos técnicos de manutenção; e r) planejamento de trabalho em paradas da usina.

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6.2.2 Na elaboração dos procedimentos administrativos, os seguintes aspectos devem ser explicitamente abrangidos: a) definição de responsabilidade entre as pessoas que realizam manutenção e as de

outras áreas envolvidas com a manutenção; b) estabelecimento de um sistema que controle a documentação apropriada tal como

licença de trabalho, isolamento de equipamentos, licença de trabalho radiológico etc; c) providências para uma indicação direta do equipamento que não estiver disponível para

operação, incluindo, quando apropriado, identificação adequada e quaisquer outras medidas para evitar entrada não intencional do equipamento em serviço; e

d) quando for empreendido trabalho em áreas controladas, cumprimento dos requisitos estabelecidos nas normas de radioproteção da CNEN em vigor.

6.3 PROCEDIMENTOS TÉCNICOS DE MANUTENÇÃO

6.3.1 A Organização Operadora deve assegurar que a gerência da usina disponha de procedimentos ou instruções que contenham diretrizes e controles detalhados requeridos para a realização da manutenção.

6.3.2 A gerência da usina pode delegar a responsabilidade pelo preparo dos procedimentos técnicos ou das instruções de manutenção ao grupo de manutenção.

6.3.3 A manutenção que possa afetar o desempenho de itens importantes à segurança, ou potencialmente possa acarretar riscos à saúde e segurança do pessoal, deve ser planejada e realizada de acordo com procedimentos escritos e aprovada utilizando desenhos e instruções apropriadas às circunstâncias.

6.3.4 No processo de preparação dos procedimentos técnicos de manutenção devem ser consultados documentos tais como desenhos, códigos, normas, livros e manuais de instrução, fornecidos pela organização de projeto, organização de construção, fornecedor de equipamento e a Organização Operadora.

6.3.5 As instruções contidas em manuais e desenhos dos fabricantes, que forem adequadas e suficientes para assegurar a manutenção com a necessária qualidade do serviço poderão ser utilizadas em substituição a procedimentos técnicos de manutenção, desde que a substituição seja citada no respectivo procedimento.

6.3.6 O nível de detalhe do procedimento técnico de manutenção deve ser tal que a pessoa responsável pelo trabalho possa seguir o procedimento sem necessidade de direção ou supervisão adicional.

6.3.7 O procedimento técnico de manutenção deve conter, quando aplicável, o seguinte: a) identificação do procedimento; b) título; c) objetivo; d) prérequisitos; e) condições limites; f) precauções especiais; g) ferramentas e equipamentos especiais; h) referências; i) texto do procedimento;

12

j) pontos de testemunho de inspeção; k) instruções de preparação para retorno ao serviço; l) teste de operação;

7. INSTALAÇÕES DE MANUTENÇÃO

7.1 OFICINAS A Organização Operadora deve possuir oficinas adequadas com espaço e

equipamentos suficientes para realizar as atividades de manutenção.

7.2 INSTALAÇÕES PARA MANUTENÇÃO DE ITENS CONTAMINADOS POR RADIAÇÃO

7.2.1 Devem ser previstas instalações especiais de manutenção, dentro da área controlada, para itens cuja descontaminação seja impraticável ou impossível, de modo a permitir sua manutenção nessas instalações, a fim de manter a exposição à radiação tão baixa quanto razoavelmente exeqüível e evitar o espalhamento da contaminação.

7.2.2 Quando não for possível a remoção do item contaminado para a oficina, a gerência da usina deve montar uma instalação provisória em torno do item e/ou ferramenta.

7.2.3 As instalações devem levar em consideração a necessidade de: a) controle de acesso e áreas para troca de vestimentas; b) ventilação forçada com saída filtrada; c) tratamento, manuseio e disposição de rejeitos radioativos líquidos; d) tratamento, manuseio e disposição de rejeitos radioativos sólidos; e) equipamentos radiológicos para monitoração e proteção; f) blindagem e equipamento de manuseio remoto; g) requisitos para descontaminação; h) local para armazenagem de itens ou ferramentas contaminados com segregação dos

não conformes.

7.3 INSTALAÇÕES PARA DESCONTAMINAÇÃO

7.3.1 A Organização Operadora deve possuir instalações para descontaminação de itens, ferramentas e equipamentos.

7.3.2 As instalações para descontaminação devem levar em consideração as seguintes características: a) controle de acesso e áreas para troca de vestimentas; b) ventilação forçada com saída filtrada; c) tratamento, manuseio e disposição de rejeitos radioativos líquidos; d) tratamento, manuseio e disposição de rejeitos radioativos sólidos; e) equipamentos radiológicos para monitoração e proteção; f) tanques e equipamentos especiais para descontaminação; e g) fornecimento adequado de energia elétrica, vapor, água quente, ar comprimido e

agentes químicos de descontaminação aprovados.

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7.4 INSTALAÇÕES ESPECIAIS

7.4.1 A fim de facilitar as atividades de manutenção, em alguns casos podem ser projetadas e construídas simulações ou modelos de seções da usina, em tamanho natural ou reduzido, em áreas afastadas da seção considerada, com a finalidade de: a) ensaiar trabalho a ser realizado em áreas de alta radiação ou em itens altamente

contaminados, particularmente por pessoal não familiarizado com a usina ou para um serviço especializado não usual;

b) elaborar procedimentos para evitar erros e reduzir a exposição à radiação; c) ganhar experiência com ferramentas e equipamentos protetores em condições de

trabalho simuladas; d) desenvolver e melhorar ferramentas e equipamentos; e e) treinar e qualificar pessoal para trabalho selecionado.

7.4.2 Além dos equipamentos especiais para manutenção, a gerência da usina deve buscar meios para reduzir a exposição à radiação e aumentar a segurança pessoal com equipamentos e materiais especiais, tais como: a) manipuladores manuais remotos e ferramentas operadas remotamente para fins

especiais; b) equipamentos de soldagem e corte automáticos; c) equipamentos para ensaios nãodestrutivos operados remotamente; d) máquina automática para esmerilhar sede de válvula no local; e) equipamentos remotos para inspeção visual tais como espelhos, binóculos, telescópios,

circuito fechado de televisão e câmeras operadas remotamente; f) sistemas de comunicação tais como telefones de linha direta, rádio e equipamentos de

comunicação quando proteção respiratória estiver sendo usada; g) recipientes blindados e blindagem portátil; h) recipientes especiais para itens contaminados; i) vestimentas e equipamentos de radioproteção; j) materiais e equipamentos para controlar e conter a contaminação radioativa tais como

lençóis de plástico, barracas, papel para cobrir o piso, aspiradores e equipamentos de limpeza do piso; e

k) equipamentos de acesso fixos ou rapidamente montáveis, tais como escadas permanentes ou andaimes.

7.5 INSTALAÇÕES DE IÇAMENTO E MOVIMENTAÇÃO

7.5.1 A Organização Operadora deve assegurar que instalações, espaços e acessos adequados constem do projeto da usina para os itens que tenham probabilidade de requerer remoção.

7.5.2 A gerência da usina deve prover aparelhos portáteis adequados para içamento e movimentação, com indicações claras da capacidade de carga.

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8. SUBSTITUIÇÕES E REPAROS

8.1 MANUTENÇÃO CORRETIVA

8.1.1 O grupo de manutenção deve ser capaz, com a assistência de empresas externas, se necessário, de reconduzir a usina à sua capacidade operacional normal pela manutenção corretiva, tal como substituição ou reparo de itens defeituosos.

8.1.2 As atividades de manutenção corretiva devem ser executadas de acordo com procedimentos específicos adequados, além dos procedimentos aplicáveis constantes da seção 6.

8.1.3 Após a conclusão da manutenção corretiva, deve ser estabelecido e documentado o histórico resumido dos reparos realizados, identificando explicitamente a causa da falha havida, a ação corretiva tomada, o tempo total do reparo e o estado final do item após os reparos.

8.1.4 O grupo de manutenção deve analisar periodicamente o histórico de manutenção para verificação de falhas repetitivas e, se necessário, efetuar ação corretiva para evitar a repetição dessas falhas.

8.2 SUBSTITUIÇÃO DE ITENS DEFEITUOSOS

8.2.1 A substituição de itens defeituosos deve ser feita de acordo com procedimentos estabelecidos.

8.2.2 O item defeituoso, inadequado para reparo subseqüente, deve ser segregado em local apropriado de modo a evitar a sua reutilização.

8.2.3 Após a substituição do item, devem ser realizados testes de desempenho ou funcionais, adequados, e os seus resultados registrados.

8.3 REPARO DE ITENS DEFEITUOSOS

8.3.1 O reparo de itens defeituosos, removidos da usina ou não, deve ser feito de acordo com procedimentos estabelecidos.

8.3.2 Quando os reparos da usina consistirem mais do que meramente de substituição de peças e componentes por sobressalentes idênticos, deve ser feita uma análise para verificar se os reparos envolverão alterações suficientes que exijam a aplicação do procedimento de controle de modificação da usina mencionado na seção 9.

8.3.3 Após os reparos, devem ser realizados testes pósmanutenção e seguindo os procedimentos estabelecidos para retorno ao serviço do item.

8.3.4 Se não puder ser realizado teste na oficina, devem ser colocados etiquetas ou rótulos indicando que o item deve ser testado antes de sua reutilização.

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9. MODIFICAÇÕES DECORRENTES DE MANUTENÇÃO

9.1 TIPOS DE MODIFICAÇÕES

Devem ser documentadas as modificações executadas para: a) corrigir falhas de componentes descobertas durante a manutenção ; b) reparar componentes após falhas em operação; c) reduzir a freqüência de falhas; d) melhorar a segurança e as condições de manutenção e/ou de operação; e) substituir um item por outro, não idêntico; f) alterar pontos de ajuste; e g) alterar procedimentos.

9.2 REQUISITOS DE ANÁLISE

9.2.1 A Organização Operadora deve estabelecer procedimentos adequados para o controle das modificações de itens importantes à segurança onde estejam claramente indicadas as responsabilidades pela coordenação, análise, aprovação e execução das modificações.

9.2.2 A Organização Operadora deve providenciar a análise da modificação de itens importantes à segurança resultantes de atividades de manutenção, por órgão independente do grupo de manutenção, de acordo com os requisitos de garantia da qualidade.

9.2.3 A Organização Operadora deve elaborar lista especificando os itens importantes à segurança.

9.2.4 Quando a modificação se constituir em uma alteração técnica ou envolver problemas de segurança não analisados ou mudanças nas Especificações Técnicas, a mesma só poderá ser executada após autorização escrita da CNEN.

9.3 SUBMISSÃO DE PROPOSTAS

9.3.1 As propostas de modificações submetidas à avaliação independente pela gerência da usina devem incluir, dependendo da extensão e da complexidade: a) descrição e razão da modificação; b) análise de segurança; c) esboços, desenhos e especificações de materiais; d) códigos, normas e seção dos relatórios de segurança aplicáveis; e) métodos de instalação e teste; f) condições de operaçãoou condições ambientais adversas; g) requisitos de garantia da qualidade.

9.3.2 A proposta de modificação deve incluir também uma avaliação do efeito da modificação sobre o risco radiológico durante sua implementação bem como durante as

16

subseqüentes atividades de comissionamento, testes, manutenção, operação e descomissionamento.

9.3.3 A avaliação mencionada em 9.3.2 deve incluir o efeito do item modificado e seu sistema associado sobre os sistemas e itens fisicamente adjacentes e sobre os sistemas interconectados, tais como suprimentos de energia.

9.3.4 A proposta de modificação deve demonstrar que a modificação atende à especificação do sistema original.

9.4 IMPLEMENTAÇÃO E DOCUMENTAÇÃO

9.4.1 Todas as análises e avaliações devem ser documentadas, e somente as modificações que tenham passado por todas as fases do processo devem ser liberadas para implementação.

9.4.2 A implementação de modificações deve estar sujeita aos procedimentos administrativos de manutenção, junto com quaisquer requisitos especiais gerados pelas análises e avaliações.

9.4.3 A gerência da usina deve ter a responsabilidade de: a) atualizar procedimentos e instruções b) assegurar que as peças de reposição em estoque, que não são mais conformes, sejam

sujeitas a modificação, segregação física, descarte ou substituição; c) assegurar a atualização de desenhos.

10. MATERIAIS, ITENS E COMPONENTES SOBRESSALENTES

10.1 ORGANIZAÇÃO

10.1.1 A Organização Operadora deve estabelecer unidades organizacionais para adquirir, receber, armazenar e distribuir materiais, itens e componentes sobressalentes.

10.1.2 A Organização Operadora deve definir quais as unidades que têm autoridade para especificar requisitos técnicos de garantia da qualidade e para selecionar fornecedores.

10.1.3 A Organização Operadora deve assegurar a disponibilidade de sobressalentes, ferramentas e recursos adequados à manutenção segura da usina.

10.1.4 A gerência da usina deve ter a responsabilidade de estabelecer níveis de estoque e de autorizar a distribuição e uso de sobressalentes.

10.2 AQUISIÇÃO

10.2.1 A Organização Operadora deve procurar comprar quantidades apropriadas de sobressalentes para os itens importantes à segurança.

10.2.2 Os sobressalentes devem satisfazer as mesmas normas técnicas e os mesmos requisitos de garantia da qualidade que os itens equivalentes instalados na usina, mas com requisitos adicionais para assegurar proteção adequada durante armazenagem por longo tempo.

17

10.2.3 Os seguintes fatores devem ser considerados na aquisição de sobressalentes: a) número e importância de itens da usina que possam estar sujeitos a falhas sérias; b) as incertezas em futuro suprimento de peças e componentes atualmente disponíveis; c) a duração estimada de reparos em um item comparada com a indisponibilidade do item

permitida pelos limites e condições operacionais; e d) vida de prateleira do item.

10.2.4 O órgão de aquisição deve adquirir materiais e itens de fornecedores qualificados.

10.2.5 A aquisição de itens de manutenção não mantidos em estoque deve ser iniciada pelo grupo de manutenção.

10.2.6 O órgão de aquisição deve assegurar na ocasião da aquisição de um item que os requisitos técnicos e de garantia da qualidade foram atualizados e incorporados em documentos de aquisição.

10.3 RECEBIMENTO

10.3.1 A Organização Operadora deve possuir instalações adequadas para recebimento, no local da usina, de todos os materiais, peças e componentes sobressalentes para itens importantes à segurança.

10.3.2 As instalações de recebimento devem incluir equipamentos para manuseio seguro e adequado, e espaço suficiente com condições ambientais apropriadas para inspeção de recebimento.

10.3.3 Deve ser prevista uma área segura e separada para guarda temporária de sobressalentes ainda não liberados para armazenagem ou distribuição final.

10.3.4 A gerência da usina deve designar órgão responsável por todos os lugares de recebimento, no local da usina, e emitir procedimento para controle do processo de recebimento e de aceitação.

10.3.5 O procedimento de recebimento deve requerer que os itens, se aceitos, sejam distribuídos ou colocados em área designada para itens conforme ou, se rejeitados, sejam enviados para armazenagem temporária como itens não conformes.

10.4 ARMAZENAGEM

10.4.1 A Organização Operadora deve assegurar que as instalações de armazenagem ofereçam espaço adequado para evitar diminuição da qualidade por efeitos externos ou deterioração.

10.4.2 A Organização Operadora deve assegurar que a instalação de armazenagem seja operada de maneira a preservar as condições ambientais adequadas, ser protegida contra riscos de incêndio e evitar acesso não autorizado aos itens armazenados.

10.4.3 Os itens armazenados devem ser arrumados de modo que possam ser examinados regularmente.

10.4.4 Devem ser estabelecidos procedimentos administrativos atribuindo responsabilidades para examinar regularmente os itens armazenados e auditar a

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administração dos almoxarifados, para detectar deterioração ou utilização não autorizada de itens armazenados.

10.4.5 Se houver necessidade de desembalar itens armazenados, a embalagem deve ser refeita, devendo ser restabelecida qualquer proteção contra deterioração que tiver sido invalidada.

10.5 REQUISITOS DE DISTRIBUIÇÃO

10.5.1 Devem ser gerados registros apropriados para documentar o destino final de itens retirados de estoque e permitir a sua rastreabilidade.

10.5.2 Os procedimentos de retirada de estoque devem requerer que os itens retirados e não usados retornem aos almoxarifados, de acordo com a prática de recebimento normal.

11. REGISTROS

11.1 GERAÇÃO E COLETA DE REGISTROS

11.1.1 Devem ser estabelecidos controles para coleta de registros e de relatórios sobre atividades de manutenção.

11.1.2 Os registros e relatórios devem fornecer evidência objetiva de que o programa de manutenção está sendo implementado de acordo com o programa de garantia da qualidade.

11.1.3 Os registros devem identificar o pessoal responsável pela execução da tarefa e, quando aplicável, os supervisores e/ou inspetores.

11.1.4 Deve ser estabelecido um sistema de classificação que identifique o item e o sistema da usina, facilite a realimentação de dados aos órgãos apropriados e forneça dados sobre a confiabilidade do componente.

11.2 RETENÇÃO DE REGISTROS A retenção de registros deve obedecer aos requisitos estabelecidos na Norma CNEN

NE1.16: "Garantia da Qualidade para Usinas Nucleoelétricas".

12. PROGRAMA DE ANÁLISE, AUDITORIA E INSPEÇÃO

12.1 NECESSIDADE DO PROGRAMA A Organização Operadora deve estabelecer um programa de análise, auditoria e

inspeção de manutenção, a fim de assegurar que o programa de manutenção esteja sendo implementado de acordo com o projeto, códigos e normas reguladores e seus próprios procedimentos.

12.2 ANÁLISE DA MANUTENÇÃO

12.2.1 A Organização Operadora deve estabelecer um programa para analisar as atividades de manutenção.

19

12.2.2 Devem ser estabelecidos índices de desempenho de modo que seja possível monitorar e avaliar a eficiência do programa de manutenção.

12.2.3 O programa de análise deve examinar o programa de manutenção verificando: a) adequação do programa de manutenção preventiva e sua implementação; b) resposta aos requisitos de manutenção corretiva; c) controle satisfatório de doses de radiação; d) uso efetivo de recursos; e) nível de treinamento e experiência; f) cumprimento dos requisitos de garantia da qualidade; e g) adequação de procedimentos e instruções.

12.2.4 Os pareceres do programa de análise devem ser relatados à gerência da usina.

12.3 PROGRAMA DE AUDITORIAS

12.3.1 A Organização Operadora deve estabelecer um programa de auditorias para as atividades de manutenção.

12.3.2 As auditorias devem ser realizadas por pessoas qualificadas que não tenham responsabilidade direta pela manutenção.

12.3.3 As auditorias devem verificar se as atividades de manutenção estão sendo realizadas de acordo com esta Norma.

12.3.4 As auditorias devem cobrir todas as áreas da atividade de manutenção que possam afetar itens importantes à segurança.

12.3.5 Os relatórios de auditoria devem ser enviados à gerência da usina.

12.4 PROCEDIMENTOS DE INSPEÇÃO

12.4.1 A inspeção de verificação das atividades de manutenção deve ser realizada por pessoa qualificada que não tenha responsabilidade direta pela execução dos trabalhos. O inspetor pode ser um membro do grupo de manutenção ou um supervisor, desde que não esteja pessoalmente envolvido na execução do trabalho.

12.4.2 As inspeções devem incluir observação direta da atividade da manutenção específica, bem como exame da documentação.

12.4.3 Os resultados e pareceres das inspeções devem ser transmitidos aos supervisores de manutenção apropriados, para informação e para ação corretiva, se requerida.

20

COMISSÃO DE ESTUDO

Presidente: Luiz Ferreira DNE/CNEN

Membros: Maria de Fátima Ferreira Coutinho DNE/CNEN Jefferson Borges de Araújo DR/CNEN Ney Armando Salaverry DR/CNEN Ronaldo Polis DR/CNEN Antônio Souza Vieira Neto IPEN Eval Olympio do Egito NUCLEN José Mauro Mendonça FURNAS Luiz Fernando G. Leite de Carvalho FURNAS Nilton Josefino Gusmão FURNAS

Secretária: Leila Pelegrini Loureiro DNE/CNEN

FIFTH NATIONAL REPORT DF BRAZIL

FOR m

NUCLEAR SAFHY CONVNTION

Seplember 2010

Fifth National Report of Brazil

II

FIFTH NATIONAL REPORT

OF BRAZIL

FOR THE

NUCLEAR SAFETY CONVENTION

September 2010


III

FOREWORD

On 20 September 1994 the Convention on Nuclear Safety was open for signature at the

headquarters of the International Atomic Energy Agency in Vienna. Brazil signed the

Convention in September 1994, and deposited the instrument of ratification with the

Depositary on 4 March 1997.

The Convention objective is to achieve and maintain a high level of nuclear safety throughout

the world. One of the obligations of the Parties to the Convention is the preparation of a

periodical National Report describing the national nuclear program, the nuclear installations

involved according to the Convention definition, and the measures taken to fulfill the

objective of the Convention.

The first National Report was prepared by a group composed of representatives of the various

Brazilian organizations with responsibilities related to nuclear safety, and presented to the

Parties of the Convention in September 1998. The Second, Third and Fourth National

Reports of Brazil were prepared to update the information provided in the previous Reports

This Fifth National Report is a new update to include relevant information for the period of

2007/2009.

The authors decided to prepare the Fifth National Report of Brazil as a self-standing

document, with some repetition of the information provided in the previous National Reports

so that the reviewers do not have to consult frequently the previous document. The most

relevant new information refers to the operation of the two Brazilian nuclear power plants

during the period.

Following the recommendation of the previous meeting, the information is provided

according to the new Guidelines Regarding National Reports (INFCIRC/572.Rev3), which

established a different structure for the Report. In spite of that, some basic information

contained in previous Reports is repeated here, for completeness.


IV


V

SUMÁRIO

Em 20 de setembro de 1994 a Convenção sobre Segurança Nuclear foi aberta para assinaturas

na sede da Agência Internacional de Energia Atômica em Viena. O Brasil assinou a

convenção em setembro de 1994 e ratificou-a através do decreto legislativo n. 4 de 22 de

janeiro de 1997, depositando o instrumento de ratificação no Depositário em 4 de março de

1997.

O objetivo da Convenção é alcançar e manter o alto nível de segurança nuclear em todo o

mundo. Uma das obrigações das Partes da Convenção é a preparação, a cada 3 anos, de um

Relatório Nacional descrevendo o programa nuclear nacional, as centrais nucleares

existentes, e as medidas tomadas a fim de cumprir o objetivo da Convenção.

O primeiro relatório nacional do Brasil foi preparado por um grupo composto por

representantes das várias organizações brasileiras com responsabilidades relacionadas com a

segurança nuclear, e apresentado às Partes da Convenção em Setembro de 1998. O Relatório

continha uma apresentação da política nuclear brasileira e o programa relacionado com a

segurança das centrais nucleares e uma descrição das medidas tomadas pelo Brasil para

implementar as obrigações de cada artigo da Convenção. Durante o processo de Revisão

pelas Partes, estabelecido pela Convenção, o relatório nacional do Brasil foi analisado pelos

demais países que formularam 62 perguntas e 2 comentários. Estas perguntas foram

respondidas num suplemento ao primeiro Relatório Nacional que foi apresentado na reunião

de revisão que se realizou em Abril de 1999, em Viena.

O Segundo, Terceiro e Quarto Relatórios Nacionais do Brasil foram preparados para atualizar

a informação contida nos relatórios anteriores com dados relativos aos respectivos períodos.

Este Quinto Relatório Nacional do Brasil atualiza a informação para o período de 2007/2009.

Os autores decidiram preparar o Quinto Relatório Nacional do Brasil como um documento

completo, com alguma repetição das informações contidas nos outros Relatórios Nacionais

de maneira que os revisores não tivessem que consultar freqüentemente os relatórios

anteriores. Seguindo as deliberações da última Reunião de Revisão, as informações são

apresentadas segundo o novo Guia para Elaboração dos Relatórios Nacionais

(INFCIRC/572.Rev3) que modifica um pouco a estrutura usada nos relatórios anteriores.

No sumário executivo no princípio do Relatório, faz-se considerações sobre o grau de

cumprimento das obrigações da Convenção sobre Segurança Nuclear pelo Brasil. As

considerações apresentadas levam à conclusão de que o Brasil alcançou e vem mantendo um

alto nível de segurança em suas centrais nucleares, implementando e mantendo defesas

efetivas contra o potencial perigo radiológico a fim de proteger os indivíduos, a sociedade e o

meio ambiente de possíveis efeitos da radiação ionizante, evitando acidentes nucleares com

conseqüências radiológicas e mantendo-se preparado para agir efetivamente em uma situação

de emergência. Conseqüentemente, o Brasil alcançou os objetivos da Convenção sobre

Segurança Nuclear.


VI


VII

CONTENTS

A. INTRODUCTION ...............................................................................………. 1

A.1. The Brazilian nuclear policy ...........................................................………… 1

A.2. The Brazilian nuclear program ....................................................…………… 1

A.3. Commitment to the Nuclear Safety …………………………………………. 2

A.4. Structure of the National Report ……………………………………………. 3

B. SUMMARY ..................................................................................................…. 4

B.1 Important safety issues ……………………………………………………….. 4

B.2. Future safety activities ………………………………………………………. 4

B.3. Topics from previous meeting ………………………………………………. 4

B.4. Responses from recommendations from fourth review meeting to Brazil…… 5

B.5. Responses from recommendations from fourth review meeting. ………….. 5

B.6. Conclusions. ……………………………………………………………………. 5

C. REPORTING ARTICLE BY ARTICLE ………………………………… 7

Article 6. Existing nuclear installations ...........................................…………… 7

Angra 1............................................................................................... 7

Angra 2 ............................................................................................. 11

Angra 3 .............................................................................................. 15

Article 7. Legislative and regulatory framework ..............................…………….. 18

Article 7 (1) Establishing and maintaining a legislative and regulatory framework. 18

Article 7 (2) (i) National safety requirements and regulations……………………. 18

Article 7 (2) (ii) System of licensing ……………………………………………… 19

Article 7 (2) (iii) System of regulatory inspection and assessment ………………. 23

Article 7 (2) (iv) Enforcement of applicable regulations and terms of licences…… 23

Article 8. Regulatory body .............................................................……………… 25

Article 8 (1) Establishment of the regulatory body ……………………………… 25

Article 8 (2) Status of the regulatory body ………………………………………. 28

Article 9. Responsibility of the licence holder .................................…………….. 30

Article 10. Priority to safety ..........................................................………………. 31

Article 11. Financial and human resources .....................................…………….. 34

Article 11 (1) Financial resources ……………………………………………………… 34

Article 11 (2) Human resources ………………………………………………………… 35

Article 12. Human factors .............................................................………………. 40

Article 13. Quality assurance ...........................................................……………… 45

Article 14. Assessment and verification of safety .............................…………….. 47

Article 14 (1) Assessment of safety ………………………………………………. 47


VIII

Article 14 (2) Verification of safety ………………………………………………. 53

Article 15. Radiation protection ......................................................………………. 55

Article 16. Emergency preparedness ...............................................………………. 58

Article 16 (1) Emergency plans and programs …………………………………. 58

Article 16 (2) Information of the public and neighboring states …………………… 62

Article 17. Siting ..........................................................................………………….. 63

Article 17 (1) Evaluation of site related factors ……………………………………. 63

Article 17 (2) Impact of the installation on individuals, society and environment … 65

Article 17 (3) Re-evaluation of site related factors…………………………………. 66

Article 17 (4) Consultation with other Contracting Parties likely to be affected by

the installation…………………………………………………………… 67

Article 18. Design and construction ................................................……………… 68

Article 18 (1) Implementation of defense in depth……………………………….. 68

Article 18 (2) Incorporation of proven technologies …………………………….. 69

Article 18 (3) Design for reliable, stable and manageable operation ……………. 69

Article 19. Operation .....................................................................……….……….. 70

Article 19 (1) Initial authorization ..........................................................…………. 70

Article 19 (2) Operational limits and conditions …................................…………. 70

Article 19 (3) Procedures for operation, maintenance, inspection

and testing .............……………………………….………………….… 71

Article 19 (4) Procedures for responding to operational

occurrences and accidents .............................................................…… 72

Article 19 (5) Engineering and technical support ....................................…………. 74

Article 19 (6) Reporting of incidents significant to safety ......................…………. 74

Article 19 (7) Operational experience feedback...................................…………… 75

Article 19 (8) Management of spent fuel and radioactive

waste on the site ...................…………………………………………… 79

REFERENCES…………………………………………………………………… 83

Annexes

Annex I. Existing Installations ……………………………………………………. 84

Annex II. Relevant Conventions, Laws and Regulations ………………………… 86


IX

LIST OF TABLES

Table 1 - Angra 1 Plant Availability ……………………………………………….. 8

Table 2 - Angra 2 Plant Availability ……………………………………………….. 12

Table 3 - Eletronuclear Budget …………………………………………………….. 34

Table 4 - 2007-2009 Dose Distribution for Angra 1 and Angra 2 …………………. 56

Table 5 -Environmental Monitoring Program Results for 2007-2009 ……………… 57

Table 6 - International Technical and Review Missions to Angra Site in 2007- 2009. 77

Table 7 - Technical Missions of ELETRONUCLEAR Personnel to other plants. …. 78

Table 8 - Waste Stored at Angra Site – Angra 1 NPP. ……………………………… 81

Table 9 - Waste Stored at Angra Site – Angra 2 NPP. ……………………………… 81

Table 10 – Spent Fuel Storage at Angra Units. …………………………………………. 82


X

LIST OF FIGURES

Fig. 1 - CNEN Structure (simplified) ………………………………………………… 26

Fig. 2 - Brazilian organizations involved in nuclear power plant safety …………….. 28

Fig. 3 - ELETROBRAS TERMONUCLEAR S.A – ELETRONUCLEAR

Organization Chart …………………………………………………………… 32

Fig. 4 - SIPRON Structure …………………………………………………………… 60


1

A. Introduction

A.1. The Brazilian nuclear policy

The Brazilian Federal Constitution of 1988 states in articles 21 and 177 that the Union has the exclusive competence for managing and handling all nuclear energy activities, including the operation of nuclear power plants1. The Union holds also the monopoly for the survey, mining, milling, exploitation and exploration of nuclear minerals, as well as the activities related to industrialization and commerce of nuclear minerals and materials. All these activities shall be solely carried out for peaceful uses and always under the approval of the National Congress.

The national policy for the nuclear sector is implemented through the Plan for Science and Technology (Plano Plurianual de Ciência e Tecnologia - PPA), which establishes quantitative targets that define the Government strategy. Among these targets one can mention the National Nuclear Power Policy aiming at guiding research, development, production and utilization of all forms of nuclear energy considered of strategic interest for the Country in all aspects, including scientific, technological, industrial, commercial, energy production, civil defense, safety of the public and protection of the environment.

Another important target is to increase the participation of nuclear energy in the national electricity production. This involves the continuous development of technology, and the design, construction and operation of nuclear industrial facilities related to the nuclear fuel cycle. This includes also the technological and industrial capability to design, construct and operate nuclear power plants, to provide electrical energy to the Brazilian grid in a safe, ecologically sound and economic way. Moreover, this also requires the development of necessary human resources for the establishment and continuity of the activities in all these fields. A.2. The Brazilian nuclear program

The Comissão Nacional de Energia Nuclear (Brazilian National Commission for Nuclear Energy - CNEN) was created in 1956 (Decree 40.110 of 1956.10.10) to be responsible for all nuclear activities in Brazil. Later, CNEN was re-organized and its responsibilities were established by the Law 4118/62 with amendments determined by Laws 6189/74 and 7781/89. Thereafter, CNEN became the Regulatory Body in charge of regulating, licensing and controlling nuclear energy, and the nuclear electric generation was transferred to the electricity sector.

Currently, Brazil has two nuclear power plants in operation (Angra 1, 640 MWe gross/610 MWe net, 2-loop PWR and Angra 2, 1345 MWe gross /1275MWe 1 In this Report the terms Nuclear Installation and Nuclear Power Plant are used as synonyms, in

accordance with the definition adopted in the Nuclear Safety Convention (Art. 2 - i).


2

net, 4-loop PWR), and one under construction (Angra 3, 1312 MWe gross/1229 MW net, 4-loop PWR). Angra 3, after the construction was temporarily interrupted in 1991, has restarted the construction activities in 2009 following a decision of the Federal Government. Angra 1, 2 and 3 are located at a common site, near the city of Angra dos Reis, about 130 km from Rio de Janeiro.

The construction of nuclear power plants in Brazil required great efforts in qualifying domestic engineering, manufacturing and construction firms, to comply with the strict nuclear technology transfer. The result of these efforts, based on active technology transfer, has led to an increasing national participation.

Brazil has established a nuclear power utility / engineering company Eletrobrás Termonuclear S. A. (ELETRONUCLEAR), a heavy components manufacturer, Nuclebrás Equipamentos Pesados (Nuclebrás Heavy Equipment - NUCLEP), a nuclear fuel manufacturing plant (Fábrica de Combustível Nuclear - FCN) and a yellow-cake production plant belonging to Indústrias Nucleares do Brasil (Nuclear Industries of Brazil - INB). Brazil has also the technology for Uranium conversion and enrichment, as well as private engineering companies and research and development (R&D) institutes and universities devoted to nuclear power development. Over 15,000 individuals are involved in these activities. Brazil ranks sixth in world Uranium ore reserves, which amounts to approximate 310,000 t U3O8 in situ, recoverable at low costs.

Recent energy studies carried out by the Energy Research Enterprise (Empresa de Pesquisa Energética – EPE) and published in the Decennial Energy Plan 2007-2016 have led to the decision to start working in the site and construction of new nuclear power plants in Brazil. The proposed program anticipates, besides the completion of Angra 3, the construction of additional two reactors of about 1000 MWe in the Northeast of Brazil, by the end of this decade, and possible another two reactors of the same size in the Southeast region. Preliminary site and feasibility studies are under way.

Also, a Committee for Development of the Brazilian Nuclear Program (Comitê de Desenvolvimento do Programa Nuclear Brasileiro – CDPNB) was established, with the participation of 12 ministries. This Committee has approved proposals in the areas of electric energy, fuel cycle, nuclear waste, medical, industrial and agricultural applications, organizational structure, human resources and international cooperation. These proposals include, among others, the construction of the additional 4 reactors beyond Angra 3, the self sufficiency in the fuel cycle by 2014, the construction of a waste repository for medium and low level waste by 2018, the design of a long term repository for irradiated fuel and the creation of a fully independent regulatory agency separating the regulatory and promotion activities of CNEN.

A.3. Commitment to the Nuclear Safety

Brazil was always committed to conduct its nuclear program in compliance with its own safety regulations and best international practices. Brazil has


3

participated actively in the development of the Convention on Nuclear Safety, and has signed, ratified and implemented it since the first review meeting.

The National Reports already presented have demonstrated compliance with the Convention objectives. The reviews, comments and recommendations in the various review meetings have assisted Brazil in improving even further the level of safety.

Due to this approach, the Brazilian plants have never had a serious safety problem, although several operational problems have, in the past, caused a relatively weak operational performance.

However, some minor safety concerns still remains to be solved as reported further in this document, such as:

The creation of a fully independent regulatory agency;

The issuance of a permanent operation license for Angra 2 plant;

The full approval and utilization of Probabilistic Safety Assessment (PSA); and

The full consideration of severe accidents in the plant analysis and procedures.

A.4. Structure of the National Report

This Fifth National Report was prepared to fulfill one of the Brazilian

obligations related to the Convention on Nuclear Safety[1] and in accordance with the new Guidelines Regarding National Reports (INFCIRC572/Rev3/Sept2009)[2].

Part B presents a summary of the national report, highlighting the main safety issues, and addressing to recommendations from previous meeting to all Parties and especially to Brazil. Part C presents an article-by-article review of the situation in Brazil, highlighting the new information related to the period 2007-2009. But the Fifth National Report of Brazil has been prepared as a self-standing document, with some repetition of the information provided in the previous Reports [3, 4, 5, 6] so that the reviewers do not have to consult frequently the previous documents.

Since Brazil has only two nuclear installations in operation, more plant specific information is provided in the report than is recommended in the new Guidelines [2]. This was purposely done for the benefit of the reader not familiar with the current Brazilian situation.

The report also includes two annexes providing more detailed information on the nuclear installations and the Brazilian nuclear legislation and regulations.


4

B. Summary

B.1 Important safety issues

At the time of the previous meeting, the main safety concern was related to Angra 1 steam generators. These steam generators have been now successfully replaced and the plant have returned to present a good operational performance.

B.2. Future safety activities

Future safety activities relate mainly to the design and construction of Angra 3 power plant and the associated licensing process. Since the plant was original designed in the 1970´s, the evaluation of the plant design against current safety requirements may pose a great challenge to both the operator as well as to the regulators. Additionally, the implementation of new digital instrumentation and control, for the first time in Brazil, may require additional detailed industrial standards, and additional training of designers and reviewers. B.3. Topics from previous meeting

Important topics from previous meetings that have some implication for Brazil are:

The independence of the regulatory body: this topic has been dealt with by a proposal to reorganize the nuclear activities in Brazil. A draft legislation has been prepared and is under review by the relevant ministries. However, the implementation of the proposed solution depends on a decision by the Brazilian Congress on the draft legislation.

The assessment of safety culture: this assessment has been carried out periodically by ELETRONUCLEAR, since they were the first company to this kind of assessment in 2002, with the assistance of the IAEA.

The maintenance of adequate staffing and its competence: this has been a constant concern of ELETRONUCLEAR and CNEN, specially now with the decision to restarting the nuclear program. New hiring has taken place and new training programs are under way as described in Article 11(2).

Probabilistic Safety Assessment (PSA): progress has been achieved in this area, both in further PSA development as well as in its utilization on daily activities.

Periodical Safety Review (PSR): in this respect, Angra 1 PSR was evaluated and the corresponding Action plans are under implementation, as described in Article 14(1). The PSR for Angra 2 is due in the near future, since the plant is completing 10 years of operation.

Ageing management and life extension: programs for ageing management are implemented in both Angra 1 and Angra 2. Especially for Angra 1, the replacement of the steam generators, will certainly contribute to the possibility of life extension, with a possibility of a power uprating.


5

Emergency management: progress in this area was always a continuous accomplishment after each exercise. Recently the System of Protection of the Nuclear Program (SIPRON) has been moved to the Presidency and reorganized, as detailed in Article 16(1).

B.4. Responses to recommendations from fourth review meeting to Brazil. The main challenges to Brazil identified in the in the previous meetings relate to:

The replacement of the steam generators of Angra 1: this was successfully accomplished as described in Article 6.

The situation of Angra 2 authorization for permanent operation; this has not been resolved yet, since it does not depend on CNEN or ELETRONUCLEAR actions, but rather on a decision of the Public Ministry, as detailed in Article 7 (2).

The situation of PSA of Angra 1 and Angra 2: this item has progressed significantly, as described in Article 14(1). But still further work related to Angra 2 PSA needs some time to be finished.

The implementation of a quality management system at CNEN: this issue had little progress in the period. There is still significant work to be performed to establish an integrated program, although some of the elements of quality management are already implemented since many years.

The situation of INB under CNEN: this issue had some progress in terms of the proposals related to the creation of an independent regulatory agency and the reorganization of the nuclear activities, however a concrete solution has not been implemented yet.

B.5. Responses from recommendations from fourth review meeting.

No concrete general recommendations were identified on the Fourth Review

Meeting Summary Report. However, the topics identified in the report and the specific recommendations to Brazil during the review process were dully addressed as mentioned in items B.3 and B.4 above, and further detailed in this Fifth National Report of Brazil. B.6. Conclusions

At the time of the fourth review meeting of the Nuclear Safety Convention, Brazil had demonstrated that the Brazilian nuclear power program and the related nuclear installations met the objectives of the Convention. During the period of 2007 – 2009, Brazil has continued the operation of Angra 1 and Angra 2 in accordance with the same safety principles.

Based on the safety performance of nuclear installations in Brazil, and

considering the information provided in this Fifth National Report, the Brazilian nuclear organizations consider that its nuclear program has:


6

Achieved and maintained a high level of nuclear safety in its nuclear installations;

Established and maintained effective defenses in its nuclear installations against potential radiological hazards in order to protect individuals, the society and the environment from harmful effects of ionizing radiation;

Prevented accidents with radiological consequences and is prepared to mitigate such consequences should they occur.

Therefore, Brazil considers that its nuclear program related to nuclear installations has met and continues to meet the objective of the Convention on Nuclear Safety.


7

C. Reporting article by article

Article 6 Existing nuclear installations

Brazil has two nuclear power plants in operation (Angra1, 640 MWe gross/610

MWe net, 2-loop PWR and Angra 2, 1345 MWe gross/1275 MWe net, 4-loop PWR). A third plant (Angra 3, 1312 MWe gross/1229 MW net, PWR, similar to Angra 2) had the construction temporarily interrupted, but a Governmental decision has been taken to restart the implementation of the project, and construction activities have restarted in 2009. The Angra 3 final construction nuclear license granted by CNEN was issued in May 2010. In addition, the governmental decision included the launch of the search for a new Nuclear Power site that would add up to 4.000 MWe to the national electrical grid up to the year 2030. Angra 1, 2 and 3 are located at a common site, near the city of Angra dos Reis, about 130 km from Rio de Janeiro. More details about these units can be found in Annex 1, as well as at the ELETRONUCLEAR home page .

Angra 1 and Angra 2 are very important to ensure a reliable power supply to the state of Rio de Janeiro, which imports some 70% of its electricity needs from long distance hydro power plants. These plants also play a fundamental role in supplying reactive power to the system near the main load consumption centers, thus becoming a valuable factor in the reliable operation of the interconnected system. Angra 1

Site preparation for Angra 1, the first Brazilian nuclear unit, started in 1970 under the responsibility of FURNAS Centrais Elétricas SA. The actual construction of the plant began, however, only in 1972, shortly after the contract with the main supplier of equipment, Westinghouse Electric Co. (USA), was signed. The Westinghouse contract included supply and erection of the equipment, as well as engineering and design of the plant on a turnkey basis. Westinghouse sub-contracted Gibbs and Hill (USA) in association with the Brazilian engineering company PROMON Engenharia S.A. for engineering and design. For the erection work, Westinghouse brought in a Brazilian contractor, Empresa Brasileira de Engenharia S.A. (EBE). For the supply of the containment steel structure and the civil works not included in the Westinghouse contract, FURNAS contracted directly, respectively the Chicago Bridge & Iron Company and Construtora Norberto Odebrecht S.A, a Brazilian contractor, which eventually also became contractor of the civil works of Angra 2.

CNEN granted the construction permit for the plant in 1974. The operating licence was issued in September 1981, at which time the first fuel core was also loaded. First criticality was reached in March 1982, and the plant was connected to the grid in April 1982. After a long commissioning period due to a steam generator generic design problem, which required equipment modifications, the plant finally


8

entered into commercial operation on 1st January 1985, with 657 MWe gross nominal power.

In 1998, plant ownership has been transferred to the newly created company ELETRONUCLEAR, which absorbed all the operating personnel of FURNAS, and part of its engineering staff, and the personnel of the design company Nuclebrás Engenharia (NUCLEN).

The personnel in charge of all modifications and improvements carried out since the first grid connection of the plant, from FURNAS, NUCLEN (now both at ELETRONUCLEAR) and other engineering companies acquired considerable experience in dealing with the plant’s technical matters.

The limitations imposed by operation of the Plant with Steam Generators (SG) nearing end of life, including limiting power to 80% to slow down tube degradation, had been affecting negatively the plant performance in the past years as it can be seen by the trend of the WANO Availability indicator in Table 1 below.

In 2009 the Angra 1 SGs have successfully been replaced after a 5-month

outage. The subsequent physical and efficiency tests indicated a new gross unit power of 640 MWe. The plant returned to the grid in mid June, after successfully completing the commissioning phase. Since then the Plant has been operating well without any problems associated with operation with the new SG.

Table 1 - Angra 1 Plant Availability

Year Energy Generation

(MWh)

Accumulated Energy

Plant Availability

(%) (MWh)

2001 3.853.499,20 37.499.392,40 82,94

2002 3.995.104,00 41.444.496,40 86,35

2003 3.326.101,30 44.770.596,70 73,30

2004 4.124.759,20 48.895.356,90 90,05

2005 3.731.189,70 52.626.546,60 81,61

2006 3.399.426,40 56.025.973,00 74,88

2007 2.708.724,00 58.734.697,00 60,65

2008 3.515.485,90 62.250.182,90 77,49

2009 2.821.494,71 65.071.677,61 58,01

Recent safety improvements at Angra 1

The most significant modification in the Angra 1 plant was the replacement of its steam generators in 2009. The original generators, a Westinghouse D3 model, presented progressive tube degradation. Nearly twenty percent of the tubes were


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plugged at the time of replacement. This problem required periodic ECT inspections of all generators tubes and repair (sleeving) or plugging of tubes, which yielded longer refueling outages or additional outages specifically for tube testing and repair.

The new steam generators were designed by Westinghouse and assembled at the Brazilian company NUCLEP. They are larger than the old ones, have 5428 tubes each instead of 4674 and were manufactured with Inconel 690 instead of Inconel 600. The feedwater nozzles were moved to the upper part of the steam generators and the thermal power output was increased from 941 to 1000 MWth per unit.

The replacement required associate modifications on the water hammer system, on the level control, on the purges system and on the snubbers supporting the steam generators. Additionally the process required the opening of the concrete shield building and of the metallic containment, dismount, withdrawal and transport the old steam generators as well as the entrance and mounting of the new generators, reestablishment and integrity test of these buildings.

Owing to design differences of the replacement steam generators and the associate plant modifications, a revised safety analysis was performed. Also alteration of set points, alteration and inclusion of alarms and revision of some items of the technical specifications was necessary. This revised analysis included the possible power increase of the plant and the use of the new Westinghouse fuel named 16NGF. Also the concept of leak before break was credit for in this analysis.

One of the CNEN requirements for the replacement process was a specific radiation protection plan for the activities. Several inspections and audits were conducted on site during the replacement period with emphasis on the occupational and environmental aspects.

The General Coordination of Reactors and Fuel Cycle (CGRC) of CNEN, through its technical divisions, carried out safety assessments and inspections on the whole replacement process. To document the result of these licensing activities, that accepted the modifications, several technical and inspection reports were issued.

In addition to the Steam Generator replacement, several programs for improvement of safety and reliability listed in the previous National Reports, and confirmed by the findings of the Angra 1 Periodic Safety Review (PSR), were continued in this period, as follows:

Program to minimize Inconel 600 alloy stress corrosion cracking problems, substituting or repairing/reinforcing equipment/components using Inconel 600 in welds or parts, as for instance follow up of condition, preservation and planning for replacement of the Reactor Pressure Vessel (RPV) head;

Reduction of generation and volume of radioactive waste, as well as enlargement of storage capacity for this waste;

Addition of depleted Zinc to the reactor coolant, for dose reduction;

Reduction of snubbers;


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Replacement/qualification of mechanical/electrical components inside containment required for post-accident conditions;

Obsolescence related activities, such as modernization of I&C and modernization of fire detection system;

Monitoring of maintenance efficiency.

Evaluation and monitoring of thickness of secondary side energy-carrying pipes.

Some selected plant modifications, important for safety and/or reliability

implemented in the period were:

Continuation of the installation of new fire alarm and detection system; installation of water fog system to protect the safety power cable trays needed for safe hot shutdown;

Upgrading of the emergency diesel generators instrumentation;

Leak-Before-Break (LBB) concept for the Main Coolant piping applied and licensed leading to elimination of the main coolant pipes whip restraints;

Installation of a new Leakage Monitoring System to comply with the requirements resulting from the adoption of the LBB concept for the main coolant pipes;

Plant modifications associated with SG replacement (instrumentation, piping layout, new platforms, etc)

Partial replacement of the primary and secondary sides insulation by cassette type insulation;

Replacement of the Loose Parts Monitoring system by an improved version;

Continuation of substitution of obsolete instrumentation (Foxboro controllers) and electrical components (switches, relays, etc);

Continuation of upgrading of the containment instrumentation for design basis accident (DBA) conditions;

Continuation of substitution of obsolete mechanical equipment (essentially valves, safety and non safety related);

Substitution of the Inconel 600 core guide tube support pins;

Application of weld overlay technique to the pressurizer Inconel 600 welds.

On the analysis side, the Angra 1 level 1 PSA study was updated to level 1+, and continues to be revised, taking into account actual plant data, developments in human reliability analysis and in models. The Plant Fire PSA study, being jointly developed with the US Electric Power Research Institute (EPRI) using the state-of-the-art methodology of NUREG/CR - 6850 is nearing completion. More details are given in Article 14.

To cope with beyond design events, besides the existing Symptom Oriented

Emergency Procedures based on critical safety function monitoring, the development with Westinghouse of a set of Severe Accident Management Guidelines (SAMG) has been completed, to cover the severe accident range. The next step is the establishment of the initial and periodical training of the crisis team on the use of the generated SAMG.


11

As reported in the previous National Report, the 10 year Periodic Safety Review (PSR) for the Angra 1 plant was completed; the main result of this review was that no outstanding safety issues were identified that could affect the continued safe operation of the plant. A set of opportunities for improvement has been identified for which action plans have been prepared and submitted to the Brazilian Regulator, as Plant commitments, such as the need to review of the plant Final Safety Analysis Report (FSAR), filling in the documentation gaps related to the plant design basis, establishment of a formal Probabilistic Safety Assessment program, among others. The status of these action plans depends on the time needed to complete the respective activities: some are completed, some are near completion and some are in development. More details are presented in Article 14(1).

The operating experience evaluation and feedback area has been

restructured and upgraded. Establishment of human performance follow-up and improvement committees

and extensive training on the use of human performance improvement and error prevention tools have been done in this review period.

More details on these two items are given in Article 12. Still in the area of human factors and taking advantage of the recent

cooperation agreement signed between Brazil and the European Community (EC) to foster development of the energy sector, which also includes improvement of nuclear safety, a joint program for assessment of the Human Factor Engineering aspects of the Angra 1 control room is being established.

As previously reported, a comprehensive set of performance and safety

indicators, in addition to the WANO ones, as well as a set of “system health indicators” have been developed and continues to be applied.

Upon the successful completion of the SG replacement and the resulting

expectation of plant life extension, the activities for installation of a full scope plant specific simulator for the Angra 1 plant have been restarted. More details are presented in Article 11(2) and Artilcle 12.

The renewal of the Angra 1 plant Operating License for 10 additional

operation years has been issued in early 2010 based on the results of the plant Periodic Safety Review (PSR) completed in mid 2005 and satisfactory development of the program of safety related improvements identified in this PSR.

Angra 2

In June 1975, a Cooperation Agreement for the peaceful uses of nuclear energy was signed between Brazil and the Federal Republic of Germany. Under that agreement Brazil accomplished the procurement of two nuclear power plants, Angra 2 and 3, from the German company, KWU - Kraftwerk Union A.G., later SIEMENS/KWU nuclear power plant supplier branch, at present Areva ANP.


12

Considering that one of the objectives of the Agreement was a high degree of

domestic participation, Brazilian engineering company Nuclebrás Engenharia S.A. - NUCLEN (now ELETRONUCLEAR, after merging with the nuclear branch of FURNAS, in 1997) was founded in 1975 to act as architect engineer for the Angra 2 and 3 project, with KWU as the overall plant designer, and, on the process, to acquire the required technology to design and build further nuclear power plants.

Furthermore, great efforts were dedicated to qualify Brazilian engineering

firms and local industry to comply with the strict standards of nuclear technology. Angra 2 civil engineering contractor was Construtora Norberto Odebrecht and

the civil works started in 1976. However, from 1983 on, the project suffered a gradual slowdown due to financial resources reduction. In 1991, Angra 2 works were resumed and in 1994, the financial resources necessary for its completion were defined. In 1995, a bid was called for the electromechanical erection and the winner companies formed the consortium UNAMON, which started its activities at the site in January 1996.

Hot trial operation was started in September 1999. In March 2000, after

receiving from CNEN the Authorization for Initial Operation (AOI), initial core load started, followed by initial criticality on 17 July 2000, and first connection to the grid on 21 July 2000. The power tests phase was completed in November 2000. The Angra 2 NPP has been operating at full power since mid November 2000. Due to legal constraints imposed by the Brazilian Public Ministry related to the environmental licensing (see Article 7(2), Angra 2 still does not have a formal Authorization for Permanent Operation (AOP). The plant has been operating based on an Authorization for Initial Operation (AOI) that has been extended for periods of 8 months.

Angra 2 operational record for the period 2001/2009, as measured by the WANO Availability indicator, is shown in Table 2 below

Table 2 - Angra 2 Plant Availability

Year Energy Generation

(MWh)

Accumulated Energy (MWh)

Plant Availability

(%)

2001 10.498.432,70 13.121.084,70 93,90

2002 9.841.746,20 22.962.830,90 91,50

2003 10.009.936,10 32.972.767,00 91,30

2004 7.427.332,20 40.400.099,20 74,60

2005 6.121.765,30 46.521.864,50 64,50

2006 10.369.983,90 56.891.848,40 89,00

2007 9.656.675,00 66.548.523,40 85,73

2008 10.488.288,9 77.036.812,30 90,11

2009 10.153.593,49 87.190.405,79 92,24


13

As reported in the previous National Reports, and illustrated in the table

above, Angra 2 had a very good performance in its first three years of operation. In the three subsequent years, the plant performance has substantially deteriorated due to a series of problems with major secondary side components, such as main transformer, electric generator, main condenser and the motors of the main recirculating water pumps.

As indicated in the fourth National Report (2004-2006), these problems have

been addressed, their root causes have been identified and measures for their elimination have been or are being implemented. The positive trend resulting from the actions taken is reflected in Table 2 above by the plant availability factor, which has shown steady improvement beginning in 2006 reaching values of the best operating plants in 2009.

Recent safety improvements at Angra 2

Angra 2 NPP belongs to the 1300 MWe Siemens-KWU PWR family, with 4 x

50% redundant safety systems, with consequent physical separation of trains. The plant has also a high degree of automation of the control, limitation and protection systems, complying with the 30 minutes non-intervention rule and a very reliable emergency power supply system, consisting of 2 independent sets of 4 Diesel generators each. A separate, fully protected building is provided to host the Emergency Control Room and the required water and energy (batteries and 2nd set of Diesel generators) supplies to shut down and maintain the cooling of the plant, in case of major natural or man-made hazards.

Angra 2 status is the one of a modern NPP, as a result of a consistent

program of upgrading that has been carried on along the construction years, with implementation of all safety related modifications added to the German reference plant Grafenrheinfeld, as well as most improvements built in the newest German KONVOI plant series.

As already indicated above, in the period 2007/2009, the main activities at the

plant were dedicated to implementation of measures for improvement of performance of major non-safety equipment/components.

Safety and safety related equipment performed well during the review period. Several programs for improvement of safety and reliability being conducted at

the Angra 2 Plant are:

Evaluation and planning for substitution of electrical and I&C equipment due to obsolescence;

Improvement of operating performance of major plant equipment including identification and elimination of design and maintenance weaknesses;

Evaluation and monitoring of thickness of secondary side energy-carrying pipes;

Improvement of human performance with emphasis in error reduction;

Improving and expanding the use of internal and external operational experience.


14

Some selected modifications, important to safety and/or reliability, in different

stages of implementation in the period are:

Interconnection of the bus bars of the Emergency Power Supply D2 (power supply by small Diesel Generator set) with the bus bars of the Emergency Power Supply D1 (power supply by the large Diesel Generator set). This was a recommendation derived from the Angra 2 level 1+ PSA;

Replacement of two battery banks of the Uninterrupted Secured Power Supply system nearing end of life;

Installation of a Main Transformer Monitoring and Diagnosis system;

Overhaul of the water intake internal surfaces, structures and equipment by installation of corrosion protection and replacement, where possible, of metallic structures by fiberglass ones;

Development and installation of new bearing lubricating oil seals for the Cooling Water motors;

Installation of covers for protection of the condenser tubes rows subjected to accelerated water drop impingement.

Continuation of the checking of the “as built” condition of supports, with corrections where needed.

On the analysis side, a level 1+ PSA study was completed and reviewed

internally, providing several important insights for design improvements. More details are given in Article 14(1).

Furthermore, taking advantage of the recent cooperation agreement signed

between Brazil and the European Community (CE) to foster development of the energy sector, which also includes improvement of nuclear safety, a program for development of Severe Accident Management Guidelines (SAMG) for the Angra 2 plant is being established.

Also in the period of this Report, work for the development of a Reliability

Centered Maintenance program for the Angra 2 plant incorporating and expanding the concepts of the Maintenance Rule (Numarc 93-01) was completed and is under implementation.

In the Operational Experience area the systematic for collection, trending and

reporting of minor events and quasi-events has been developed and implemented for both Plants.

WANO sponsored best practices from the nuclear industry, such as

Operational Decision Making procedures, as well as comprehensive familiarization with human performance error prevention tools and training in their use have also been developed and implemented for both plants.

As for Angra 1, a plant human performance follow up and improvement

committee has been established.


15

As previously reported, a comprehensive set of performance and safety indicators, in addition to the WANO ones, as well as a set of “system health” indicator have been developed and continues to be applied. More details are given in Article 19(7).

To improve the reliability of the equipment as well as to improve the flexibility and efficiency of the operators’ training, the Angra 2 full scope simulator is undergoing a major hardware and software upgrade, with substitution of the old hardware and of part of the models of the most relevant systems.

The Angra 2 Plant management has started the planning of its first Periodic

Safety Review as the plant has reached its tenth year of operation in 2010.

Angra 3

In June 2007 the Federal Government through its National Council for Energy Planning approved the restart of construction of Angra 3 after a 23-year interruption.

For the actual restart of construction, two licenses were required: the Construction License from the Nuclear Regulatory Body – CNEN, based on the acceptance of a Preliminary Safety Analysis Report (PSAR) and the Installation License from the Environmental Regulatory Body – IBAMA, based on the acceptance of an Environmental Impact Assessment (EIA) Report.

Concerning the Construction License, in accordance with the original concept, Angra 3 was planned to be a twin plant of Angra 2, using the same licensing bases. This concept had been submitted to and approved by the Brazilian nuclear licensing authority – CNEN, considering “Angra 2 as-built” as the reference plant for Angra 3. This concept was used by ELETRONUCLEAR as basis for preparation of the first version of the Angra 3 PSAR, submitted to CNEN.

Later in 2008, along the process of evaluation of the Angra 3 plant PSAR for

issuance of the Construction License, the original licensing bases were questioned by CNEN, and a review of the applicable regulations was requested, with the goal of comparing the original requirements with the corresponding today requirements.

As a result of this review it was identified that in most of the cases the original requirements did not change; where there were changes, in most of the cases it could be shown that the design in accordance to the original requirements allowed sufficient margins to accommodate the new requirements; finally for a few cases the design had to be adapted to incorporate either new or more stringent requirements. These cases will be referred further to in the specific articles.

The PSAR has been revised to include the results of the regulation review and, after several rounds of evaluation, the plant safety concept was considered acceptable. Angra 3 Limited Construction License was issued by CNEN in 1st of July of 2009, with a list of conditionings to be met before Initial Operation. Some highlights of these of these conditionings are:


16

Submittal of the detailed design for each of the safety related buildings, for CNEN approval and release before construction begins;

Availability of an Angra 3 specific full scope simulator for operator training before core loading;

Development of Angra 3 specific levels 1 and 2 PSA that shall be functional before Initial Operation;

Submittal for approval of the concept for control of Severe Accidents.

As referred in the previous Report, the environmental licensing has proceeded with preparation and submission of the Angra 3 Environmental Impact Assessment (EIA) document to IBAMA, the Environmental Regulator, and public hearings to inform the population on the contents of the EIA were held in all counties with borders within the emergency planning zones of the Plant.

After several rounds of questions and answers resulting from the IBAMA evaluation of the EIA report, the Preliminary Environmental License was issued in July 2008 and the Installation License was issued in March 2009.

Concerning the status of construction of the plant, as reported in the previous National Report, some progress had already been made, based on Government indication that approval for the restart of the project was near. Beginning in 2007, following Government and Regulator authorization for site preparation work, the rock excavation for the plant foundation was cleaned up and stabilized. Engineering work was continued with adaptation of Angra 2 material and equipment specifications for Angra 3, upgrading the design with basis on Angra 2 and international operational experience, as well as continuation of contacts with the potential equipment suppliers. The contract with the main civil work contractor was signed and the following work was done based on specific authorizations: preparation of the buildings foundations and impermeabilization of the concrete slabs on top of the foundations for all the buildings and work on the erection of the non safety related buildings.

First concrete for the reactor base plate was poured following CNEN issuing

of the Construction License, on the 1st of June 2010.

Concerning supplies, more than 65% in value of the imported equipment is already stored in the warehouses, including not only the primary circuit heavy components and the turbine-generator set but also special pumps, valves and piping material. Excellence of the preservation plan for long-term storage has been demonstrated during Angra 2 completion, whereby no relevant equipment malfunction due to long-term storage had adverse impact on plant commissioning or initial operation. The preservation measures, including the 24 months inspection program, continue to be applied for the Angra 3 components stored at the site.

Contract negotiations with national and international suppliers for the

remainder of the equipment and services are under way. As a highlight it can be mentioned the recent contracting of the supply of the steel plates for the containment.


17

Most of the required engineering is essentially available since for

standardisation reasons Angra 3 is to be as similar as possible to Angra 2. Plant construction is planned for a 66-months duration, from reactor base

plate first concrete to the end of the power tests and start of commercial operation.


18

Article 7 Legislative and regulatory framework

Article 7 (1) Establishing and maintaining a legislative and regulatory framework

Brazil has established and maintained the necessary legislative and regulatory framework to ensure the safety of its nuclear installations. The Federal Constitution of 1988 specifies the distribution of responsibilities among the Federal Union, the States and the Municipalities with respect to the protection of the public health and the environment, including the control of radioactive materials and installations (Articles 23, 24 and 202). As mentioned in item A.1, the Union is solely responsible for nuclear activities related to electricity generation, including regulating, licensing and controlling nuclear safety (Articles 21 and 22). In this regard, the Comissão Nacional de Energia Nuclear (Brazilian National Commission for Nuclear Energy - CNEN) is the national regulatory body, in accordance with the National Nuclear Energy Policy Act.

Furthermore, the constitutional principles regarding protection of the environment (Article 225) require that any installation which may cause significant environmental impact shall be subject to environmental impact studies that shall be made public. More specifically, for nuclear power plants, the Federal Constitution provides that the siting of the installation shall be approved by Law (Article 225, Paragraph 6). Therefore, licensing of nuclear power plants are subject to both a nuclear licence by CNEN and an environmental licence by the Instituto Brasileiro do Meio Ambiente e dos Recursos Naturais Renováveis (Brazilian Institute for the Environment and Renewable Natural Resources – IBAMA), with the participation of state and local environmental agencies as stated in the National Environmental Policy Act. These principles were established by the Federal Constitution of 1988, at the time that Angra 1 had already been in operation, and Angra 2 was already under construction. Therefore, licensing procedures for these power plants followed slightly different procedures, as described below.

Brazil has also signed several international conventions (see Annex 2) that, once ratified by the National Congress, become national legislation, and are implemented through detailed CNEN regulations.

Article 7 (2) (i) National safety requirements and regulations

CNEN was created in 1956 (Decree 40.110 of 1956.10.10) to be responsible for all nuclear activities in Brazil. Later, CNEN was re-organized and its responsibilities were established by Law 4118/62 with alterations determined by Laws 6189/74 and 7781/89. Thereafter, CNEN became the Regulatory Body in charge of regulating, licensing and controlling nuclear energy. Since 2000, CNEN is now under the Ministério de Ciência e Tecnologia (Ministry of Science and Technology - MCT).

CNEN responsibilities related to this Convention include, among others:


19

Preparation and issuance of regulations on nuclear safety, radiation protection, radioactive waste management and physical protection;

Accounting and control of nuclear materials (safeguards);

Licensing and authorization of siting, construction, operation and decommissioning of nuclear facilities;

Regulatory inspection of nuclear reactors;

Acting as a national authority for the purpose of implementing international agreements and treaties related to nuclear safety activities;

Participating in the national preparedness for, and response to nuclear emergencies.

Under this framework, CNEN has issued radiation protection regulations and

regulations for the licensing process of nuclear power plants, safety during operation, quality assurance, licensing of operational personnel and their medical certification for active duty, reporting requirements for the operational nuclear power plants, plant maintenance, and others (see Annex 2, Item A 2.3 for a list of relevant CNEN regulations).

The licensing regulation CNEN NE 1.04[7] establishes that no nuclear installation shall be constructed or operated without a licence. It also establishes the necessary review and assessment process, including the specification of the documentation to be presented to CNEN at each phase of the licensing process. It finally establishes a system of regulatory inspections and the corresponding enforcement mechanisms to ensure that the licensing conditions are being fulfilled. The enforcement mechanisms include the authority of CNEN to modify, suspend or revoke the licence. Article 7 (2) (ii) System of licensing

The nuclear licensing process is divided in several steps:

Site Approval;

Construction Licence;

Authorization for Nuclear Material Utilization;

Authorization for Initial Operation;

Authorization for Permanent Operation;

Authorization for Decommissioning

Federal Law 9.756 has been approved in 1998 establishing taxes and fees for each individual licensing step, as well as for the routine work of supervision of the installation by CNEN.

For the first step, site selection criteria are established in Resolution CNEN

09/69 [8], taking into account design and site factors that may contribute to violation of established dose limits at the proposed exclusion area for a limiting postulated accident. Additionally, by adopting the principle of “proven technology”, CNEN regulation NE 1.04 requires for site approval the adoption of a “reference plant” for the nuclear installation to be licensed.


20

For the construction licence, CNEN performs a detailed review and

assessment of the information received from the licensee in a Preliminary Safety Analysis Report (PSAR). The construction is followed closely by a system of regulatory inspections.

For the authorization for initial operation, CNEN reviews the construction status, the commissioning program including results of pre-operational tests, and updates its review and assessment of plant design based on the information submitted in the Final Safety Analysis Report (FSAR). At this time CNEN also licenses the reactor operators in accordance with regulation CNEN-NN-1.01 [9]. Startup and power ascension tests are closely followed by CNEN inspectors and hold points at different power levels are established.

Authorization for permanent operation, limited to a maximum of 40 years, is given after a complete review of commissioning test results and the solution of any deficiencies identified during construction and initial operation. The authorization establishes limits and conditions for operation and lists the programs which shall be kept active during operation, such as the radiological protection program, the physical protection program, the quality assurance program for operation, the fire protection program, the environmental monitoring program, the qualification and training program, the preventive maintenance program, the retraining program, etc.

Reporting requirements are also established through regulation CNEN-NN-1.14 [10]. These reports, together with a system of regulatory inspections performed by resident inspectors and headquarters personnel, are the basis for monitoring safety during plant operation.

Other governmental bodies are involved in the licensing process, through appropriate consultations. The most important ones are the Instituto Brasileiro do Meio Ambiente e dos Recursos Naturais Renováveis (Institute for Environmental and Renewable Natural Resources - IBAMA), which is in charge of environmental licensing and the Gabinete de Segurança Institucional da Presidência da República (Institutional Cabinet of the Presidency of the Republic - GSI/PR) with respect to emergency planning aspects.

Environmental Licensing of Angra 1, 2 and 3.

In Brazil the environmental licensing for projects with potentially adverse effects on the environment, follow three main steps:

Preliminary License– In general a Preliminary License is required for projects that need evaluation of environmental impacts. It specifies the obligations of the project Owner relative to mitigation of the eventual environmental impacts.

Installation License – Characterizes the second phase of the Environmental Licensing, in which the executive plans for environmental impact control are analyzed and approved.


21

Operation License– Authorizes beginning of operation and is issued after successful completion of the construction and commissioning activities, verification of the effectiveness of the adopted environmental safety measures and closing up of the conditionings of the Installation License. The construction of Angra 1 and Angra 2 took place before the creation of

IBAMA. The operation of Angra 1 started in 1981, before the current environmental regulation had been established.

At that time, the Fundação Estadual de Engenharia do Meio Ambiente (State

Foundation for Environment Engineering - FEEMA), the Rio de Janeiro state agency in charge of environmental matters, issued an Installation License on 15th of September 1981.

Since 1989, with the definition of the legal competence of IBAMA for

environmental licensing of nuclear installations, with the participation of CNEN and state and local environmental agencies, IBAMA has been involved in the licensing process of Angra 1, Angra 2 and Angra 3.

The updating of the environmental license of Angra 1, in accordance with the

current IBAMA requirements, is being done through an “adaptive licensing” to adjust the enterprise to the environmental regulations. This process defines the necessary environmental studies to be carried out and submitted to IBAMA in order to justify the issuance of an Operating License. The report “Environmental Control Plan - PCA” was submitted to IBAMA in March 2009.

Although Angra 2 was already under construction, CONAMA determined that

IBAMA should require from FURNAS, now ELETRONUCLEAR, the preparation of an Environmental Impact Study (EIA) and a Report on Environmental Impact (RIMA). These documents were submitted to IBAMA and formed the basis for IBAMA evaluation of the environmental impact. They also served as a basis to define environmental plans and programs detailed in a Basic Environmental Project (PBA), to be carried out by the licensee.

The EIA/RIMA served also as a basis for the two public hearings about Angra

2 impact, which took place in the surroundings of the plant in the period of 1999-2000. Based on these evaluations and taken into consideration the discussion during the hearings, IBAMA issued a special License for Initial Operation. As reported in previous National Reports, there is a legal issue concerning the environmental licensing of Angra 2, with involvement of the Public Ministry, which resulted in a series of conditions relative to Emergency Planning to be met by Eletronuclear, compiled in a document, “Termo de Compromisso de Ajustamento de Conduta – TCAC”, which was signed by the three Parties, the Public Ministry, IBAMA and Eletronuclear, in March 2001.

In June of 2006, after evaluation of the status of completion of the conditions,

IBAMA issued a report (Parecer Técnico Nº 015/2006 – COEND/CGENE/DILIC /IBAMA) concluding that, under the technical point of view, all of conditions compiled


22

in the TCAC were met. Since then this report has been with the Public Ministry for evaluation.

With respect to Angra 3, IBAMA proposed in 1999 the Terms of Reference for

the preparation of the development of the EIA/RIMA. Since CNEN has the technical competence for the evaluation of the radiological impact on the environment, IBAMA and CNEN have established a formal agreement to specify the respective scope of evaluations and to optimize both licensing processes.

The EIA/RIMA Reports for Angra 3 where prepared under the responsibility of

ELETRONUCLEAR and submitted to IBAMA in May 2005.

The Preliminary License for Angra 3 was issued by IBAMA, through Preliminary License No. 279/08 of 24th of July 2008, subjected to 65 conditions, as follows:

5 conditions of general character, related to aspects of the project and obligations of the Owner, such as environmental monitoring, conservation areas, etc;

60 specific conditions, related to: Support to the surrounding Counties directly affected by the project, in

providing the infrastructure needed to accommodate the increase in permanent and variable population;

Submittal of the Basic Environmental Plan, that allows follow up of the construction activities relative to control and monitoring of the impacts of the construction on the environment;

Start up of the planning for development of a Final Radwaste Repository, to dispose the plant radioactive waste;

Submittal of a regional “Insertion Plan” of social character, with the goal of providing better living conditions for the population of the areas affected by the project.

The content of these conditions emphasizes planning and preparation for the

project installation phase.

IBAMA issued the Installation License No.591/09 for the Angra 3 project in the 5th of March 2009, with additional conditions, as follows:

5 general conditions related to aspects of the project and obligations of the Owner (same as for the Preliminary License);

46 specific conditions related basically to meeting of the planning and deadlines presented by the Owner in response to the conditions of the Preliminary License.

The Brazilian environmental laws establish that at least 0.5% of the overall

cost of a project with potential harmful effects on society and environment shall go to environmental compensatory measures. It is expected that of the order of 4-5% of the total cost of the Angra 3 project will be spent to comply with the above referred conditions.


23

Article 7 (2) (iii) System of regulatory inspection and assessment

The General Coordination for Reactors and Fuel Cycle (CGRC) is the CNEN branch responsible for the licensing and control of the Angra 1, 2 and 3 nuclear power plants. This branch is composed by four divisions in charge of the following areas: Resident Inspection, Engineering and Materials, Safety Analysis and Radiation Protection and Meteorology. With the advice of these divisions a regulatory inspection and audit program is established annually for each plant by CGRC.

The Division of Resident Inspection makes continuous verification of the plants compliance with its Technical Specifications (TS), which establishes the limiting conditions for operation of each plant. Strict adherence to these specifications is essential for operational safety. Additionally, the division makes use of a set of inspection procedures to inspect the plant periodic tests, maintenance activities and use of maintenance rule, housekeeping, inspection of control room, evaluation of operational significant events, aspects of radiological protection, management and generation of waste, among others. Every six months, an inspection report is prepared containing the main inspections findings for each plant. It also supports the inspection and audits performed by the other divisions at the plant.

The Division of Resident Inspection also elaborates safety evaluations,

registered in technical reports, such as evaluations of design modifications, evaluation of licensee operational events evaluation, alteration or exception of Technical Specifications (TS) and licensing of the Angra 3 NPP.

The Division of Engineering and Materials performs inspections related to design modifications, evaluation of licensee operational events analysis, alteration or exception of TS and construction activities related to Angra 3.

The Division of Safety Analysis performs audits to verify the status of the PSA

Programs of Angra 1 and 2. Also performs inspections on the conduction of operation of these plants as well as on the status of Actions Plan of the Periodic Safety Review.

The Division of Radiation Protection and Meteorology performs inspection and audits to verify that the work carried out by the NPP employees meets the radiation protection standards and rules. Regarding the Environmental Monitoring Program, CNEN is collecting twice a year a set of environmental samples that are analyzed at the Institute for Radiation Protection and Dosimetry of CNEN. This independent evaluation ensures that the plant operation is not causing any negative impact on the environment. Article 7 (2) (iv) Enforcement of applicable regulations and terms of licences

Enforcement powers are included in the legislation that created CNEN (Law 4118/62 with alterations determined by Laws 6189/74 and 7781/89). These laws explicitly establish that CNEN has the authority “to enforce the laws and its own regulations”.


24

Enforcement mechanisms are included in CNEN regulations, such as the power to impose conditions, suspend activities up to withdraw a licence. However, due to the good and professional relations established with the licensee, up to now, no legal actions were required to ensure enforcement. Usually, CNEN establishes conditions which are met by the licensee in due time. CNEN monitors implementation of these conditions and whenever delays occur new evaluations are performed to ensure that safety is not been compromised.


25

Article 8 Regulatory body Article 8 (1) Establishment of the regulatory body

As mentioned before, the Brazilian National Commission for Nuclear Energy (CNEN) has been designated as the regulatory body entrusted with the implementation of the legislative framework related to safety of nuclear installations. Other governmental bodies are also involved in the licensing process, such as the Brazilian Institute for the Environment and Renewable Natural Resources (IBAMA). CNEN

CNEN authority is a direct consequence of Law 4118/62 and its alterations determined by Laws 6189/74 and 7781/89, which created CNEN. These laws established that CNEN has the authority “to issue regulations, licences and authorizations related to nuclear installations”, “to inspect licensed installations” and “to enforce the laws and its own regulations”.

The structure of CNEN is presented in Figure 1. The main organizational unit involved with the licensing of nuclear power plants is the Directorate for Radiation Protection and Nuclear Safety (DRS), although technical resources can be drawn from any other units in support of some licensing activities. The General Coordination for Reactors and Fuel Cycle (CGRC) is the CNEN branch responsible for the licensing and control of the Angra 1, 2 and 3 nuclear power plants. This branch is composed by four divisions, in charge of the following areas: Resident Inspection, Engineering and Materials, Safety Analysis and Radiation Protection and Meteorology. With the advice of these divisions a regulatory inspection and audit program is established annually for each plant by CGRC.

The Division o Resident Inspection, located at plant site, makes continuous verification of the plants compliance with its Technical Specifications (TS), which establishes the limiting conditions for operation of each plant. Strict adherence to these specifications is essential for operational safety. Additionally, the division makes use of a set of inspection procedures to inspect the plant periodic tests, maintenance activities and use of maintenance rule, housekeeping, inspection of control room, evaluation of operational significant events, aspects of radiological protection, management and generation of waste, among others. Every six months, an Inspection Report is prepared containing the main inspections findings for each plant. It also supports the inspection and audits performed by the other divisions at the plant.

The Division of Engineering and Materials makes continuous verification of compliance with regulatory requirements through development of safety assessments, documented in technical reports submitted by the licensee, as evaluations of design modifications, evaluation of licensee operational events analysis, alteration or exception of TS and evaluations for the licensing of the Angra 3 NPP.

The Division of Safety Analysis performs safety evaluations and regulatory inspections to verify the status of the PSA Programs of Angra 1 and 2. Also performs


26

evaluations and inspections on the conduct of operation as well as on the status of Actions Plan of the Periodic Safety Review.

The Division of Radiation Protection and Meteorology performs safety evaluations, inspection and audits to verify that the work carried out by the NPP employees meet the radiation protection standards and rules. Regarding the Environmental Protection Program, CNEN is collecting twice a year a set of environmental samples that are analyzed at the Institute for Radiation Protection and Dosimetry of CNEN. This independent evaluation ensures that the plant operation is not causing any impact on the environment.

Fig. 1 – CNEN Structure (simplified) Adequate human resources are provided to CNEN. A total staff of 2657 people, of which 85% are technical staff, is available at CNEN and its research

PRESIDENT OF

CNEN

Research and

Development DPD

Radiation Protection and Nuclear Safety

DRS

Institutional

Management DGI

Wastes and

Transport

CGREJ

Nuclear

Installations

CODIN

Safety

Analysis

SEASE

Resident

Inspectors

SEIRA (At Angra)

Radiation

Safety

SESER

Materials

and Testing SEEMA

Safeguards

COSAP

Regulations

DINOR

CD Deliberative

Commission

Medical and Ind.

Installations

CGMI

Reactors and

Fuel Cycle

CGRC


27

institutes. Forty eight percent (48%) of the staff are university graduates, 16% having a master degree and 15% having a doctoral degree. CGRC itself comprises 52 people, 44 of which are technical.

In the period, CGRC staff registered a loss of four professionals, from 56 to 52, mostly due to retirement. By the end of 2009, the staff qualification shows 24 holding a Ph.D. degree or equivalent, 19 holding a M.Sc. in nuclear science or engineering, and 8 administrative.

The maintenance of the staff qualification has been attained through participation in workshops, training courses, and on technical committee meetings mostly sponsored by IAEA. CNEN is an active member of the IRS and IRSRR systems and contributes yearly with the presentation of events on the general meetings.

Also there is a technical cooperation agreement with German GRS to exchange information on the areas of operational events, PSA and Aging of nuclear plants.

On the area of emergency preparedness, CGRC is an active member of the ARGOS consortium and participate on the yearly seminar to share experience with other international users.

This year CGRC is expected to gain several new staff members, through the

public service hiring process, to replace the past and near future retirement losses. The main activities are review and assessment of the submitted

documentation, and inspection of licensee’s activities. Inspection activities are conducted on a permanent basis by a group of resident inspectors at the power plant site. For specific inspections and audit activities, support from specialists from headquarters is used. During 2007-2009, CNEN conducted 39 inspections in Angra 1, 14 in Angra 2, 3 in the preparatory work at Angra 3 and 9 related to the whole plant organization. Complementary to field activities, operation follow up is performed also based on licensee reports, as required by regulation CNEN-NN.1.14 [10].

CGRC technical staff receives nuclear general training and specific training

according to the field of work, including both academic training and courses attendance, technical visits, participation in congresses and national and international seminars.

Financial resources for CNEN are provided directly from the Government budget. Since 1998, taxes and fees are being charged to the licensees, but this income is deducted from the Government funds allocated to CNEN.

Salaries of CNEN staff are subjected to the Federal Government policies and administration. Presently there is an important concern related to technical staff since most of the personnel is close to retirement age.


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Article 8 (2) Status of the regulatory body

The relation amongst regulatory organizations and operators is shown in Figure 2.

Fig. 2 – Brazilian organizations involved in nuclear power plant safety

Effective separation between the functions of the regulatory body (CNEN) and the organization concerned with the promotion and utilization of nuclear energy for electricity generation (ELETRONUCLEAR) is provided by the structure of the Brazilian Government in this area. While CNEN is linked to the Ministry of Science and Technology (MCT), ELETRONUCLEAR is fully owned by ELETROBRAS, a national holding company for the electric system, which is under the Ministry of Mines and Energy (MME).

Notwithstanding that, a recent proposal has been made to create a independent nuclear regulatory agency within the discussion of the Committee for Development of the Brazilian Nuclear Program (Comitê de Desenvolvimento do Programa Nuclear Brasileiro – CDPNB), mentioned in A.2.

The reason for this proposal is not a deficiency in the existing regulatory system, but rather a perspective of expansion of the nuclear energy sector. The proposal is based on the existing structure of the Directorate of Radiation Protection and Nuclear Safety (DRS) of CNEN, adapted to the existing Law for Regulatory Agencies. This proposal was submitted to the various Ministries involved and the

NATIONAL

COMMISSION

FOR NUCLEAR ENERGY

(CNEN)

MINISTRY

OF

SCIENCE AND

TECHNOLOGY

INSTITUTE FOR

THE ENVIRONMENT

AND RENEWABLE

RESOURCES (IBAMA)

ENVIRONMENT

MINISTRY

ANGRA

NUCLEAR

POWER PLANT

ELETROBRAS

TERMONUCLEAR

SA

(ELETRONUCLEAR)

BRAZILIAN ELECTRIC

POWER PLANTS

COMPANY

(ELETROBRAS)

MINES & ENERGY

MINISTRY

Other

MINISTRIES

PRESIDENT

OF

BRAZIL


29

final proposal, consolidated by the Civil House of the Presidency will be sent to the National Congress for public discussion and approval.

After formal approval, it is expected that there will be a transition period in which the new Agency will act independently but may use CNEN staff and facilities.

One of the new features in the proposed legislation is the formal inclusion of sanction powers to the new agency, including financial sanctions. That was one of the main difficulties of the current situation when dealing with small non-compliances, since the only enforcement mechanism available has been the suspension or withdrawal of the licence.


30

Article 9 Responsibility of the licence holder

The Brazilian legislation defines the operating organization as the prime responsible for the safety of a nuclear installation.

Therefore, to obtain and maintain the corresponding licences, the operating organization, ELETRONUCLEAR, must fulfill all the prerequisites established in the legislation, which are translated in regulations presented in Annex 2.

More specifically, the regulation CNEN-NE-1.26 [11] defines the operating organization as the prime responsible for the safety of a nuclear installation by stating:

“The operating organization is responsible for the implementation of this regulation.”

ELETRONUCLEAR, as the owner and operator of the Angra 1 and Angra 2 plants,

has issued a company safety policy since its foundation, occurred in 1997, stating its commitment to safe operation (see previous National Reports [3,4,5,6]). This policy was revised in 2004, becoming an “Integrated Safety Management Policy”, as follows:

“Eletrobrás Termonuclear S.A. - ELETRONUCLEAR is committed to clean power generation and high safety standards.

Therefore, its staff's commitment to perform all safety-related activities in an integrated manner is essential, laying emphasis upon Nuclear Safety, which includes Quality Assurance, Environment Occupational Safety, Occupational Health and Physical Protection.”

This is expanded in 6 principles, the first of them stating:

“1. Nuclear Safety is a priority, precedes productivity and economic aspects and should never be impaired for any reason”.

CNEN, through the licensing process, and especially through its regulatory inspection program, ensures that the regulatory requirements for safe operation are being fulfilled by the licensee. The licensee reports periodically to CNEN in accordance with regulation CNEN-NE-1.14 [10]. In addition, CNEN maintains a group of resident inspectors on the site, who can monitor licensee performance on a daily basis. Finally, a number of regulatory inspections by headquarters staff take place every year, focusing on specific topics or operational events.


31

Article 10 Priority to safety At CNEN

CNEN has issued a safety policy [12] and quality assurance policy statements[13] in December 1996, which is based on the concept of Safety Culture. In 2000, a working group was constituted to coordinate the implementation of this policy in the licensing and control activities. However, further activities were not undertaken. Now a new effort is underway to establish a more uniform licensing process through the increased use of a computerized process, the conduct of internal audits and the possible creation of an Ombudsman Office.

CNEN has established in its regulatory standards requirements to be met by

the applicants or licence holders based on safety principles, defense-in-depth and ALARA concepts, quality assurance and human resources management. According to regulation CNEN-NE-1.26 [11] the licensee shall establish an organizational structure with qualified staff and managers to deal with technical and administrative matters using principles of a Safety Culture.

In 2005 CNEN organized the 1st. National Regulatory Information Meeting (I

ENIR 2005). This meeting was successful in promoting the communication between CNEN and its stakeholders, specially the licensees, seeking dynamism, transparency and effectiveness of the regulatory functions. This event was part of the stakeholder interaction strategy, which includes making information about the regulatory activities understandable, accessible and useful and using survey methods to identify areas for improvement.

In 2009, the 2nd. National Regulatory Information Meeting (II ENIR 2009) took

place promoting even further the communication of CNEN with its stakeholders.

At ELETRONUCLEAR

ELETRONUCLEAR is a company resulting from the merger, in 1997, of the nuclear portion of the electric utility FURNAS and the nuclear design and engineering company NUCLEN, both with more than 20 years of experience in their field of activities. Both companies had already policies aiming at giving priority to nuclear safety. The current organization structure of ELETRONUCLEAR is presented in Figure 3, which is essentially the same as presented in the previous National Report.

Fig. 3. ELETROBRAS TERMONUCLEAR S.A – ELETRONUCLEAR Organization Chart

President

Angra 1 NPP

Superinten - dency

Angra 2 NPP

Superinten - dency

Operation Coordination Superinten -

dency

Projects Manage -

ment Superinten -

dency

Design Engineering Superinten -

dency

Support Engineering Superinten -

dency

Communication and Safety Coordination

Operation and Commercialization

Directorate Technical Directorate Planning , Management

and Environment Directorate

Fuel and Nuclear Safety

Superinten - dency

Business Manage -

ment Superinten -

dency

Licensing and

Environment Superinten -

dency

Planning Superinten -

dency

Quality Superinten -

dency Maitenance

1

Superinten - dency

Finances Directorate

Superinten tion and

dency

Administration and

Human

Superinten

Finance

dency

Administra

Superinten dency

Resources Purchasing


33

At the time of the merger, one of the first acts of the new company ELETRONUCLEAR was the approval by the Board of Directors of a document establishing formally the company priority to safety policy, where, as mentioned in Article 9, stated its commitment to safe operation. This policy was revised in December 2004, becoming an “Integrated Safety Management Policy”, stating that the “Nuclear Safety is a priority, precedes productivity and economic aspects and should never be impaired for any reason.”

This policy is observed consistently by ELETRONUCLEAR Committee for Nuclear Operation Analysis (CAON), the supervisory committee with the responsibility to review and approve all important aspects related to the plants safety. The members of this Committee are the Plants Managers and the Heads of Engineering, Safety, Licensing, Quality Assurance and Training, under the coordination of the Site Superintendent (SC.O). The CAON meets regularly once a month.

Following the line of the merged companies, a strong Quality Assurance (QA) unit was established at ELETRONUCLEAR, from the beginning in 1997, at the level of superintendence, with the responsibility of monitoring all design, construction and operation activities and coordinating/supervising the plants nuclear and environmental licensing. This superintendence responded formally to the Technical Director at headquarters. With start of operation of the second Plant, in December of 2000, it was identified the need of a Quality Assurance unit inside the Operation organization. To meet this need the original QA superintendence was split in two units in 2003, one at headquarters, under the Technical Director and one on site, under the Operation and Production Director. This area was reorganized in 2007, keeping its previous characteristics of one unit at the Site and one unit at Headquarters, however now subordinated to a single Directorate independent of the production areas, the Planning, Management and Environment Directorate (see ELETRONUCLEAR Organization Chart, Fig. 3).


34

Article 11 Financial and human resources

Article 11 (1) Financial resources

As a state enterprise, ELETRONUCLEAR has its financial situation subjected to the holding company ELETROBRAS, which controls all federal electric utilities in Brazil. Its basic source of revenue comes from the selling electricity, from both plants through a long term energy supply contract ending in 2012, with a guaranteed minimum rate of R$ 135.63/MWh, compared to R$113.23/MWh in 2006.

This long-term contract is not subjected to the ongoing liberalization of the Brazilian electricity market.

Adequate funds for operation and maintenance of Angra 1 and Angra 2 plants

continue to be made available, as it can be seen from the examples presented in Table 3, where a comparison of the detailed budgets for the years of 2006 and 2009 are presented.

Table 3. Comparison of ELETRONUCLEAR Budget for the Years of 2006

and 2009. Values in million R $ (approximate million US$).

YEAR

2006 2009

Primary Costs

Anga1 & 2 Personnel (salaries + benefits)

178 (59) 241 (120)

Angra1 &2 Fuel 178 (59) 241 (120)

Other services, subcontractors and materials

290 (96) 324(162)

Investments

Angra 1& 2Upgradings (including engineering)

102 (34) 164 (82)

Angra 3 Site Maintenance and Construction

75 (25) 162(81)

Angra 1 Setam generators (Fabrication ad Installation)

9 (3) 232(116)

NOTE: Ratio US$/R$: in 2003 = 1/3; in 2006 = 1/2.

The apparently large increase of the 2009 budget relative to 2006, when using

US$ values (value in parentheses), is due to the strong depreciation of the US$ relative to the Brazilian Real (R$).


35

When comparing the 2006 and 2009 budgets in Real (R$), a meaningful increase in investments and primary costs are noted, mainly due to acceleration of the construction of Angra 3 as the several licenses were obtained, the upgrading in Angra 1 due to the ageing management program, including instrumentation modernization, waste management installations improvement, and substitution of parts as the main turbine rotor, a secondary heat exchange, Inconnel parts of the primary system, several valves and electrical penetrations. In Angra 2, the waste installations were also improved and several secondary system upgradings were done, e.g.: circulation water, service water and chlorination systems.

The provision of funds for decommissioning activities is to be obtained from

ratepayers, and is included in the tariff structure, during the same period of depreciation of the plants (3,3%/year). The decommissioning costs were re-evaluated and the results confirmed the former estimated values of 200 million dollars for Angra 1 and 240 million dollars for Angra 2.

Article 11 (2) Human resources

Adequate human resources are available for ELETRONUCLEAR from its own personnel or from contractors. Currently ELETRONUCLEAR has a total of 2194 employees on its permanent staff and a few long-term contractors, which supply additional personnel.

Due to government policy the number of subcontracted persons is being drastically reduced and replaced by newly hired personnel. At present there are 53 subcontracted persons working for ELETRONUCLEAR, down from the 251 reported in the previous National Report.

Of the total of ELETRONUCLEAR employees 847 (39 %) have a university

degree, 1030 (47%) are technicians and the remainder 317 (~14%) are administrative personnel. The personnel turn over of the company in the review period, resulted on the ingress of 339 new employees and 134 leaving the company, most of them to other companies related to the oil industry.

As it is happening worldwide in the nuclear industry, ELETRONUCLEAR work

force is aging and close to retirement. Furthermore, a considerable number of experienced personnel were lost due to Government early retirement policies. New people have been hired but they need time and adequate training to acquire the required experience. To allow the company administration to develop strategic guidelines to, at least, minimize the consequences of this situation, a project for determination of the technical know-how of ELETRONUCLEAR was developed in the 2001-2005 period, as reported in the previous National report, consisting of three phases:

Survey for identification of the extent and location of the existing competences, with existing and future gaps in the essential competence being identified and evaluated; collect this data in a data bank; develop a software


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to select the required information from the data bank and issue it in form of reports;

In-depth analysis of the results, with proposals for fill-in of the competence gaps in the short and long term;

Establishment of measures to make knowledge management a permanent activity in the company; develop methods for eliciting tacit knowledge from retiring specialists.

Furthermore it was reported that additional software was developed based on

the Competence Tree method, with the purpose of identifying, collecting, filing and retrieving the detailed individual competencies existing in the company. This method is complementary to the one previously described.

The above-referred Knowledge Management development has been accomplished and applied, with exception of the eliciting of tacit knowledge from retiring specialists. The results are available for routine use by the different technical organization units of the company.

Although this work was performed internally, contacts with persons and

institutions knowledgeable in application of this field to the nuclear area were very important for the implementation of the project. In particular, cooperation with EPRI (Electric Power Research Institute) and the IAEA Division of Nuclear Power was very instrumental to the attainment of its objectives.

An important new activity in the context of Knowledge Management is the involvement of ELETRONUCLEAR in the development, conducted by the holding company Eletrobrás, of a Corporative University that will serve the several affiliated utilities. Training of plant personnel

Activities related to qualification, training and retraining of plant personnel are performed by the Training and Simulator Department of ELETRONUCLEAR, which reports to the Site Superintendent.

Three main facilities are available for training in the Plants personnel

residential village, located at about 14 Km from the site: a general training center, a full scope simulator for Angra 2, and a maintenance training center. An Interactive Graphic Simulator (IGS), which models Angra1 plant, was incorporated to the Training Center in 2005. This simulator runs a complete plant model, identical to the one of a full scope simulator, and use “soft” panels for interaction operator-plant model. ELETRONUCLEAR has decided to install the IGS as a complementary operator training means to full scope simulator training, presently performed abroad, while an Angra 1 specific full scope simulator is not available on site.

Two additional blocks (~700 m2) for classroom and mechanical, electrical and

I&C maintenance labs training are being finished, to support identified needs of


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better practical maintenance training and additional classroom space for the Angra 3 personnel.

As reported in the previous Brazilian National Reports, Angra 1 does not have yet a plant specific simulator. Meanwhile, the Angra 1 operators have been trained in simulators of similar plants, initially in the USA (Ginna Simulator), a few times in Slovenia (Krsko simulator) and most of the time in Spain (Tecnatom Simulator).

Following the successful replacement of the Angra 1 Steam Generators

completed in June 2009 and the possibility of extending the life of the plant, in operation since 1985, the original decision of installation of a plant specific simulator was confirmed by the Company Board.

To date the simulator technical specification was prepared and the resources for development of the project have been secured. The second half of 2010 will be dedicated to collection of the required data for the design of the hardware and software of the simulator and the launching of an international bid for selection of the simulator supplier The expected date to have this simulator operative on site is mid to end of 2014.

In the period, under review (2007 to 2009), the initial and re-qualification training programs, performed for the Angra 1 power plant operators, allowed 32 Senior Reactor Operators (SRO) and 24 Reactor Operators (OR) licenses to be renewed and 2 SRO and 11 RO new licenses to be granted.

An Angra 2 full scope simulator is available on site for operator training since beginning of 1985. Due to the long delay in the Angra 2 construction schedule, a program for selling simulator training services was set up and pursued until start of training of the first group of Angra 2 operators, in 1995. The first group of Angra 2 control room operators was licensed in the beginning of 2000.

This simulator, in operation since 1985, has undergone periodical partial upgrading of the hardware (basically the computers), about every 10 years, as well as adaptation of the models and control room to take in account changes in the Angra 2 plant. In spite of still providing a good simulation performance, its original software used for the plant modeling had considerable limitations compared to today software.

To improve the simulator capabilities a major software and hardware upgrade was launched in mid 2009, being presently underway, with completion planned for end of 2011.

In the period under review (2007 to 2009), the initial and re-qualification training programs performed for the Angra 2 nuclear power plant operators allowed 36 Senior Reactor Operator (SRO) and 18 Reactor Operator (OR) licenses to be renewed and 6 new SRO licenses to be granted.

Simulator training load is at least 60 hours per year for each individual. The

composition of control room teams is specified in plant administrative procedures. The minimum control room team comprises a Shift Supervisor (who must hold a current Senior Reactor Operator - SRO licence), a Shift Foreman (also a SRO), a Reactor Operator (who must hold a Reactor Operator – RO license) and a Balance


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of Plant Operator (also a RO). Although not required by CNEN, all Angra 1 Shift Supervisors are graduated engineers with five years of academic education.

The requirements for organization and qualification of the entire Angra 1 and 2 staff are established in Chapter 13 of the FSAR. Implementation and updating of these requirements are subject of CNEN audits of the licensee training and retraining program and examination of new operators to comply with the regulations CNEN NN 1.01 [9] and NE-1.06 [14].

According to regulation CNEN NN 1.01, besides the Control Room shift personnel, the Head of the Operation department must also hold an SRO license. Additionally, Radiation Protection Supervisors must also hold a special license issued by CNEN, according to regulation CNEN-NE-3.03 [15].

Aside from the requirements of the regulations, it has been a permanent policy of the Operation and Production Directorate to occupy important management positions at the plants with licensed or former licensed operators. In particular, the Plant Manager, the Deputy Plant Manager, the head of Operation Department and the heads of Technical Support and Maintenance for both Plants are currently licensed SRO. Furthermore, key engineers belonging to Technical Support and Outage Planning are receiving SRO training and certification with the dual purpose of acquiring a better knowledge of the operation processes and improving of interfaces between these areas and operations.

Specialized training is also provided for personnel belonging to the different plant areas. Maintenance technicians follow qualification and re-qualification programs tailored to their field of activity. Chemistry and radiological protection technicians follow extensive on-the-job training on a yearly basis aimed at a continuous updating of basic concepts learned during their initial technical training. The fire brigade and security personnel are trained according to the requirements established by related CNEN regulations.

A detailed training program for the Angra 3 future staff was developed in 2008, as well as the planning for the needed training infrastructure. Hiring of personnel has started in beginning of 2009 followed by the implementation of the referred training program. To date about 100 new employees are in training. The training duration depends on the specific position to be occupied by the trainee, varying from 1-2 month up to 2 years for licensed operators.

Preparatory activities for acquisition of a simulator for the Angra 3 plant are

under way. Since this simulator will probably be available for training only by mid 2014, that is, at the end of the present Angra 3 licensed operator training program (aim is to have licensed operators ready for Angra 3 core loading), all the systems and integrated plant operation training will be done in the Angra 2 simulator, taking advantage of the similarity between the Angra 2 and 3 plants. A final simulator training period will be applied in the new Angra 3 simulator, to allow the operators to familiarize themselves with the Angra 3 digital control room, which is the most important difference between the two plants.


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Technical visits and reviews of ELETRONUCLEAR training programs and

training center by experts from the International Atomic Energy Agency (IAEA), the Institute for Nuclear Power Operation (INPO) and the World Association of Nuclear Operators (WANO) continue to provide valuable contribution to the identification and implementation of good practices of the nuclear industry for enhancing the quality of the training activities.

CNEN monitors the adequacy of the human resources of the licensee through the evaluation of its performance, especially through the analysis of the human factor influence on operational events. The training and retraining program is also evaluated by CNEN within the licensing procedure and through regulatory inspections.

In the specific case of reactor operators, CNEN has established regulations related to their authorization[9] and their medical qualification[14]. CNEN conducts written and practical examinations for Reactor Operators and Senior Reactor Operators before issuing each individual authorization.

Similarly, CNEN certifies the qualification of radiation protection supervisors (RPS) by issuing licenses with a validity of five years.

In the period 2007 – 2009, CNEN has issued a total of 69 licenses for Angra

1, 13 new operator licenses (11 RO and 2 SRO) and 56 renewals (24 RO and 32 SRO), and a total of 60 licenses for Angra 2, 6 new SRO licenses and 54 renewals (18 RO and 36 SRO). In the same period two new RPS licenses were issued.

As of April 2010, there were a total of 44 active licenses (23 SRO and 21 RO) and 10 inactive SRO licenses for Angra 1, as well as 36 active licenses (26 SRO and 10 OR) and 5 SRO inactive licenses for Angra 2. The standard CNEN-NN-1.01– Licensing of Nuclear Reactor Operators establishes the criteria for inactive or active licenses.

This certification process is representing a substantial demand on CGRC manpower and it will increase with the increasing number of operating plants.


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Article 12 Human factors The basic requirements concerning human factors and organizational issues

important to safety for the Brazilian Plants are established in the different chapters of their Final Safety Analysis Reports (FSAR). Under “Conduct of Operations” and “Administrative Controls” the plants organization structure, qualification and training program requirements for plant personnel, types of procedures required, etc., are established. The consideration of Human factors in the design is treated in the FSAR I&C chapter, as for instance, implementation of automation to help and relieve operators from performing repetitive tasks or for allowing adequate time for complex actions as well as the design of the Man-Machine-Interface of the Main Control Room. Specifically for the Angra 2 Plant an additional chapter “Human Factor Engineering” was prepared, which details the several aspects of human factors taken into account in the design of this Plant.

These basic requirements contemplate Brazilian nuclear regulations and the regulations of the Country supplier of the Plant, when no specific Brazilian regulation exists. Complementation of these requirements to take into account newer knowledge or experience is achieved by internal programs for enhancement of safety culture and human performance, feedback from internal and external operational experience as well as from Regulator requests.

As reported in previous National Reports a safety culture (SC) enhancement program based on an IAEA supported in-house SC self assessment was developed beginning in 1999-2000 and has become a permanent program at Eletronuclear S.A. Training on SC concepts is provided since then on the New Employee initial training program and refreshed yearly in the in the periodic re-training for Plant access.

In mid 2007 an in-house Human Performance (HP) improvement program was launched having as main goals the reinforcement of safety culture and human performance fundamentals and reinforcement of training on the use of error prevention tools. After development of the training material along 2008 of the order of 80% of the site employees have been trained. To allow permanent monitoring of the level of HP in the Plants as well as to provide uniform guidance related to HP improvement actions, each Plant has established an HP committee. These committees, among other, evaluate events (minor and significant) arising from internal and external operating experience caused by human error and make recommendations, promote periodical discussion on HP concept and error prevention tools, suggest reinforcement of training for human error prone tasks.

HP training has been included in the initial training program for all new (technical and administrative) employees.

Self-assessments, including organizational aspects, are performed for all main Plant areas, in preparation for the external reviews, OSART or WANO Peer Review (WPR) at every 3-years, for each Plant (see Article 19(7)), where the managerial and organizational aspects at Plant management level, are also evaluated.


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A WANO Corporate Peer Review was requested by Eletronuclear to evaluate

managerial and organizational aspects of the Company as a whole, focusing on the level and adequacy of the alignment between the company headquarters in Rio and the plants Site, about 200 km away, at Angra. This Corporate WPR was performed in July 2007 with a follow up mission in 2009, (see Table on Article 19(7)).

Concerning human factor consideration in the design, the Angra 1 Plant, being an early Westinghouse two-loop PWR, was designed at a time when human factors were not formally and systematically taken as a prime issue in nuclear safety. Following the accident at Three Mile Island, and still before beginning of operation, a critical review of the Angra 1 plant design with respect to man-machine interface was undertaken. This resulted in numerous modifications in the control room, including the installation of the Angra 1 Integrated Computer System (SICA), which encompasses a Safety Parameter Display System (SPDS) and a Critical Safety Function (CFS) monitoring program.

At the same time, plant emergency operating procedures were greatly

improved in their format, which now incorporate double columns, the left one with the expected action and the right one with actions to be taken in case of inadequate response.

A new process computer (more variables acquired) and improved SPDS have been installed in 2002.

Later, in 2004, a major overhaul of the Angra 1 control room was performed, improving ergonomics and implementing better physical separation of the work control area.

A long discussion with the CNEN has been taking place relative to the preparation of a Human Factor Engineering (HFE) chapter for the Angra 1 FSAR (Chapter 18 in accordance to the US guidelines for FSAR contents), as it is not clear to what extent an early design plant, such as Angra 1, would meet the American recent guidelines that regulate preparation of this chapter.

To attempt to comply with CNEN requirements, a program for evaluation of the Angra 1 HFE, with a duration of 2 years and involvement of the CNEN personnel, will be launched in the second half of 2010, taking advantage of a recently signed Cooperation Protocol between Brazil and the European Union, in which the EU provides funding for safety improvement projects.

As already reported in the previous National report, the historical development

of HFE for the Angra 2 plant was as follows:

- CNEN required during the construction and licensing process, that an additional chapter (chapter 18) be included in the FSAR, addressing the Human Factor Engineering (HFE) aspects of plant design and operation. The content and format of this new chapter was based on the guidance framework of chapter 18 of the Standard Review Plan (NUREG 800 - 1996 Revision), which defined the areas of human factor review by an HFE management group in accordance with NUREG


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711. - ELETRONUCLEAR established a HFE Committee as part of the organizational structure, with the main responsibility to review the internal and external operational experience according to the areas of human factors defined in NUREG 711 and to evaluate any proposed man-machine interface modifications during the plant operational lifetime. - ELETRONUCLEAR elaborated a Chapter 18, Human Factors Engineering (HFE), according to the philosophy recommended in NUREG-711 - Human Factors Engineering Program Review Model.

- Following review of the newly prepared Chapter 18, CNEN established a series of additional requirements as part of the process for concession of the Authorization for Permanent Operation (AOP). These requirements were fulfilled partly before the first criticality and partly to be fulfilled up to 4 years after initial operation, relative to management of the HFE program, operational experience review, analysis of functional requirements and function allocation, task analysis, qualification of personnel, human reliability (HR), man-machine interface, development of procedures, training programs and verification and validation of human factors. - The later part of these requirements has been incorporated in a HFE verification program using the plant full scope simulator, agreed with CNEN. The results obtained by comparing the required and available times for manual operator action for a set of critical transients/accidents resulted in no operator overload, indicating the adequacy of the Angra 2 HFE design, including the main control room Man-Machine Interface (MMI).

The above mentioned HFE verification program is not yet concluded, as there are still CNEN open questions concerning the HR analysis performed in the scope of the Angra 2 level 1+ PSA and operator behaviour in case of beyond design events.

Among the improvements of the man-machine interface that have been introduced relative to the Angra 2 original design, the most important was the addition of a computerized system for extension of the scope of the plant Safety Parameter Display System and for monitoring of the Critical Safety Functions (CSF). This was done subsequently to the Plant commissioning.

This system was further improved, with a substantial increase in the number

of monitored variables, following the replacement of the Angra 2 plant process computers, completed in this last review period. This improved version was also installed in the Angra 2 simulator.

The Periodic Safety Review of Angra 1 yielded several action plans in the area of Human Factors Engineering for non-licensed personnel. CGRC audit the following action plans in March 2010:

Qualification Program for Engineering and Technical Support Staff;


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Implementation of the Job and Task Analysis Training based on the Systematic Approach to Training (SAT);

Instructor Qualification and Managers Training Systematization

The implementation of these plans is ongoing and some of them are being reviewed.

In the area of Human Factors Engineering CNEN uses the NUREG-0711, "Human Factors Engineering Program Review Model, according to the USNRC Standard Review Plan (NUREG-0800). A specific chapter (Ch. 18) addressing Human Factors Engineering (HFE) is included in the FSAR of Angra 2. However, this chapter was not yet issued for the FSAR of Angra 1. The FSAR chapter 18 for Angra 3 was evaluated by CNEN and yielded several findings when compared to the acceptance and review criteria of the NUREG-0711 and German Standards. Particularly, the use of digital technology implies in several new safety issues compared to the technology utilized in the past. The computerized control room is much more integrated with the instrumentation and control systems and is necessary to investigate carefully the influence of the digital architecture on the staff behavior (human actions) during the operational events occurring in the control room. The CNEN review activities aim to verify that accepted HFE principles are incorporated during the design process and that the human-system interfaces reflect a state-of-the-art HFE design. The findings mentioned above need to be cleared to guarantee the commitment in the previous sentence.

In the case of Angra 2, the subjects related to the Cognitive Task Analysis (using the Angra 2 simulator to obtain the time spent to perform operational tasks) and Human Reliability Analysis has been analyzed by CNEN, according to the standards “Time response design criteria for safety-related operator actions”( ANSI/ANS 58.8 –1994), “Good Practices for Implementing Human Reliability Analysis ” (NUREG-1792, USNRC, 2005) and “Evaluation of Human Reliability Analysis Methods Against Good Practices” (NUREG 1842, USNRC, 2006).

The standard CNEN-NN-1.01 – Licensing of Nuclear Reactor Operators[9] requires the qualification of the simulators used in the training of nuclear reactor operators. Angra 2 has a specific simulator installed in the Training Center near the plant. The training of the Angra 1 operators is performed at the Almaraz plant simulator (TECNATOM, Spain) that was adapted to this task. The acceptance criteria from the standard ANSI/ANS 3.5 (1998) – Nuclear Power Plant Simulators for Use in Operator Training and Examination are adopted. In 2009, CNEN provided an evaluation of the documentation for the acceptance of the simulators according to this standard, and issued some requirements to be fulfilled by Eletronuclear (ETN). Differences between the Angra 1 NPP and the Almaraz simulator have been identified and yielded some regulatory requirements.

Severe Accidents Procedures are presupposed in the Standard CNEN-NE-1.26 – Safety in the Operation of Nuclear Power Plants[11]. This kind of procedure requires firstly an analysis of the design vulnerabilities to the severe accidents to be performed by means of a Probabilistic Safety Assessment (PSA) coupled with a Human Reliability Analysis (HRA). This requires in turn the elaboration of the FSAR


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chapter 19 - Severe Accidents for Angra 1, 2 and 3, according to the review and acceptance criteria described in the NUREG-0800 (march 2007) and NRC Regulatory Guide 1.200 (March 2009).

For the review of Operational Events involving Human Failures, CNEN has adopted the review process described in the NUREG/CR-6751 - The Human Performance Evaluation Process (HPEP): A Resource for Reviewing the Identification and Resolution of Human Performance, USNRC, 2001.

Organizational aspects have been addressed by CNEN using the HPEP method. In the Operational Experience area, CNEN has evaluated operational events to identify programmatic causes to determine whether a deficiency in a program, policy or practices for managing work activities allowed barriers to fail. Angra-1 and Angra-2 operators retraining program, which are approved and audited by CNEN in function of requirement in the standard CNEN-NN-1.01[9], incorporates this operational experience.


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Article 13 Quality assurance

The requirements for quality assurance programs for any nuclear installation in Brazil are established in the respective licensing regulations. Specific requirements for the preparation and implementation of programs are fully described in the Standard CNEN-NN-1.16 “Quality Assurance for Safety in Nuclear Power Plants and Other Installations”[16], which follows the IAEA recommendations, with the addition of the concept of independent inspection and expertise where applicable.

ELETRONUCLEAR has established its quality assurance programs for Angra 1 and Angra 2, in accordance with the above-mentioned requirements and with the Standard CNEN-NN-1.26 “Safety in The Operation of Nuclear Power Plants”[11]. The corresponding procedures have been developed and are in use. The programs provide for the control of activities which influence the quality of items and services important to safety as: design, design modifications, procurement, fabrication, handling, shipping, storage, erection, installation, inspection, testing, commissioning, operation, maintenance, repair and training. The quality assurance programs are described in Chapter 17 of the FSAR of each unity.

The quality assurance system in use is also extended for non-safety-related activities.

At present, the departments responsible for Quality Assurance belong to a Quality Superintendence, which reports to the Planning, Management and Environment Directorate. This Superintendence comprises two Quality Assurance Departments, one of them, the Institutional Unit is located in Rio de Janeiro; and the other, responsible for Quality Assurance in Operations, is located in the site, in Angra dos Reis.

The Quality Assurance Superintendence, according to its respective attributions established in proper documents, is responsible for the verification of implementation of ELETRONUCLEAR Quality System, by means of internal and external audits and surveillances, which are performed in accordance with written procedures. Audit and surveillance reports are formally distributed to the organizations responsible for the areas object of the audits/surveillances.

Audits and inspections by CNEN verify that quality assurance requirements

are being implemented and that the quality assurance has been effective as a management tool to ensure safety. During 2007-2009, CNEN conducted 39 inspections in Angra 1, 14 in Angra 2, 3 in the preparatory work at Angra 3 and 9 related to the whole plant organization.

CNEN has monitored closely the quality assurance activities of Angra plant, trying to focus more on results than on the formalities. Special audits where carried out where quality aspects were discussed directly with the plant management, rather than with the QA group. These audits have identified some problems related to the lack of a grading system for the findings, both from CNEN inspections and ELETRONUCLEAR internal QA audits, a consequent lack of prioritization of their resolution, and a consequent long time for the closing of minor problems.


46

CNEN required ELETRONUCLEAR to establish and implement a System for

Management of Corrective Actions as an additional license condition at the time of the renewal of the Authorization for Initial Operation (AOI). The follow up of related actions is now part of CNEN licensing and control activities.


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Article 14 Assessment and verification of safety

Article 14 (1) Assessment of safety

A comprehensive safety assessment is a requirement established by the licensing regulation in Brazil[7].

As established by this regulation, for the Angra 1 and Angra 2 plants, both a Preliminary Safety Analysis Report (PSAR) and a Final Safety Analysis Report (FSAR) were prepared. The FSARs followed the US NRC Regulatory Guide 1.70 - Standard Format and Contents for Safety Analysis Report of LWRs. These reports were reviewed and assessed by CNEN, and extensive use was made of the US NRC - Standard Review Plan (NUREG - 0800).

Licensing regulation CNEN NE 1.26, [11], requires that a Periodical Safety Review (PSR) be performed for each operating nuclear power plant at 10-year intervals.

The first Brazilian PSR was performed for Angra 1. About two years of preparatory work were spent gathering and evaluating international experience on the subject before the final approach for PSR development was selected.

The PSR was performed in-house based on the pertinent IAEA guidelines and international experience from similar plants in Spain and Slovenia, with initial guidance from an external experienced expert. About 30 man-year were spent in an 18- month period, from January 2004 to July 2005. Six main areas were evaluated:

- State of the plant, - Plant performance and operational experience, - Behavior of systems, components and structures, - Safety analysis, - Radiation protection and waste management and - Programs for safety improvement.

These six main areas encompass all items of IAEA guide NS-G-2.10 and CNEN - NE 1.26[11], that is, plant design; systems, components and structures condition; equipment qualification; aging; safety analyses (deterministic and probabilistic); risk analysis (hazards); plant performance; operational experience (national and international); organization and administration; human factors; procedures; emergency preparedness; and radiological impact in the environment.

The main conclusion of the PSR was that “the Angra 1 plant has evolved in the last 10-year period by improving its processes and establishing new ones, when required by regulation or as result of evaluation of the national and international operating experience. From all the scope evaluated no deficiencies that could impede the continued safe operation of the plant were identified. Strong points and opportunities for improvement have been identified; for the latter action plans are to be established and their implementation remains a commitment of the Angra 1 plant for the next operation period.”


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The main strong points identified were:

- Well established Configuration Control; - Routine use of indicators for performance, safety and system condition;

routine use of information from operational experience; - In-service and periodical test programs well established and controlled; - SG preservation program using state of the art techniques; - Consistent Company safety policy adopted for more than 10 years; - Well structured training organization and programs; - Systematic process of internal and external reviews; - Well developed Operation procedures; - Well established Emergency Preparedness plan.

The main opportunities for improvement identified were: - Need for a comprehensive review of the FSAR; - Complete the compilation of the plant design bases; - Prioritize conduction of equipment Environmental Qualification program; - Prioritize completion of development of Ageing Management program; - Perform study on occurrence of tornados; - Review internal flooding study; - Perform a new Fire Hazard analysis; complete implementation of planned

measures; - Expand the scope of the probabilistic safety analyses; - Establish a program for evaluation of isotopic content of the existing waste

drums with view for final disposal; - Implement and enforce fitness for duty guidelines.

Action plans were already prepared for all the identified opportunities for

improvement. The plans were submitted to CNEN. Work in most of the plans is in progress.

CNEN has already reviewed the PSR and identified to ELETRONUCLEAR the points where further details were necessary. A new version of the RPS document has been resubmitted to CNEN and is currently under review.

To date of the order of 70% of the Angra 1 PSR action plans have been

completed. The remaining ones for which work is in progress refer essentially to long term action plans, as for example, development of new PSA studies, completion of implementation of fire protection measures and evaluation of isotopic content of existing radwaste drums.

In this review period an extensive scope of new deterministic safety assessments have been performed for the Angra 1 NPP, to support its steam generators replacement.

The whole Safety Analysis chapter of the Angra 1 FSAR, covering the plant

transients and accidents, was revised. A new LB-LOCA analysis was performed, consisting in the development of a realistic evaluation model for the LB-LOCA, using the Westinghouse methodology that encompasses the WCOBRA/TRAC code with


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the ASTRUM methodology for uncertainty calculation. ELETRONUCLEAR has also submitted to CNEN approval the documentation

relative to the use of a new fuel design (Westinghouse 16x16 Next generation Fuel – 16NGF, jointly development by Westinghouse, Korea Nuclear Fuel-KNFC and Indústrias Nucleares do Brasil ) and a power increase. All this major design changes required additional safety analyses. The evaluation process carried out by CNEN was finalized in 2009. The new fuel may be introduced in the core in the 2010 refueling outage.

For the Angra 2 plant, the licensing process was started in accordance to the German licensing procedure. Such process foresaw a series of partial approvals. For each step, a large amount of the actual design and licensing data has been supplied for analysis to the Brazilian licensing authorities. No comprehensive licensing document such as a PSAR was adopted in this procedure. This approach turned out not to be practical; CNEN had already licensed Angra 1, along the line of US NRC procedures. It judged that to use two different approaches for licensing would be too time and resources consuming. Accordingly, it requested to have a FSAR following US NRC Regulatory Guide 1.70, to be able to use the Standard Review Plan methodology as done for the first plant. Preparation of an FSAR for Angra 2 was a major task, which involved extensive adaptation and revision work internally and extensive exchange of information with CNEN. Along the licensing period CNEN has submitted approximately 800 requests for information, which were answered by ELETRONUCLEAR. Through such a review, optimization of safety calculations, clarification of limit conditions of operation, and other relevant matters have been addressed. As far as applicable, the FSAR has been revised to incorporate the modifications derived from these improvements. On the basis of this revision ELETRONUCLEAR was granted the Authorization for Initial Operation.

The safety assessment, with the purpose of demonstration of the adequacy and safety of the plant design bases, included both deterministic and probabilistic approaches to safety analysis. The deterministic approach followed the traditional western methodology of using qualified, internationally accepted, conservative computer codes and assumptions for the analysis of a large set of postulated events, established in national/international guides and regulations, ranging from minor transients to a large loss of coolant accident (LOCA).

An exception to the above mentioned conservative approach is the Angra 2 large break LOCA Analysis. Based on the extensive Large Break LOCA research and development in recent years and evolution of the regulatory requirements, ELETRONUCLEAR has submitted to the Brazilian regulatory body a LB-LOCA analysis performed with the latest analysis tools and methodology, that is, use of a “best estimate code” of the RELAP5 MOD2 family, coupled with uncertainty evaluation. This analysis has been evaluated by CNEN with the assistance of two international consultants, the German institute GRS (Gesellschaft fur Anlagen und Reaktorsicherheit) and the University of Pisa. As a result, a preliminary safety evaluation report (SER) requested additional information, with a total of 27 questions to the applicant, each one classified according to their significance to safety. After


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the issuance of the preliminary SER, the importance of an independent regulatory calculation was recognized. Together with CNEN staff, the University of Pisa performed independent calculation. Based on its conclusions, three requests for additional information were issued to the applicant, mainly related to plant modelling, which has to be consistent with those used for validation calculations. Conclusions provided support to the acceptability of the actual safety margins of the Angra 2.

The PSR for Angra 2, which completes its 10th year of operation in 2010, is in

the planning stage, to be started this same year. The methodology to be used will be the same developed for the Angra 1 PSR.

For the Angra 2 also, a major scope of deterministic safety assessments,

covering plant transients and accidents, has been performed in this review period, to support the licensing of a 6% increase of Angra 2 power, together with a fuel design change (HTP - high thermal performance fuel with M5 cladding) . Reanalysis of the LB-LOCA with uncertainty quantification was part of the assessment.

Although a full Probabilistic Safety Assessment (PSA) was not a formal

licensing requirement at the time, a preliminary level 1 study was performed in 1983/85 for Angra 1 using generic plant data. This study indicated a strong contribution of the reliability of the Emergency Diesel-Generator system to the total risk, which supported the decision to install two additional Diesel-Generator sets at Angra 1. Additionally, the surveillance interval of seven check valves of the High Pressure Safety Injection (HPSI) system was reduced, to increase system reliability, and therefore reduce this system contribution to the total risk.

A new study was concluded in 1998 (revision 0) and revised in 2000 (revision 1), consisting of a detailed level 1 PSA, for the Angra 1 plant, in accordance with the methodology described in NUREG/CR-2300, “PRA Procedures Guide”. This study was partially evaluated by CNEN, with the assistance of IPEN staff, and several new requirements were sent to ELETRONUCLEAR in the period 2003-2009.

Several important findings, leading to upgrading of plant hardware and

operational procedures, arose from this second PSA study.

The implementation of hardware and/or procedural measures, originated from the results of the above referred PSA study, led to a considerable reduction of the calculated Angra 1 Core Damage Frequency (CDF), down to the range of 10-5 per reactor.year.

This PSA is being continuously updated with new plant data and revised to

incorporate advances in modeling. As an example of such revisions the incorporation of a state of the art model for analysis of the behavior of the pump seals in case of total loss of cooling led to an increase of the integral CDF from 3.5x10-5/year to 4.7 x10-5/year and to an increase of the contribution of the initiating events “Loss of external power” and “station blackout” to the integral CDF.

The major routine application for this PSA is Configuration Risk Management


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(CRM), which consists on the identification of the allowable plant configurations for on-line maintenance planning, based on evaluation of the risk rate and the weekly cumulative risk resulting from the different plant configurations associated with the maintenance program.

Another routine application is the evaluation of the impact on the overall plant

risk of all proposed plant modifications.

As a further application, the Angra 1 level 1 PSA was used to support the development of the Maintenance Rule, which consists in orienting the maintenance program to emphasize maintenance of the components that have more influence on the plant risk, in accordance with the NUMARC 93-01 Revision 2.

In early 2006 a reprogramming of the planned PSA studies for both plants,

based on CNEN requirements and recommendations of the Angra 1 PSR, was performed, based on more realistic evaluation of the timing and available resources. The scope, for both plants, includes PSA level 1+, including fire and internal flooding for power, shutdown and low power states, and later a level 2 PSA, involving development of eight major studies, for which it was assumed an average of 24 month for performance of each study. Completion of the whole program is planned for 2015.

The main PSA development activities for the Angra 1 plant performed to date within this program were:

- Extension of the existing level 1 study to level 1+; completed in December of

2006; - Model improvements for the above PSA study, including pump seal LOCA,

review of reliability of high pressure safety injection valves, evaluation of reliability of the control room air conditioning; completed in 2008;

- Revision 0 of the Angra 1 Fire PSA, performed jointly with EPRI, using the state-of-the-art methodology of EPRI TR-1011989 (NUREG/CR-6850), EPRI/NRC-RES “Fire PRA Methodology for Nuclear Power Facilities”; started in February 2007 and completed in August 2010.

- Support to the development of Severe Accident Management Guidelines (SAMG) for Angra 1, based on the Westinghouse Owners Group (WOG) SAMG methodology; completed in end of 2009 (see Article 19(4)).

For the Angra 2 plant, a preliminary evaluation of the core melt frequency, as

well as the probabilistic analysis support for development of Accident Management countermeasures and other evaluations requiring probabilistic insight have been done taking the German Risk Study (DRS) as well as PSA results of German sister plants, as a basis, and adapting their models for the main design differences between these plants and Angra 2. The validity of this approach is based on the similarity of the plant designs all belonging to the standard 1300 MWe German PWR design.


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The estimated Angra 2 core damage frequency (CDF) for internal events, obtained from this approach was on the range of 10-6 /reactor.year, compatible with the CDFs for 6 German sister plants, all in the 1 to 3 x 10-6 /reactor.year range.

A contract for performance of an at-power specific level 1+ PSA for Angra 2,

considering internal events and flooding, was signed with an experienced external contractor in the end of 2004, to be developed in a 30-month period, up to mid 2007. This study was incorporated in the previously mentioned PSA development program. The main PSA development activities for the Angra 2 plant performed within this program were:

- Conclusion of revision 0 of the level 1+ PSA of Angra 2 by the external contractor, in mid 2008;

- Conclusion of revision 1 of this PSA, performed internally, in mid 2009, with implementation into the model of the identified required modifications;

- Development of application of the Angra 2 Risk Monitor, using the above PSA model, for Configuration Risk Management of on line maintenance of this Plant; in progress.

- Participation in the preparation of guidelines and Terms of Reference for the contracting of the development of a Severe Accident evaluation model and SAMG for Angra 2, to be done with the support of the European Union, taking advantage of a recently signed Cooperation Protocol between Brazil and the European Union, in which the EU provides funding for safety improvement projects. This project is to be initiated in beginning of 2011 with a planned 3-years execution period;

- Support to the development of the Maintenance Rule for the Angra 2 Plant.

In early 2010 the development of the Maintenance Rule for the Angra 2 plant was completed. This work was developed internally, led by the Maintenance department, with involvement of the Plant Engineering, Operations and PSA areas. Work for its implementation is in progress.

Some of the main insights resulting from the Angra 2 level 1+ PSA were: - The existing procedure of Feed and Bleed from the Secondary side for the

beyond design event of total loss of feedwater is too complicated resulting in a too large probability of human error and failure of the procedure;

- Connecting the bus bars of the 4 redundancies of the two existing Emergency Diesel 1 (large Diesels) and 2 (small Diesels) power supply nets, in such a way that in case of failure of a Diesel 2 of one or more redundancies, the bus bars of these redundancies are fed by the corresponding Diesel 1 bus bar redundancies, is an effective risk reduction measure. This feature already exists in the German plants of the Angra 2 family but was not implemented in Angra 2.

- Provision of double secured power supply for some critical secondary side valves, required for DBA and BDBA accident control will contribute effectively to risk reduction.


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The resulting CDF obtained for the Angra 2 plant is of the order of 2x10-5 per reactor.year, which, when compared to the CDF of its German sister plants, is almost an order of magnitude higher.

A part of this difference can be explained by lack of some of the safety features listed above. However the major part arises from differences in assumptions when following American PSA guidelines as used for Angra 2, or German guidelines. To attempt to clarify this discrepancy an independent review is being contracted with the German Institute for Reactor Safety - GRS.

Another important insight arising from the ELETRONUCLEAR PSA

development program is that to have a usable PSA model in accordance to up-to-dated methodology takes considerably longer than expected, even without any unforeseen problems. The issuing of the revision 0 of the Angra 2 PSA level 1+ and Angra 1 Fire PSA, both performed with well known and well experienced consultants, required 1 to 2 years more than the original planning.

All technical documents submitted to CNEN by the licensee go through a

process of safety assessment by CGRC. The result of this process is documented on technical reports, which contain the review findings. These findings may accept the document, require further information, identify non-compliance with regulations or require further action by the licensee.

In the period 2007-2009, the four divisions of CGRC produced 213 technical

reports related to the three Angra plants. Out of this total, 92 were related to Angra 1, 49 to Angra 2, 65 to Angra 3 and 7 to the common site of these plants.

Over the years, the CGRC assessment of Angra 1 PSA study yielded over

150 requirements. Most of the pending issues are expected to be resolved by the new revision of the Angra 1 PSA.

The CGRC assessment of the level 1+ PSA of Angra 2 produced ten technical

reports.

Article 14 (2) Verification of safety

On the utility side, the main elements for continued verification of safety are: - Verification of strict adherence to the safety limits, limiting conditions of operation,

repair times, system operability criteria and surveillance requirements established in the Technical Specifications (see Article 19(2));

- Verification of strict adherence to the ISI program; - Verification through PSA tools of the allowable risk for the on line maintenance plant

configurations (see Article 14(1)); - Verification of the adherence to the predictive and preventive maintenance program; - Development and follow up of a comprehensive set of performance and safety

indicators (see Article 6). - Verification how safety problems from external operational experience affect the

safety of the Brazilian Plants (see Article 19(7)).


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On the regulatory side, to verify the safety of the operating plants CGRC makes use of two levels of surveillance. The first is a continuous inspection of activities carried out by the division of Resident Inspection. These on site inspectors have procedures to verify the execution of several activities such as periodic tests, maintenance actions, control room activities, evaluation of operational events, etc. and to report any deviations. The second is the yearly preparation of a Inspection and Audit Program to be implemented along the year by the headquarters divisions of CGRC. This inspection program may be complemented along the year as necessary. All inspections and audits are documented on Inspection Reports.

In the period 2007-2009, CGRC performed 75 inspections and audits. Out of this

total, 39 were at Angra 1, 14 at Angra 2, 3 at Angra 3 and 9 on the common site. Also during the period there was no violation of any limiting condition for operation (LCO), neither of any Completion Time.


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Article 15 Radiological protection

Radiological protection requirements and dose limits are established in Brazil in the regulation for radiological protection CNEN–NN–3.01–Radiological Protection Basic Directives [17], based on the Safety Series n. 115 – International Basic Safety Standards for Protection against Ionizing Radiation and for the Safety of Radiation Sources, jointly sponsored by FAO, IAEA, ILO, OECD/NEA, PAHO and WHO. These requirements establish that doses to the public and the workers be kept below established limits and as low as reasonably achievable (ALARA).

Implementation of this regulation is performed by developing the basic plant design in accordance with the ALARA principle and through the establishment of a Radiological Protection Program at each installation. Plant design is assessed at the time of the licensing review and by evaluating the dose records during normal operation.

The Radiological Protection Program of Angra 1 and Angra 2, included in the Final Safety Analysis Reports, sets forth the philosophy and basic policy for radiological protection during operation. The highest level policy is to maintain personnel radiation exposure below the limits established by CNEN and to keep exposures as low as reasonably achievable (ALARA), taking into account technical and economical considerations.

The present annual dose limits to workers are 20 mSv for Effective Dose averaged over 5 consecutive years and a maximum of 50 mSv in any single year, an equivalent dose to the lens of the eye of 150 mSv in a year; and an equivalent dose to the extremities (hands and feet) or the skin of 500 mSv in a year.

The actual personnel radiation doses at Angra Nuclear Power Plants continue

to be much lower than the established limits. The dose distribution for workers at the Angra site demonstrates an adequate radiological protection program, with all averaged annual accumulated individual doses below 1 mSv and no one with radiation dose above 14 mSv in the 2007-2009, despite the large amount of additional activities performed in 2008 and 2009 for the replacement of the Angra 1 steam generators. The dose distribution for the 2007 – 2009 period is summarized in the Table 4, shown below.


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Table 4 - 2007-2009 DOSE DISTRIBUTION FOR ANGRA 1 AND ANGRA 2

Year 2007 (Film Badge) 2008 (Film Badge) 2009 (TLD)

Dose Range (mSv)

Number of Persons Number of Persons Number of Persons

A1 A2 A1 A2 A1 A2

0.0 <-- 0.2 1113 1339 1314 1468 1923 2462

0.2 <-- 1.0 383 271 404 220 763 399

1.0 <-- 2.5 228 77 204 77 434 30

2.5 <-- 5.0 129 9 94 20 157 0

5.0 <-- 7.5 51 1 22 1 12 0

7.5 <-- 10 20 0 0 0 12 0

10 <-- 15 18 0 0 0 1 0

15 <-- 20 0 0 0 0 0 0

20 <-- 50 0 0 0 0 0 0

50 <--- 0 0 0 0 0 0

Total of Persons 1942 1697 2038 1786 3302 2891

Highest Dose (mSv) 13.60 5.00 7.10 5.00 11.40 2.30

Median Dose (mSv) 0.15 0.05 0.11 0.04 0.14 0.03

Average Dose (mSv) 1.00 0.28 0.60 0.28 0.66 0.19

Collective Dose (person.mSv) 1662 250 925 283 1772 204

The annual collective dose of the last 3 years reflects the mobilization for Angra 1 steam generator replacement. For the coming years, efforts are in place to reduce the collective doses for Angra 1, aiming to values below the industry average, by improving the ALARA planning of the activities, including source term reduction, additional shielding, and better use of human performance tools.

A plant ALARA Commission for each Plant, composed of different groups

(Operation, Maintenance, Chemistry, System Engineering and Radiological Protection), is in charge of implementing and monitoring the ALARA Program that describes procedures, methodologies, processes, tools and steps to be used in planning the work. The ALARA Program is continuously being revised and represents the best effort to minimize occupational doses.

Additionally, the ELETRONUCLEAR Radiological Protection organization achieved the accreditation for two of its laboratories, the Thermoluminescent Dosimetry Laboratory and the Secondary Standard Dosimetry Laboratory for Radiation Instruments Calibration. A third laboratory, the In Vivo Dosimetry Laboratory, is in accreditation process, integrated within an IAEA program for accreditation, and the process for the In Vitro Internal Dosimetry Laboratory is in progress for implementation.

Release of radioactive material to the environment is controlled by administrative procedures and kept below CNEN established limits. Additionally, the amount of radioactive waste and the radioactive effluents discharged to the environment also follow the ALARA principle.


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Those limits are in accordance with the limits fixed in the Offsite Dose Calculation Manual (ODCM), approved by CNEN. In this manual, the dose for the hypothetical critical individual is calculated.

According to the CNEN regulation CNEN NN –1.14[10], an Effluents

Releasing and Wastes Report is issued every semester, documenting the liquid, gaseous and aerosol effluents: batch number, radionuclides present and their concentration, waste quantity and type sent to radioactive waste facilities and the meteorological data in the period.

Also in this report, the effective equivalent dose for the critical individual is

presented. In the period of 2007-2009, this dose reached the average value of 1.4E-03 mSv/year, which is much lower than the 1 mSv/year value and the dose constraint value of 0.30 mSv/year, established in regulation CNEN-NN-3.01 [17].

The environmental institute IBAMA monitors the impact of the plants on the environment through a system of inspection in which the State Institute for the Environment (INEA) and the Prefecture of Angra dos Reis also participate.

A Radiological Environmental Monitoring Program, based on CNEN requirements, is conducted by ELETRONUCLEAR to evaluate possible impacts caused by plant operation. This program defines the frequency, places, types of samples (sea, river, underground and rain water, fish, beach sand, marine and river sediments, algae, milk, grass, airborne, banana and soil) and types of analyses (gamma spectrometry, beta counting and tritium) for the survey of exposure rates. The evaluation of exposure rates is also made by direct measurement using thermoluminescent dosimeters distributed in special sectors around the Angra site, and at points located in the nearest villages and cities. The results of the monitoring program are compared with the pre-operational measurements taken, in order to evaluate any possible environmental impact. Annual reports are presented to CNEN. To date essentially no impact has been detected. Typical results are presented in Table 5, for the period 2007-2009.

Table 5. Environmental Monitoring Program Results for 2007-2009

Year

2007 2008 2009

Measured values in mSv/30 days (E-2)

I – Impact Area 7,00 7.40 6.71

C – Control Area 5.75 6.40 5.80 Impact Area: 37 measuring points within 10 km radius from the plant. Control Area: 4 measuring points beyond 10km radius from the plant.

As it can be seen from the above Table 5, there is essentially no variation of

the measured values in the survey periods. The average values for the Impact and Control areas measurements are statistically equivalent, indicating the absence of radiological impact from the power plants.


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Article 16 Emergency preparedness Article 16 (1) Emergency plans and programs

The planning basis for on- and off-site emergency preparedness in case of an accident with radiological consequences in the Angra Nuclear Power Station is based on the Emergency Planning Zone concept.

The Emergency Planning Zone (EPZ) encompasses the area within a circle with radius of 15 km centered at the nuclear power plants. This EPZ is further subdivided in 4 smaller zones with borders at approximately 3, 5, 10 and 15 km from the power plants.

On Site Emergency Preparedness

The On-site Emergency Plan covers the area of property of ELETRONUCLEAR, and comprises the first zone (EPZ-1.5 up to ~1.5 km from the power plants). For these areas, the planning as well as all actions and protection countermeasures for control and mitigation of the consequences of a nuclear accident are under ELETRONUCLEAR responsibility.

Specific Emergency Groups (Power Plants- Units 1 and 2, Support Services, Head Office and Medical) under the coordination of the Site Superintendent or his deputy are responsible for the implementation of the actions of the On-site Emergency Plan. Emergency Centers for coordination of the Emergency Plan activities, equipped with redundant communication systems and emergency equipment and supplies are established in different locations inside this area.

A meteorological data acquisition and processing system composed of 4 meteorological towers is in place. Measurements of meteorological variables are installed and distributed at three levels in a 100 meters height tower (tower A). Wind speed and direction, temperature (DT) and humidity are measured at 10, 60 and 100 meters in this tower. Additionally, three 15 meters satellite towers (towers B, C and D), installed in the vicinity of the site, measure the wind data. Precipitation is also measured near tower A. All these data are send to a computerized system in the Technical Support Center / Control Room of Units 1 and 2, through which the follow up and calculation of the spreading of the radioactive cloud is performed.

Modifications in the meteorological data acquisition and processing system as

agreed with CNEN, are scheduled for implementation in the next four years. These modifications consist on the relocation of two existing towers and installation of a new one, the installation of the Danish ARGOS (Accident Reporting and Guiding Operational System) radiological plume evaluation code system and an upgrade in the meteorological data acquisition and transmission to CNEN.

The On-site Emergency Plan involves several levels of activation, from

Unusual Event, Site Alert, Site Area Emergency up to General Emergency.


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The initial notification for activation of the On-site Emergency Plan is done by the Shift Supervisor from the Control Room, which notifies the Plant Manager, as Emergency Group coordinator, which alerts the coordinators of the other Emergency Groups, the Site Superintendent and the Authorities (CNEN resident inspector and headquarters). The plant personnel and the members of the public inside this emergency zone are warned by means of the internal communication system, sirens and loudspeakers.

Twenty-four-hour / 7-day-a-week on-call personnel, under the responsibility of

the Site Manager, ensures the prompt actuation of the Emergency Groups. Training and exercises (5 per plant) are performed yearly.

Plant personnel emergency training and exercises are performed yearly.

Information to the public on how to behave in a situation of nuclear emergency is provided by ELETRONUCLEAR through periodic campaigns, distribution of printed information, the local press and permanent information available in the Site Information Center.

The On-site Emergency plan is revised every two years. A specific revision

will occur before the first core load of Angra 3, which construction has formally started in June 2010 (first pouring of concrete at reactor building base plate).

Off Site Emergency Preparedness

Brazil has established an extensive structure for emergency preparedness under the so-called System for Protection of the Brazilian Nuclear Program (SIPRON). This structure includes organizations at the federal, state and municipal levels involved with licensing and control activities as well as those involved with public safety and civil defense. Operators of nuclear installations and facilities and supporting organizations are also part of SIPRON (See Fig. 4).

Within SIPRON, the Central Organization issued a set of General Norms for Emergency Response Preparedness [18], consolidating all requirements of related national laws and regulations. These norms establish the planning, the responsibilities of each of the involved organizations and the procedures for the emergency management centers, communications, intelligence and information to the public (SIPRON General Norms are listed in item A.2.5 of Annex II).

The approach to emergency preparedness is based on the application of local resources in the response action to an emergency situation, utilizing mainly the resources available at the Municipality. The State and Federal Governments complement the local resources as necessary. In this way, SIPRON works at the operational level with the Municipal Government, and the State Government, and at the political level, through the Federal Government, which provides the necessary material and financial resources.

Fig. 4. SIPRON STRUCTURE

CENTRAL ORGANIZATION

SECTORIAL COORDINATION

SECTORIAL EXECUTION

OPERATIONAL

UNITS

SUPPORTING ORGANIZATIONS

Institutional Security Cabinet of the Presidency of the Republic (GSI/PR)

CNEN - National Commission for Nuclear Energy

IBAMA - Brazilian Institute for the Environment

SEPRE -Special Secretary for Regional Policies

SSSTS – Secretariat for Worker’s Safety and Health

ABIN – Brazilian Inteligence Agency

ELETRONUCLEAR

ELETROBRAS

INDUSTRIAS NUCLEARES BRASILEIRAS

NUCLEAR POWER PLANT

RESEARCH INSTITUTES

FUEL CYCLE FACILITIES

MINISTRIES’ REPRESENTATIVES

STATE GOVERNMENT

MUNICIPAL GOVERNMENT

PRIVATE COMPANIES

FOUNDATIONS


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At the plant level, a comprehensive Emergency Plan has been established

and is periodically tested. The plan involves several levels of activation, from unusual event through general emergency. Dedicated facilities at the plant site have been designated and the equipment for emergency response has been greatly upgraded.

At the off-site level, a National Center for Management of Nuclear Emergency (CNAGEN) has been created in Brasilia in the Ministry of Science and Technology (MCT) and since 2009 in the Institutional Security Cabinet of the Presidency of the Republic (GSI/PR)

A State Center for Management of Nuclear Emergency (CESTGEN) has been

established in Rio de Janeiro. A Center for Coordination and Control of Nuclear Emergency (CCCEN) and a Nuclear Emergency Information Center (CIEN) have been established in the city of Angra dos Reis. This centers’ activities during an emergency have been established in SIPRON General Norms [18],[19] (See also A.2.5 of Annex II) and in the new revision of Rio de Janeiro State Plan for External Emergency, approved by the state governor by Decree 40.908 of August 17-2007.

Corresponding plans for CNEN, its support Institute for Radiation Protection

and Dosimetry (IRD) and other involved agencies have been prepared, and detailed procedures have been developed and are periodically revised. CNEN Plan for Emergency Situation in Nuclear Power Reactors is currently being revised.

The Central Organization established that a full-scale exercise should be

performed biannually. On the other hand, one partial exercise should be performed between two full-scale exercises. Full-scale exercises were performed in 2007 and 2009 (with the presence of 12 international observers from eight countries and 15 domestic observers), and a partial exercise is scheduled for September 2010. During the full-scale exercises the activation of several shelters and the simulated evacuation of part of the population in the Emergency Planning Zone (EPZ) are tested. All exercises are prepared, conducted and evaluated under the coordination of the GSI/PR.

With respect to emergency planning, a manual containing quality assurance guidelines for emergency response planning has been issued and implemented since 2003.

In order to comply with the Angra 2 TCAC requirements relative to emergency planning ELETRONUCLEAR awarded a contract to the Federal University of Rio de Janeiro to develop a comprehensive study on evacuation and sheltering possibilities. This study addressed, through computer simulation, movement of people and vehicles in different evacuation scenarios. In addition, availability of sufficient transportation, training of drivers and suitability of sheltering installations were also evaluated. The resulting recommendations were incorporated into a long term action plan, already implemented. For this purpose, formal agreements have been signed to provide the Angra Municipality and Rio de Janeiro State civil defenses with better infrastructure for public shelters, health care and other measures related to emergency preparedness. These included an agreement between ELETRONUCLEAR and the National Transports Infrastructure Department (DNIT) to improve the BR-101 federal highway passing through the Angra site, at a cost of


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about 7 million US dollars provided by ELETRONUCLEAR. The works, already finished, comprised restoration of 60 km of asphalt paving, of the road drainage and emergency lanes at the road sides, slope stabilization at the road hill side, building of crossings, underpasses and pedestrian passageways as well as elimination of three road bypasses.

In the same area of emergency preparedness, in order to provide an extra mechanism to monitor the environment, CNEN has installed an On-Line Radiation Monitoring System in the emergency planning zone (EPZ). The system is composed of thirteen Geiger Müller detectors disposed strategically around the Angra site. All data are locally collected and sent to the Institute of Radiation Protection and Dosimetry (IRD) by modem connection.

As for the On–site Emergency Plan, the Off-site Emergency plan will be revised before the first core load of Angra 3 nuclear power plant, presently under construction. Article 16 (2) Information of the public and neighboring states

Regarding information to the public, SIPRON norm NG-05 [20] establishes

the requirements for public information campaigns about emergency plans. The first public information campaign was conducted by FURNAS in 1982 before the first criticality of Angra 1. Several other campaigns have been conducted on a regular basis. The campaigns combine information on both on-site and off-site emergency plans, including the population living in the 15-km area around the plant. These campaigns include the distribution of informative material on a house-to-house basis, to local newspaper, radio, TV broadcast, buses and bus stations, schools, community association, churches, and administrative offices. These campaigns are conducted by a joint working group composed by personnel from the federal, state and municipal civil defence, state fire brigade, ELETRONUCLEAR volunteers, and CNEN and ELETRONUCLEAR technical and public information personnel.

At present, the siren system is tested every month, at 10:00 AM, every tenth day. A daily silent sirens test is also done. The information about these tests is included in the calendar that is distributed every year to the whole population within the EPZ-5. These calendars also present the basic information on the emergency planning to the population. Also, preceding every siren test or a general emergency exercise, specific flyers are distributed in relevant areas and handed along main routes to passing drivers and buses, and vehicles fitted with loudspeakers circulate through villages making announcements to ensure that all residents have been properly informed.

It should be noted that, due to the particular geographical location of the Angra plants, no radiological impact is expected in any neighboring countries, even in the improbable event of a major release. Notwithstanding that fact, Brazil has signed both the Convention on Early Notification of a Nuclear Accident and the Convention on Assistance in Case of a Nuclear Accident or Radiological Emergency, and a bilateral agreement with Argentina for notification and assistance in case of a nuclear accident.


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Article 17 Siting Article 17 (1) Evaluation of site related factors

The Brazilian siting regulation, CNEN 09/6[8] and CNEN NE 1.04, Licensing of Nuclear Installations [7], require a site approval before the issuance of a construction authorization. The Angra site was approved for 3 nuclear power units. As established in these regulations, a site approval is issued after Regulator review and acceptance of, at least, the following information:

- General and safety characteristics of the proposed plant design; - Population distribution, existing and planned roads, use of the area

surrounding the site and distances to population centers; - Physical characteristics of the site, including seismology, geology, hydrology

and meteorology; - Preliminary evaluation of potential effects on the environment resulting from

plant construction and operation (normal and accident conditions); - Preliminary site environmental pre-operational monitoring plan

Site related factors, in particular, those that affect nuclear safety, have been

reviewed at specific times, that is, before issuance of the construction licenses for each one of the 3 nuclear power plants, during plant Periodic Safety Reviews or whenever new knowledge about external events that might affect the Angra site arose, indicating the need for such reviews.

The evaluation of all site related factors affecting the safety of the nuclear

installations was initially performed for the design of the Angra 1 nuclear power plant in the 1970s. The American Weston Geophysical Corporation was involved in the geological and geophysical investigations of the region and site, together with Brazilian organizations. These investigations were reviewed during the 1980s for the design of Angra 2, the second plant to be built in this same site. The seismic catalogue and the geological faults were updated in 1998 by involving seismologists of the Institute of Astronomy and Geophysics of the University of São Paulo, considering the state of the art at that time. At that time, the installation of a seismometer was planned for the site, in order to study regional seismological aspects as micro-seismic events, analyze the propagation and attenuation of seismic waves and the crustal regional structure. This seismographic installation has been operating since the beginning of 2002.

As a preparation for the restart of Angra 3 construction, a Probabilistic

Seismic Hazard Analysis (PSHA) was performed by specialists from Pontificia Universidade Católica – PUC, RJ (1999-2000), considering the previously mentioned seismic catalogue. The original horizontal Peak Ground Acceleration (PGA) of 0,1 g for Safe Shutdown Earthquake, which was deterministically adopted for the site, was confirmed by the PSHA.

In the context of the Angra 1 Periodic Safety Review (PSR), performed in

2004-2005, all external events assumed for the design of the plant structures have been reviewed. The seismic catalogue was updated considering seismic events up to December 2003. The seismic hazard analysis was updated in 2005.


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The result of the PSR, as already reported in the previous Brazilian National Report, was that the original assumptions concerning seismic design response spectra, maximum floods and storms as well as off site explosions, were found to be still valid. A research on tornado events in the region (not considered in the original design basis) was also started at that time and presented a negligible probability of occurrence for the site.

A recent comprehensive review of site conditions was carried out, contemplating the newest version of the applicable regulations, in preparation for the restart of construction of Angra 3. Natural external events such as explosion, aircraft crash, meteorological and severe weather conditions, external flooding and earthquakes, as well as human made external events, were re-evaluated by experts from different research institutes in Brazil, considering the state of the art. The results of this review are presented in Article 17(3).

The site related design criteria for the first two plants, Angra 1 and Angra 2,

built in the Angra site are listed below: Angra 1 was designed to resist the following external events:

Two Earthquake levels are considered in the plant design: OBE (Operating Basis Earthquake) and SSE (Safe Shutdown Earthquake; this is also named as DBE – Design Basis Earthquake for this plant design).

TNT explosion (20 tons) from a truck on the road close to the site, considered according to NRC RG 1.91 (1975).

Angra 2 was designed to resist the following external events:

Two Earthquake levels are considered in the plant design: DBE (Design Basis Earthquake) and SSE (Safe Shutdown Earthquake).

SSB load case, from the combined effects of a Safe Shutdown Earthquake (SSE) and a Burst Pressure Wave (BPW) is also considered for the main class 1 structures (structures that are required for plant shutdown and residual heat removal in case of SSE).

TNT explosion (23 tons), considered according to NRC RG 1.91 (1978). Both Units 1 and 2 were designed for the following external events:

SSE level earthquake corresponding to 0,1g horizontal peak ground acceleration on the rock surface supporting the plants foundations.

External flooding: considering a 10000 years return period flood and that the water will accumulate on the site to a maximum height of 60 cm;

A conservatively adopted wind speed of 45 m/s and ASCE Standards used for design.

Due to the very low probability of occurrence the following external events

were not considered in the design of Units 1 and 2 at Angra site:

Tornadoes, waterspouts and hurricanes;

Tsunamis;

Aircraft crash

The demographic distribution in areas that affect the emergency preparedness plan continue to be evaluated. An updating of the detailed population census in the vicinity (5-km radius) of the power plant was conducted in 1996. In addition of the 1996 data, collected by ELETRONUCLEAR, new data on population


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density in the vicinity of the site is available from the 2002 national census, and its update performed in 2007.

Article 17 (2) Impact of the installation on individuals, society and environment

The basic criterion concerning the impact of introducing a new industrial installation in a given site is that it should have minimum adverse effects on individuals, society and the environment.

For a nuclear power plant, the major impact is associated to the potential of

radioactive releases, in normal operation or accidental conditions. Minimization of this risk is ensured by a design that adequately incorporates all levels of the “defense in depth” concept as demonstrated by deterministic safety analyses and complemented by probabilistic safety analyses.

The nuclear licensing of a new plant consists in the verification of compliance to the above criteria before issuing construction and operation licenses. These same criteria are monitored during plant operation and in particular, when performing a plant PSR, for authorization of continuation of plant operation.

Control and mitigation of Beyond Design Events are covered by symptom oriented Emergency Operating Procedures and in case of Severe Accidents, by Severe Accident Management Guidelines.

A well structured Emergency Plan is the last level of defense in depth for protection of the population.

The level of compliance of the Brazilian nuclear power plants to the above criteria is described in the text of the different Articles of this report.

The environmental licensing for authorization of construction and operation of a new plant contemplates, besides de radiation risk covered by the nuclear licensing, all other potential adverse effects arising from plant construction and operation activities on the population and environment in the area of influence of the plant.

For the Angra 1 plant, with construction started in 1972, the environmental impact was not formally evaluated before site approval, since no related regulations existed at the time. The environmental impact was assessed at the time of the installation license by FEEMA, as described in Article 7.

Since the promulgation of Law 6938 of 31 August 1981, which establishes the National Policy on Environment (PNMA), “the construction, installation, expansion and operation of facilities or activities which cause or may cause pollution or are capable of causing environmental degradation” require an environmental license. This involves the development of an Environmental Impact Study (EIA) and the preparation of an Environmental Impact Report (RIMA) before site approval. Since the Angra site had already a nuclear power unit, Angra 1, in operation, the environmental licensing of Angra 2 included the preparation of an EIA/RIMA only for the operation license. These documents were reviewed by IBAMA in cooperation


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with CNEN and, from their evaluation, a Basic Environmental Project (PBA) was established and implemented by ELETRONUCLEAR.

The RIMA constitutes the main document for interaction with the public, and was thoroughly discussed during the public hearings, which took place during the environmental licensing process. These hearings are established in accordance with Resolution CONAMA n. 9/87 with the objective to explain to interested parties the contents of the RIMA. The population directly affected has an opportunity to get acquainted with the RIMA and to raise questions about its contents.

The environmental licensing of Angra 3 involved preparation of a new

EIA/RIMA specific for this plant, submitted to IBAMA in 2005. The environmental Installation License (equivalent to the nuclear Construction License) was issued in 2009.

Article 17 (3) Re-evaluation of site related factors

A re-evaluation of site parameters as well as of the external events considered in the design of the existing Nuclear Power Plants, Angra 1 and Angra 2, performed in the context of the Angra 1 Periodic Safety Review (PSR), conducted until 2005, had confirmed the validity of the original assumptions.

As documented in the Angra 3 Preliminary Safety Analysis Report (PSAR)

recent re-evaluations of the design criteria for external events, were performed for the new Angra 3 plant. This re-evaluation resulted in some external event design criteria differences when compared to the ones applied to Angra 1 and 2, basically due to new requirements in the present revision of the regulations applied for Angra 3.

These differences, as discussed below, do not have a substantial impact on

the original site external events design criteria and are considered additional improvements agreed between CNEN and ELETRONUCLEAR to be applied for a new plant.

- All class 1 structures, systems and components shall be designed to resist

a SSB load case, from the combined effects of a Safe Shutdown Earthquake (SSE) and a Burst Pressure Wave (BPW). The original horizontal Peak Ground Acceleration (PGA) of 0.1 g for SSE, which was deterministically adopted for the site, was confirmed by a Probabilistic Seismic Hazard Analysis (PSHA).

- All class 1 structures shall also be designed to resist tornado effects and

an explosion from a TNT-loaded truck on the road in the vicinities. The tornado hazard analysis showed that a design for a medium EF3 (Enhanced Fujita scale) is a conservative assumption for the site.

- The maximum wind velocity was revised, taking into account the available

data from CNAAA meteorological towers, Unit 3 location in the site and a 100-year-return period. Therefore, a maximum basic wind speed of 41.0 m/s was adopted and the Brazilian Standard for wind loads on civil structures shall be used to determine the characteristic wind speeds and


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the pressure coefficients. This revision does not represent a significant change of the site parameters adopted for Units 1 and 2, where a wind speed of 45 m/s was conservatively adopted, but other standards, such as ASCE, were used for design.

- Regarding water level (flood), precipitation and sea level were re-evaluated without significant consequences on plant design. The drainage system in the vicinity of Unit 3 is designed considering rainfalls with recurrence period of 10,000 years. Unit 3 ground-level is 1 (one) meter higher than Units 1 and 2. The access to safety buildings are placed 45 cm above ground level (+6.15 m), assuring that no flood will affect the plant operation.

Article 17 (4) Consultation with other Contracting Parties likely to be affected by the installation

Due to the special geographical situation Angra site, no other Contracting Party is expected to be affected by the construction and operation of the nuclear power plant. Therefore, no consultation with neighboring countries is included in the licensing process.


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Article 18 Design and construction

Article 18 (1) Implementation of defence in depth

The design of the Brazilian nuclear power plants is based on established nuclear technology in countries with more advanced programs. The licensing regulation CNEN-NE-1.04[7] formally requires the adoption of a “reference plant” which shall have a similar power rating, shall be under construction in the country of the main contractor, and shall go into operation with sufficient time to allow the use of the experience of pre-operational tests and initial operation.

Angra 1 was designed and constructed with American technology, which incorporates the concept of defense in depth, including the use of multiple barriers against the release of radioactive material. Safety principles such as passive safety or the fail safe function, automation, physical and functional separation, redundancy and diversity was also incorporated in the design.

Extensive use was made of American codes and guides such as ASME 3, ASME 11, IEEE standards, ANSI standards and US NRC Regulatory Guides. Operating experiences from American plants, especially the fire at Browns Ferry and the accident at Three Mile Island, were incorporated through modification in the design, during the construction phase. Design review and assessment was performed through preparation of a PSAR and a FSAR, by FURNAS and its contractors, which were evaluated by CNEN during the licensing process.

Construction adopted a quality assurance program, which encompassed all activities related to safety conducted by FURNAS and its contractors and subcontractors. CNEN monitored the implementation of the quality assurance program through the regulatory inspection program and with the establishment of a resident inspector group during the construction phase.

In a similar manner, Angra 2 has been designed and constructed with German technology, within the framework of the comprehensive technology transfer agreement between Germany and Brazil. The German counterpart assumed technical responsibility for the jointly built plant during construction up to initial operation.

The plant is referenced to the Grafenrheinfeld nuclear power plant, currently

in operation in Germany. The problem of the long construction delay has been addressed through a continuous updating of the design, incorporating feedback from operational experience from German and other nuclear power plants, and new licensing requirements in Brazil and Germany. The problem of long storage time of early manufactured components was dealt with by an appropriate and careful storage process, which involved adequate package, storage, monitored environmental conditions and a periodical inspection program. The electromechanical erection was performed by the Brazilian consortium UNAMON, which started its activities at the site in January 1996, with a strong technical support from ELETRONUCLEAR, Siemens and foreign specialised companies. A specific Quality Assurance Programme was established for the erection phase, including the main erector activities. Erection activities supervision and inspection were carried both by the main erector as well as by ELETRONUCLEAR. The electromechanical


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component pre-operational tests were performed in this phase, by the commissioning staff under the plant designer responsibility, as soon as allowed by the erection process.

Article 18 (2) Incorporation of proven technologies

After completion and initial operation of Angra 2 no other NPP design and

construction work has been done in Brazil except design modifications for the Angra 1 and 2 plants and some work of continuation of adaptation and upgrading of the Angra 2 design documentation to Angra 3 conditions. This part of the Angra 3 design and engineering work is assigned to ELETRONUCLEAR design and engineering Superintendence (see Fig. 3) under the Technical Directorate. With the recent approval of restart of construction for the Angra 3, this unit had to be restructured and enlarged to be able to perform its scope of activities.

Due to the long delay of Angra 3 construction, new design features can be

incorporated in the design, especially in the area of instrumentation and control, taken into account the current development of the technology. However, only proven technology already used in other reference plant is planned to be incorporated.

The proposed use of digital technology for the plant instrumentation will pose a challenge, not only to the licensee, but to CNEN as a reviewer as well. Article 18 (3) Design for reliable, stable and manageable operation

As mentioned in Article 12, human factor was not a major issue at the time of design of Angra 1, and several reevaluation and backfittiings were carried out in this area along the plant life. For Angra 2, more automation was already incorporated in the design, taken into account the state of the art of the technology. For Angra 3, it is expected that even more advances will be taken into account.

From the regulatory point of view, more attention will be taken with respect to

these aspects, and the requirement for a Human Factor Engineering evaluation will be repeated for Angra 3.


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Article 19 Operation

Article 19 (1) Initial authorization

The operation of a nuclear power plant in Brazil is subjected to two formal approval steps by CNEN within the regulatory process: Authorization for Initial Operation (AOI) and Authorization for Permanent Operation (AOP).

The Authorization for Initial Operation (AOI) is issued after the completion of the review and assessment of the Final Safety Analysis Report (FSAR), and taking into consideration the results of regulatory inspections carried out during the construction and pre-operational test period. Additionally, it requires the operator to have already an Authorization for Utilization of Nuclear Materials (AUMAN), and a physical protection program in accordance with CNEN regulations, to have an emergency plan in accordance with SIPRON regulations and to have financial guarantees with respect to the civil liability legislation. In parallel, the corresponding environmental licence has to be obtained from IBAMA, in accordance with the national environmental legislation.

The Authorization for Permanent Operation (AOP), in addition to the AOI requirements, is based on the review of start up test results. Safety requirements during operation are established by regulation CNEN-NE-1.26 [12]. As indicated in Article 7(2)(ii), legal disputes related to the environmental licensing are under way. Due to this dispute, the Public Ministry (PM) has ordered CNEN not to issue a formal AOP to Angra 2. Therefore, the existing AOI has been periodically renewed.

Operation is monitored by CNEN through an established system of periodical reports [11], notification of safety related events and through the regulatory inspection during operation. A group of CNEN resident inspectors is present at the site.

In the period 2007-2009, CNEN conducted 39 inspections in Angra 1 power plant, including the following areas: Conduct of Operations, Chemistry, Radiation Protection, In service Inspection, Physical Protection, Implementation of the Local Emergency Plan, Unusual Events Investigation, Event Analysis, Monitoring of the Radioactive Effluents Release, Waste Treatment System, Fire Protection and Operators Training.

During the period 2007-2009, CNEN conducted 14 audits and inspections

activities in Angra 2, concentrated in the following areas: Radiation Protection, Physical Protection, Quality Assurance, Event Analysis, Monitoring of the Radioactive Effluents Release, Solid Waste Treatment System, Fuel Loading Cycles and Operators Training.

Additional 9 inspection covered areas of the organization common to both

units, such as Meteorology Systems, Emergency Planning, Physical Protection, Waste storage and Training.

Article 19 (2) Operational limits and conditions

Limits and conditions for operation are proposed by the applicant in the FSAR, reviewed and approved by CNEN during the licensing process, and


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referenced in the licence document. No changes in these limits and conditions shall be made by the licensee without previous approval by CNEN.

The Angra 1 Technical Specifications are under review to change its format to the Westinghouse design - Standard Technical Specifications and to translate to the Portuguese language. A proposed version has been submitted to CGRC and the analysis yielded 53 requirements. The licensee has responded to some of these requirements and they are presently under analysis.

For Angra 2, the German licensing framework did not foresee Technical Specifications in the strict USNRC sense. The equivalent documentation, called “safety specifications” in the German procedure, is part of the Operating Manual, and is much more concise than the American ones. For the sake of uniformity, CNEN required that Technical Specifications following the Standard Format of NUREG 1431 be prepared also for Angra 2. This was again a huge adaptation job with extensive revision work. Being a new document, the Angra 2 Technical Specifications are being verified in practice and several revisions have been implemented to date as the result of feedback from operation. In the meantime the Specifications have been translated into Portuguese and this translation has been validated. The Portuguese version has been reviewed by CNEN and some modifications were required.

For Angra 2, the operability criteria of the systems, as required in the Limiting

Conditions for Operation (LCOs), are defined in the Test Instructions. Each Test Instruction links the results of the test with the acceptance criteria of the associated LCO. An user-friendly software was developed and implemented in Angra 2 to support the Safety Function Determination Programme required in the Technical Specifications.

Article 19 (3) Procedures for operation, maintenance, inspection and testing

Safety requirements during operation are established by regulation CNEN-NE-1.26 [11]. Additional CNEN regulations establish more detailed requirements for maintenance [21] and in service inspection [22].

The implementation of these requirements at the plant is done through the

preparation of an Operation Manual, which contains guidelines to develop, approve and control plant procedures according to the nuclear class and the Quality Assurance Program. It also contains the actual procedures for all activities to be conducted in the plant, related to operation, maintenance, inspection and testing.

An administrative procedure - Organisation of Operation Manual - provides the detailed requirements to develop, approve and control all plant procedures. In the case of surveillance procedures required by Technical Specifications or other regulations (ASME Code or KTA rules), another administrative procedure gives instructions in more details for the preparation of field procedures, implementation and control. Each Unit Operation Review Committee (CROU) approves all procedures of the respective unit. The Plant Operation Review Commission (CAON), which oversees both units, analyses and approves all nuclear safety class procedures and those that are related to the Quality Assurance Program.


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All employees must follow written procedures, and each Department Manager (Operation, Maintenance, Technical Support, Chemistry, Health Physics, etc.), must assure that all tasks done under his/her responsibility are accomplished using the latest revision of the approved procedure. The Quality Assurance Department monitors and controls whether the plant organisation is using approved procedures during operation, maintenance, test and inspection.

The Operation Manual is divided into volumes according to specific areas of activity, such as: Administrative, Operation, Chemistry and Radio Chemistry, Reactor Performance, Nuclear Fuel, Instrumentation, Electrical and Mechanical, Health Physics, Surveillance, Training, Physical Protection, Emergency Procedures, Fire Protection, Environmental Monitoring. Besides the Normal Operation Procedures, the Operation volume contains also the Abnormal and Emergency Operation Procedures for assisting in abnormal and accident occurrences. The procedures should be revised every 2 years.

In cases where contracted companies (foreign or national) perform work in the plant, a temporary procedure is necessary. For a contracted company that develops its own procedures, a plant expert or an engineer related to the work to be performed, analyses the original procedure and sends it to the Quality Assurance to check if the acceptance criteria are achieved. A cover sheet with an approval form is attached to the procedure.

For other temporary procedures, the author writes the procedure, explains the reason for its temporary nature and establishes a validation period. Temporary procedures can be used only during the validated period stamped in the procedure.

The Work Control Group is responsible for planning all the maintenance, inspection and testing tasks. Inside the work package, procedures, plant modification documents, part lists and other references applicable to the task should be included. Two more steps are necessary for actually starting a task: the discussion at the daily co-ordination meeting and the shift supervisor approval.

Work control process stamps the ”Work Permit” with a “Red Line” to identify tasks related to nuclear safety equipment. In this case, quality assurance and maintenance quality control personnel ensure that approved procedures and part lists with traceability are being used. In addition, for equipment that has a "Risk of Scram", an approved procedure must be used and this procedure has a “Red Cover Sheet” to warn workers about risks and cautions to be taken.

During outages, a written and approved outage procedure controls the overall plant safety condition for inspection, testing and refuelling operation.

Article 19 (4) Procedures for responding to operational occurrences and accidents

The Operation Manuals of Angra 1 and Angra 2 contain procedures to respond to anticipated operational occurrences and accidents. For abnormal conditions, procedures are used to return the plant to normal conditions as soon as practical or to bring the plant to a safe state, such as hot shutdown or cold shutdown. For accidents, Emergency Operating Procedures (EOPs) were written in


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accordance with latest reactor manufacturer guidelines and current international practices.

Although having different formats, both the EOPs for Angra 1 and Angra 2 are based on the same philosophy:

If an event can be clearly identified, Event Oriented EOPs are used; e.g., for Angra 2, Event Oriented EOPs are provided for control of the following classes of accidents: LOCAs, steam generator tube rupture, secondary side breaks, overcooling transients, external impacts during plant operation with reduced inventory or at refueling.

If the event cannot be clearly identified, Symptom or Safety Function oriented EOPs direct the operator into monitoring and restoration of the set of fundamental safety functions (Critical Safety Functions). If these safety functions are fulfilled the plant is in a safe state. These Safety Functions are Subcriticality, Core Cooling, Coolant Inventory, Containment Integrity, and Heat Sink. The EOP structure, taking Angra 2 as example, consists of two levels of

detail. The first level includes a diagnose chart, a trends-of-plant-parameters table, an automatic actions flow diagram, a manual actions flow diagram. The second level includes an instrumentation list, detailed instructions for automatic and manual actions, explanatory remarks and diagrams and tables.

These EOPs cover accidents in the Design Basis and Beyond Design Basis up to but not including accidents with core melt (severe accidents). They assume the use of all available systems, even beyond their original design purposes and operating conditions.

Integrated Computerized Systems, added to Angra 1 and Angra 2 after initial

design as a result o HFE evaluations (see Article 12), assist the operator in monitoring Critical Safety Functions (CSF) and other process variables. When a CSF (Subcriticality, Core Cooling, Coolant Inventory, Containment Integrity, and Heat Sink) is violated or there is a chance to reach the specified limits, there are approved procedures to be used to restore the CSF to normal condition. Colour codes used in the Integrated Computerised System help the operators to act in an anticipated way, to avoid reaching the protection limits. These colours (green - Normal, yellow - Alert, orange - Urgent, red - Emergency) guide the operator to what procedure should be used. In case the Integrated Computerised System is not operable, there is a procedure that must be followed by the operator to confirm that no CSF is in the process of violation or has been already violated.

Severe Accident Management Guidelines have been developed for the Angra 1 plant in the 2008 – 2009 period, through a contract with Westinghouse, using the Westinghouse Owner Group (WOG) concept. This concept was applied to essentially all Westinghouse PWR in the USA and abroad and was developed to address elements of USNRC Severe Accident Management Program (SECY-89-012).

The WOG SAMG provides structured guidance for: (1) Diagnosing plant conditions (2) Prioritizing response, (3) Evaluating alternatives and (4) Verifying implementation of actions, being a process for choosing appropriate actions, based on actual plant conditions.


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No detailed knowledge of Severe Accident phenomena for the specific plant is required and the SAMG measures rely basically on existing equipment.

The resulting documentation consists of guidelines for the control room

operators for the initial transition from the EOP to SAMG; guidelines and computational aids to be used by the Technical Support Center staff that takes over operator orientation for control and mitigation of the event when using SAMG; SAMG background material and training material.

Development of a program to provide SAMG for the Angra 2, was pursued

along 2009, taking advantage of a recently signed Cooperation Protocol between Brazil and the European Union, in which the EU provides funding for safety improvement projects.

Deviating from the SAMG approach used for Angra 1 the scope of this project involves the development of an Angra 2 specific Severe Accident Evaluation Model, to perform the analyses that will provide the bases for the preparation of the SAMG. A 3-years execution period, beginning in January 2011 is foreseen for this project, which will have a substantial ELETRONUCLEAR participation.

Article 19 (5) Engineering and technical support

Engineering services and technical support are available for the operation of Angra 1 and Angra 2 within the ELETRONUCLEAR organization and supplemented by outside contractors. The technical support groups include all basic engineering disciplines: civil, electrical, mechanical, instrumentation and control, systems and components, safety analysis, stress analysis, reactor physics, and radiation protection. In this respect, the creation of ELETRONUCLEAR, combining FURNAS engineering and technical support groups with NUCLEN design capability, has significantly improved the support services available to both Angra 1 and Angra 2.

This technical staff is involved with the plant safety and operational analysis, evaluation of operational experience feedback and system and component performance, as well as with the design and implementation of the resulting plant modifications. Another source of requirements for modifications is the regulatory body, which normally updates its regulations on the basis of new technological developments, experience feedback and new international practices.

Article 19 (6) Reporting of incidents significant to safety

Reporting requirements to CNEN during operations are established in regulation CNEN-NE-1.14 [10].

Different types of reports are identified, such as periodical reports and reports of abnormal events. Immediate notification is required for events that involve degradation of the plant safety conditions, or exposure to radiation of site personnel or the public to levels above the established limits. Other events should be reported within 24 hours or 30 days, depending on their safety significance.


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In addition, with the purpose of dissemination of operational experience that may be of value for other nuclear power plants, the ELETRONUCLEAR reports on the order of 5 significant events per plant/year to WANO and INPO.

The International Nuclear Events Scale (INES) is used to classify the safety

significance of the events in the event reports.

Only INES events of level 0 have been reported to CNEN in the period by Angra 1 and 2.

- Angra1 reported 6 events in 2007, 8 in 2008 and 9 in 2009. - Angra 2 reported 7 events in 2007, 4 in 2008 and 5 in 2009.

Event reports of lesser safety significance, as well as operational deviations that do not classify as reportable in accordance to regulation CNEN NE – 1.14, are available for CNEN audit and review.

Article 19 (7) Operational experience feedback

The operational experience feedback process in Brazil comprises two complementary systems: one performed by ELETRONUCLEAR, processing both in-house and external information, and one performed by CNEN.

At the utility the internal operational experience is collected and processed by specific groups inside the plants. Of the order of 100 to 130 reports per Plant/year including significant events and operational deviations are produced per year. The main contents of these reports are the identification, classification and description of the event, the identification of the direct and root causes, the causal factors, the consequences to safety and the recommended corrective actions.

Of these reports, on the average 4-7 per year/Plant are formally reportable to

CNEN (see statistics for 2007-2009 in Article 19(6)above) following the requirements of CNEN-NE-1.14 [10].

The internal safety committee at each plant (CROU) review these reports

before release and the most significant ones, basically the ones that are reported to CNEN, have to be evaluated also by the CAON, the committee that evaluates the safety of operation. A subcommittee of the CAON has the task of analyzing all produced reports and feedback to the CAON any specific or general deficiencies of individual reports or in the reporting procedure.

As indicated in Article 19(6), ELETRONUCLEAR is committed to report of the order of 5 significant events /year/plant to the World Association of Nuclear Operators – WANO as well as to the Institute of Nuclear Operators – INPO. When pertinent, these reports are also supplied to VGB, the German Association of Plant Operators.

Beginning in 2007, the plants have started to collect minor events and near misses. In the first year there were collected about 700 minor events. In the following years this number has increased to about 2000 minor events/plant/year. The collected events are classified in families and trended.


76

Insights from evaluation of these trends are used to establish corrective actions, as for example the implementation of an extensive human performance improvement program, referred to in Article 12, Human Factors.

External experience is handled by an Operational Experience Analysis group,

belonging to the Plants Support Engineering. This group investigates relevant incidents occurred in the Angra Plants and in similar nuclear installations in order to make recommendations.

Following recommendations from an IAEA PROSPER mission in 2007 (see Table 6), the task of collecting, analyzing and disseminating External Operating Experience (EOE) within Eletronuclear, formerly done by the Engineering Support area, has been reorganized, with the goal of promoting more participation of the Plants in the process, improving the effectiveness of the process.

EOE Committees were established at each unit with participants from the

plants Support Engineering and Nuclear Safety divisions. These committees evaluate the collected EOE, the main sources being WANO and INPO Significant Event Reports, IAEA Incident Reporting System, VGB, EPRI, and reactor designer pertinent information. Furthermore, they issue and follow up recommendations implementation.

To avoid the risk of insularity, due to the geographical location of the Brazilian plants, far away from the main nuclear centers, ELETRONUCLEAR has had from the beginning a policy of strong involvement with the nuclear industry. Technical exchange visits, technical review missions, observer or expert missions, from other nuclear power plants or organizations to Angra and from Angra personnel to other nuclear power plants, when conducted periodically, provide a valuable source of information on other plant experiences.

Of particular importance are the invited Peer Review missions performed by

WANO or the IAEA, as they aim to identify departure from industry best practices concerning safety and reliability in plant operation. ELETRONUCLEAR adhered to these review programs from their inception, and since 2004 has established policy of performing of a complete internal (self assessment) and external evaluation at 3-year cycles, alternating IAEA OSART and WANO Peer Reviews.

Table 6 provides a list of such international review and technical support

missions to Angra for the review period 2007 - 2009.

Another important mechanism of transfer of experience is the participation in review or technical support missions to other nuclear power plants. ELETRONUCLEAR has had, since a long time, a strong participation in this type of missions.

Table 7 presents a list of international technical missions with participation of

Angra personnel to other plants during the 2007 – 2009 period.

Table 6 - International Technical and review Missions to Angra Site in 2007- 2009.

No. Date Organization Location Type of mission

1 07.02.2007 WANO Main office/A1/A2

WANO-PC Exit Meeting-Peer Review-Angra 2

2 30.07.2007 WANO Main office WANO-PC Corporate Peer Review Exit Meeting

3 09.07 – 12.07.2007 WANO A1/A2 Operation Decision Making Seminar

4 01.08 – 02.08.2007 WANO A1 Preliminary Visit WANO-PC Peer Review

5 13.08 – 14.08.2007 WANO A1 Preliminary Visit WANO-PC Peer Review

6 04.09 – 05.09.2007 WANO A1/A2 Event Investigation Training Root Cause Analysis

7 23.10 – 31.10.2007 IAEA A1 PROSPER (Peer Review of the Operational Safety Performance Experience Review )

8 26.11 – 14.12.2007 WANO A1 WANO Peer Review

9 16.06 – 18.06.2008 WANO A1 WANO Peer Review-Exit Meeting

10 30.06 – 04.07.2008 WANO PC A1 WANO Assist Visit – Outage Management

11 07.07 – 11.07.2008 WANO PC A2 WANO Peer Review – Follow up

12 22.09 – 26.09.2008 WANO AC A1/A2 Human Performance Assist Visit

13 06.10 – 10.10.2008 WANO PC A1/A2 Leadership Seminar

14 03.11 – 06.11.2008 IAEA RLA/9/060

A1/A2 Workshop on Maintenance Safety Optimization.

IAEA Program “Enhancing Operational Safety in Nuclear Installations”.

15 24.06.2009 WANO Main Office

Visit of Mr. Luc Mampaey ( WANO Managing Director ),

Mr Laurent Stricker ( WANO Chairman ) , Mr Rémy Laffin ( Assistant to Mr Stricker ) and Mr.

Ignacio Araluce ( WANO PC Director )

16 July 03-10.2009 WANO PC Main office/A1/A2

WANO PC Corporate Review Follow up

17 August 31 – September 04.2009

IAEA RLA/9/060

A1/A2 Workshop on Dedication Process, Qualification of Equipment.

IAEA Program “Enhancing Operational Safety in Nuclear Installations”.

18 September 24 and 25.2009

IAEA A1/A2 Development of a TECDOC : Role of the Periodic Safety Review , Configuration Management , updating

Final Safety Analysis Report and Design Basis Documents in Plant Safety.

19 November 09-13 IAEA A1 PROSPER Mission - Follow-up

20 November 16-19 WANO PC A1/A2 Assistance Visit for Task Observation

21 November 23-27 WANO PC A2/A3 Assistance Visit Digital Control Room and Simulator A1/A2: Angra 1 / Angra 2 NPP EPRI: Electric Power Research Institute IAEA: International Atomic Energy Agency (Viena, Austria) INPO: Institute of Nuclear Power Operations (Atlanta, USA) OSART: Operational Safety Analysis Review Team PROSPER: Peer Review of the Operational Safety Performance Experience Review TECDOC : IAEA Technical Document TRILLO: Nuclear Power Plant (Spain) TSM: Technical Support Mission WANO: Word Association of Nuclear Operators (PC – Paris Center, France)


78

Table 7 - Technical Missions of ELETRONUCLEAR Personnel to other plants in

2007 – 2009.

No. Date Leading Organization

Type of mission

1 2007 (20.01 - 11.02) WANO Peer Review - Technical Support – Cruas NPP - France

2 2007 (12.03 - 30.03) WANO Peer Review – Engineering Support – Krsko NPP, Eslovênia

3 2007 (13.04 - 06.05) WANO OSART – Training and Qualification – Yonggwang NPP, South Korea

4 2007 (03.04 - 25.05) IAEA OSART - Emergency Planning – Tihange NPP, Belgium

5 2007 (31.08 - 29.09) WANO Peer Review - Technical Support - Grohnde NPP, Germany

6 2007 (01.09 - 22.09) WANO Peer Review - Operations – Embalse NPP - Argentina

7 2007 (14.09 - 07.10) WANO Peer Review - Fire Protection –Trillo NPP- Spain

8 2007 (07.10 - 26.10) WANO Peer Review - Maintenance – Neckarwestheim NPP, Germany

9 2007 (26.10 - 18.11) WANO Peer Review - Maintenance – Heysham NPP- England

10 2008 (01.02 - 10.02) WANO Technical Support Mission – Industrial Safety – Almaraz NPP , Spain

11 2008 (29.02 - 23.03) WANO Peer Review - Operational Experience - Belleville NPP, France

12 2008 (02.05 - 25.05) WANO Peer Review - Operations – Sellafield Reprocessing Plant, England

13 2008 (13.06 - 22.06) WANO Peer Review Follow Up - Hartlepool NPP- England

14 2008 (31.08 - 19.09) WANO Peer Review – Fire Protection - Borssele NPP- Holland

15 2009 (17.04 - 26.04) WANO AC / INPO

Peer Review - Operator Training – Tecnatom – Spain

16 2009 (12.10 – 30.10) WANO PC Peer Review – Fire Protection – Phillipsburg NPP- Germany

17 2009 (11.11 – 05.12) IAEA SCART Mission – Safety Culture – Laguna Verde NPP, Mexico

18 2009 (23.11 – 11.12) WANO PC Peer Review – Training – Heysham 2 NPP, England

19 2009(27.11 - 20.12) WANO PC Peer Review – Maintenance – Isar NPP - Germany

20 2009(01.12 – 19.12) WANO PC Peer Review – Technical Support – Rajasthan NPP- India

IAEA: International Atomic Energy Agency INPO: Institute of Nuclear Operations, USA SCART: Safety Culture Assessment Review Team WANO: World Association of Nuclear Operators ( AC: Atlanta Center, PC: Paris Center)


79

From the regulatory point of view, in 2007, CNEN/CGRC audited the licensee internal and external operational experience assessment system to evaluate its adequacy and found no non-compliance.

All Significant Events Reported by the licensee goes through a preliminary

evaluation by the resident inspectors to check for any inconsistencies and for the adequacy of the applicable recommendations. A final analysis of the event is carried out by the headquarters divisions.

CNEN is a member of the IAEA-IRS technical cooperation program

exchanging experience with other participant countries. Also CNEN has a bilateral technical cooperation agreement with German GRS to exchange experience in the areas of operational events, PSA and Aging programs. In the period there was a meeting per year with GRS personnel.

Article 19 (8) Management of spent fuel and radioactive waste on the site

Angra 1 nuclear power plant is equipped with systems for treatment and conditioning of liquid, gaseous and solid wastes. Concentrates from liquid waste treatment are solidified in concrete and conditioned in 1 m3 liners. Compressed solid wastes may be conditioned in 200-liter drums and not compressed wastes in special boxes. Gaseous wastes are stored in holdup tanks and may be released from time to time. These tanks have the capacity for long-term storage, which eliminates the need for scheduled discharge. For the time being, medium and low level wastes are being stored on site in a separate storage facility.

An overall long-term program for reduction of production of new waste and reduction of existing waste in Angra 1 is under way.

The main activities implemented in the last five years comprise:

Upgrade of the evaporator package for Angra 1.

Supercompactation of 2027 drums of waste.

Decontamination of the metallic materials from Angra 1 in the decontamination system of Angra 2.

Regeneration of the contaminated resins from Angra1 in Angra 2.

Angra 2 nuclear power plant is equipped with systems for treatment, conditioning, disposal and storage of liquid, gaseous and solid radioactive wastes. All Angra 2 waste treatment systems are highly automated to minimize human intervention and reduce operating personnel doses. Liquid wastes are collected in storage tanks for further monitoring and adequate treatment or discharge to the environment. The concentrate resulting from the liquid waste treatment is immobilized in bitumen by means of an extruder-evaporator and the dry concentrate is conditioned in 200-liter drums. Spent resins and filter elements are also immobilized in bitumen and conditioned in 200-liter drums. Compactable solid wastes are conditioned in 200-liter drums. Gaseous wastes are treated in the gaseous waste treatment system, where the radioactive gases are


80

retained in delay beds containing active charcoal to let them decay well below allowable levels, before release into the environment throughout the 150 m high plant vent stack. No residues are produced in the gaseous waste treatment system, as all the system’s consumables, mainly filter and delay bed fillings, are designed to last for the whole plant lifetime. The drums with waste are initially stored within the plant prior to being transported to the initial storage facility still at the plant site.

Generated volume of solid radioactive waste material is kept to a minimum by preventing materials from becoming radioactive, by decontaminating and reusing radioactive materials, by monitoring for radioactivity and separating non-radioactive material prior to conditioning and storage, and by other volume reduction techniques. Procedures, personnel training and quality control checks are used to ensure that radioactive materials are properly packed, labeled and transported to the storage facility. Additionally, there are also procedures established for clearance of radioactive waste.

According to the Brazilian legislation [23] CNEN is responsible for the final

disposal of all radioactive waste generated in the country. Since no final radioactive wastes repository is available to date, the generated

low and intermediate level wastes of Angra 1 are being stored in an on-site initial storage facility located at the Angra site.

This facility is composed of three units, called Storage Facility 1, Storage

Facility 2 and Storage Facility 3. Additionally, there is a Steam Generators Storage Facility for storage of the two old Angra 1 steam generators, replaced in 2009. All the referred Storage Facilities are presently in operation.

In Angra 2, all the produced waste is stored in a compartment of the Reactor

Auxiliary Building, inside the Plant, called in-plant storage facility. An extensive drum super-compacting campaign was executed between April

and May of 2006, where 2027 compacted waste drums (200-liter drums) from Angra 1 have been super-compacted by an external contractor, at the plant site. The drum volume reduction resulting from this action allowed extension of the operation of Storage Facility 1 by additional five years.

In addition, an agreement was signed in 2002 through which CNEN

transferred to ELETRONUCLEAR the task of designing and building a Final Repository for low and intermediate level waste. Operation of this final repository, originally planned for 2009, has been postponed to 2012.

The inventory of waste stored at Angra site is presented in the Tables 8 and 9

below:


81

Table 8 - Waste Stored at Angra Site – Angra 1 NPP

Type of Waste No. of Packages Location

Concentrate 2902 Storage Facility 1/ Storage Facility 2 / Storage Facility3

Primary Resins 706 Storage Facility 1 / Storage Facility 2 / Storage Facility 3

Filters 477 Storage Facility 1

Non-Compressible 926 Storage Facility 1 / Storage Facility 3

*Compressible 633 Storage Facility 1

Secondary Resins 527 Storage Facility 1

TOTAL 6171 *Supercompacted waste drums from Angra 1.The crashed drums were placed inside special metallic boxes.

Table 9 - Waste Stored at Angra Site – Angra 2 NPP

Type of Waste No. of Packages Location

Filters 6 In Plant Storage (UKA building)

Concentrate 179 In Plant Storage (UKA building)

Primary Resins 72 In Plant Storage (UKA building)

*Compressible 107 In Plant Storage (UKA building)

TOTAL 364 * Supercompacted waste drums from Angra 2. The crashed drums were placed inside special metallic boxes.

With respect to spent fuel storage, the Angra 1 spent fuel pool capacity has been expanded by the installation of compact racks to accommodate the spent fuel generated for the expected operational life of the unit.

In the case of Angra 2, the spent fuel pool, which is located inside the steel containment, has two types of racks:

a) region 1 : normal racks with capacity for 264 fuel assemblies, equivalent to one full core plus one reload of fuel of any burnup and with enrichment up to 4.3%;

b) region 2 : high-density storage racks with storage capacity for 820 spent fuel assemblies. The fuel assemblies to be stored in region 2 must have a given minimum burnup, which is a function of the original enrichment.

This spent fuel storage capacity is sufficient for about 15 years of operation,

which means that additional spent fuel storage space, either of the wet or dry type, will have to be provided in the medium term.

The inventory of spent fuel and the occupation of the respective Spent Fuel Pools at Angra site are presented the Table 10 below:


82

Table 10 – Spent Fuel Storage at Angra Units

Angra 1 NPP Angra 2 NPP

Spent Fuel Stored Occupation (%) Spent Fuel Stored Occupation (%)

690 61%

384 35%

Conclusions on Article 19

Activities by CNEN and ELETRONUCLER related to plant operations can be considered as always having a component of safety, and looking for continuous improvement.

Expectations for near future are good. The replacement of Angra 1 steam

generators past year should result in substantial performance improvement for this plant. In the case of Angra 2 the plant effort to identify the equipment malfunction root causes and the countermeasures being taken have already succeeded in reversing the downward availability trend as demonstrated by an availability factor in recent years.

The critical situation of storage capacity for Angra 1 waste reported in the

previous National Report has improved substantially, in near term by the performed super-compaction of existing waste drums and for the medium and long term by completion of construction of additional waste storage facilities.

The work on the development of a new Maintenance Program, based on the

US NRC “Maintenance Rule” for the German-design Angra 2 plant, as already implemented for the Angra 1 plant, can be indicated as an important activity in this review period.

The safety record for both plants has remained good with almost faultless

safety system performance as demonstrated by the plants safety indicators and by the low number and low safety importance of the reported safety related events. This has been also confirmed by the outcomes of the recent Angra 2 WANO peer review and by the Angra 1 and Angra 2 IAEA OSART follow up reviews.


83

REFERENCES

[1] Convention on Nuclear Safety - Legal Series No. 16 - International Atomic Energy

Agency - Vienna - 1994.

[2] Guidelines Regarding National Reports under the Convention on Nuclear Safety –

INFCIRC/572.Rev3 (28 September 2009).

[3] National Report of Brazil – Convention on Nuclear Safety – Rio de Janeiro – September

1998.

[4] Second National Report of Brazil – Convention on Nuclear Safety – Rio de Janeiro –

September 2001.

[5] Third National Report of Brazil - Convention on Nuclear Safety – Rio de Janeiro –

September 2004.

[6] Forth National Report of Brazil - Convention on Nuclear Safety – Rio de Janeiro –

September 2007

[7] Licensing of Nuclear Installations - CNEN-NE-1.04 - July 1984.

[8] Siting of Nuclear Power Plants - Resolution CNEN 09/69.

[9] Licensing of Nuclear Reactor Operator - CNEN-NN-1.01 - October 1979.

[10]Operational Reporting for Nuclear Power Plants - CNEN-NN-1.14 - 2002.

[11]Operational Safety in Nuclear Power Plants - CNEN-NE-1.26 - October 1997.

[12]Safety Policy of CNEN – Directive n.295 of 23 December 1996.

[13]Quality Assurance Policy of CNEN – Directive n.296 of 23 December 1996.

[14]Health Requirements for Nuclear Reactor Operators - CNEN-NN.1.06 - 1980

[15]Certification of Qualification of Radiation Protection Supervisors - CNEN-NN-3.03 -

October 1997.

[16]Quality Assurance for Safety in Nuclear Power Plants and Other installations - CNEN-

NN-1.16 – September 1999.

[17]Basic Radiation Protection Directives - CNEN-NE-3.01 – January 2006.

[18]General Norm for Planning of Response to Emergency Situations – SIPRON – NG–02 -

1996

[19]Directive for the Preparation of Emergency Plans related to the Unit 1 of Almirante

Alvaro Alberto Nuclear Power Plant – SIPRON Directiva Angra – 1997.

[20]General Norm for Establishing Public Information Campaigns about Emergency

Situations – SIPRON - NG-05 – 1997.

[21]Maintenance of Nuclear Power Plants - CNEN-NE-1.21 - August 1991.

[22]In-service Inspection of Nuclear Power Plants - CNEN-NE-1.25 - September 1996.

[23]Law 10.308 of 2001.11.20 – Rules for the site selection, construction, operation,

licensing and control, financing, civil liability and guaranties related to the storage of

radioactive wastes.


84

Annexes

I.− EXISTING INSTALLATIONS

I.1. Angra 1

Thermal power 1876 MWth

Gross electric power 640 MWe

Net Electric power 610 MWe

Type of reactor PWR

Number of loops 2

Number of turbines 1 (1High Pressure/2Low pressure)

Containment Dry cylindrical steel shell and external concrete

building.

Fuel assemblies 121

Main supplier Westinghouse El. Co.

Architect Engineer Gibbs & Hill / Promon Engenharia

Civil Contractor Construtora Norberto Odebrecht

Mechanical Erection Empresa Brasileira de Engenharia

Construction start date March 1972

Core load 20 September 1981

First criticality 13 March 1982

Grid connection 1 April 1982

Commercial operation 1 January 1985

I.2. Angra 2

Thermal Power 3765 MWth

Gross electric power 1345 MWe (as measured during commissioning)

Net electric power 1275 MWe (as measured during commissioning)

Type of reactor PWR

Number of loops 4


Containment Dry spherical steel shell and external concrete building.

Fuel assemblies 193

Main supplier Siemens KWU

Architect Engineer ELETRONUCLEAR/Siemens KWU

Civil Contractor Construtora Norberto Odebrecht

Mechanical Erection Unamon

Construction start date 1975

Core load 30 March 2000

First Criticality 14 July 2000

Grid connection 21 July 2000

Commercial operation January 2001


85

I.3. Angra 3

Thermal Power 3765 MWth

Gross electric power 1312 MWe

Net electric power 1229 MWe

Type of reactor PWR

Number of loops 4


Containment Dry spherical steel shell and external concrete building.

Fuel assemblies 193

Main supplier Areva

Architect Engineer ELETRONUCLEAR

Civil Contractor na

Mechanical Erection na

Construction start date 1978

Construction restart date 1 July 2010

Core load (2015)

First Criticality (2015)

Grid connection (2015)

Commercial operation (2016)


86

II. RELEVANT CONVENTIONS, LAWS AND REGULATIONS

II.1. Relevant International Conventions of which Brazil is a Party

Convention on Civil Liability for Nuclear Damage (Vienna Convention). Signature:

23/12/1993. Entry into force: 26/06/1993.

Convention on the Physical Protection of Nuclear Material. Signature: 15/05/1981. Entry into

force: 8/02/1987.

Convention on Early Notification of a Nuclear Accident. Signature: 26/09/1986. Entry into

force: 4/01/1991.

Convention on Assistance in Case of Nuclear Accident or Radiological Emergency.

Signature: 26/09/1986. Entry into force: 4/01/1991.

Convention on Nuclear Safety. Signature: 20/09/1994. Entry into force: 24/04/1997.

Joint Convention on the Safety of Spent Fuel Management and on the Safety of Radioactive

Waste Management – Signature 11.10.1997. Entry into force 16.04.2006.

Convention n. 115 of the International Labor Organization. Signature: 7/04/1964.

II.2. Relevant National Laws

Decree 40.110 dated 1956.10.10 - Creates the Brazilian National Commission for Nuclear

Energy (CNEN).

Law 4118/62 dated 1962.07.27 - Establishes the Nuclear Energy National Policy and

reorganizes CNEN.

Law 6189/74 dated 1974.12.16 - Creates Nuclebrás as a company responsible for nuclear

fuel cycle facilities, equipment manufacturing, nuclear power plant construction, and research

and development activities.

Law 6.453 dated 1977.10.17 - Defines the civil liability for nuclear damages and criminal

responsibilities for actions related to nuclear activities

Decree 1809 dated 1980.10.07 - Establishes the System for Protection of the Brazilian

Nuclear Program (SIPRON).

Law 6938 dated 1981.08.31 - Establishes the National Policy for the Environment (PNMA),

creates the National System for the Environment (SISNAMA), the Council for the

Environment (CONAMA) and Brazilian Institute for the Environment (IBAMA).


87

Law 7781/89 dated 1989.06.27 - Reorganizes the nuclear sectors.

Decree 99.274 dated 1990.06.06 - Regulates application of law 6938, establishing the

environmental licensing process in 3 steps: pre-licence, installation licence and operation

licence.

Decree 2210 dated 1997.04.22 - Regulates SIPRON, defines the Secretary for Strategic

Affairs (SAE) as the central organization of SIPRON and creates the Coordination of the

Protection of the Brazilian Nuclear Program (COPRON).

Law 9.605 dated 1998.02.12 – Defines environmental crimes and establishes a system of

enforcement and punishment.

Decree 3719 dated1999.09.21 – Regulates the Law 9.605 and establishes the penalties for

environmental crimes.

Law 9.765 dated 1998.12.17 – Establishes tax and fees for licensing, control and regulatory

inspection of nuclear and radioactive materials and installations.

Decree 3833 dated 2001.06.05 – Establishes the new structure and staff of the Brazilian

Institute for the Environment (IBAMA).

Law 10.308 dated 2001.11.20 – Establishes rules for the site selection, construction,

operation, licensing and control, financing, civil liability and guaranties related to the storage

of radioactive wastes.

Decree 1.019 dated 2005.11.14 – Promulgates the Joint Convention on the Safety of Spent

Fuel Management and on the Safety of Radioactive Waste Management.

II.3. CNEN Regulations

NE 1.04 - Licenciamento de instalações nucleares - Resol. CNEN 11/84 - (Licensing of

nuclear installations).

NN 1.14 - Relatórios de operação de usinas nucleoelétricas - (Operation reports for nuclear

power plants).

NE 1.16 - Garantia de qualidade para a segurança de usinas nucleoelétricas e outras

instalações - Resol. 15/99 - (Quality assurance for safety of nuclear power plants and other

installations).

NE 1.17 - Qualificação de pessoal e certificação para ensaios não destrutivos em itens de

instalações nucleares - (Qualification and certification of personnel for non-destructive

tests in nuclear power plants components).

NE 1.18 - Conservação preventiva em usinas nucleoelétricas - (Preventive conservation of

nuclear power plants).


88

NE 1.19 - Qualificação de programas de cálculos para análise de acidentes de perda de

refrigerante em reatores a água pressurizada - Resol. CNEN 11/85 - (Qualification of

calculation programs for the analysis of loss of coolant accidents in pressurized water

reactors).

NE 1.20 - Aceitação de sistemas de resfriamento de emergência do núcleo de reatores a água

leve - (Acceptance criteria for emergency core cooling system for light water reactors).

NE 1.21 - Manutenção de usinas nucleoelétricas - (Maintenance of nuclear power plants).

NE 1.22 - Programas de meteorologia de apoio de usinas nucleoelétricas - (Meteorological

program in support of nuclear power plants).

NE 1.25 - Inspeção em serviço de usinas nucleoelétricas - (In service inspection of nuclear

power plants).

NE 1.26 - Segurança na operação de usinas nucleoelétricas - (Operational safety of nuclear

power plants).

NE 1.28 - Qualificação e atuação de órgãos de supervisão técnica independente em usinas

nucleoelétricas e outras instalações - Resol. CNEN-CD No.15/99 de 16/09/1999- -

(Qualification and actuation of independent technical supervisory organizations in nuclear

power plants and other installations).

NN 1.01 - Licenciamento de operadores de reatores nucleares - Resol. CNEN 12/79 -

(Licensing of nuclear reactor operators).

NN 1.06 - Requisitos de saúde para operadores de reatores nucleares - Resol. CNEN 03/80 -

(Health requirements for nuclear reactor operators).

NN 1.12 - Qualificação de órgãos de supervisão técnica independente em instalações

nucleares - Resol. CNEN 16/85 - Revisada em 21/09/1999 - (Qualification of independent

technical supervisory organizations for nuclear installations).

NN 1.15 - Supervisão técnica independente em atividades de garantia da qualidade em

usinas nucleoelétricas - (Independent technical supervision in quality assurance activities

in nuclear power plants).

NE 2.01 - Proteção física de unidades operacionais da área nuclear - Resol. CNEN 07/81 -

(Physical Protection in operational units of the nuclear area).

NE 2.03 - Proteção contra incêndio em usinas nucleoelétricas - Resol. CNEN 08/88 - (Fire

protection in nuclear power plants).

NN 3.01 - Diretrizes básicas de Proteção Radiológica - Resol. CNEN 48/2005 - (Radiation

protection directives).

NE 3.02 - Serviços de proteção radiológica - (Radiation protection services).


89

NE 3.03 - Certificação da qualificação de supervisores de radioproteção - Resol. CNEN

09/88 – Revisada em 01/09/95, Modificada em 16/10/97 e 21/09/99 - (Certification of the

qualification of radiation protection supervisors).

NE 5.01 - Transportes de materiais radioativos - Resol. CNEN13/88 - (Transport of

radioactive materials).

NE 5.02 - Transporte, recebimento, armazenamento e manuseio de elementos combustíveis

de usinas nucleoelétricas - (Transport, receiving, storage and handling of fuel elements in

nuclear power plants).

NE 5.03 - Transporte, recebimento, armazenagem e manuseio de ítens de usinas

nucleoelétricas - (Transport, receiving, storage and handling of items in nuclear power

plants).

NE 6.05 - Gerência de rejeitos radioativos em instalações radioativas - (Radioactive waste

management in nuclear installations).

II.4. CONAMA Regulations

CONAMA – 01/86 - Estabelece requisitos para execução do Estudo de Impacto Ambiental

(EIA) e do Relatório de Impacto Ambiental (RIMA) - (Establishes requirements for

conducting the environmental study (EIA) and the preparation of the report on

environmental impact(RIMA)) - (23/01/1986).

CONAMA-28/86 - Determina a FURNAS a elaboração de EIA/RIMA para as usinas

nucleares de Angra 2 e 3 - (Directs FURNAS to prepare an EIA/RIMA for the Angra 2 and

3 nuclear power plants) - (03/12/1986)

CONAMA-09/86 - Regulamenta a questão de audiências públicas - (Regulates the matters

related to public hearings) - (03/12/1987).

CONAMA-06/86 – Institui e aprova modelos para publicação de pedidos de licenciamento -

(Establishes and approves models for licensing application) - (24/01/1986).

CONAMA-06/87 – Dispõe sobre licenciamento ambiental de obras de grande porte e

especialmente do setor de geração de energia elétrica - (Regulates environmental licensing

of large enterprises, specially in the area of electric energy generation) - (16/09.1987).

CONAMA-237/97 – Dispõe sobre os procedimentos a serem adotados no licenciamento

ambiental de empreendimentos diversos - (Establishes procedures for environmental

licensing of several types of enterprises) - (19/12/1997).


90

II.5. SIPRON Regulations

NG-01 - Norma Geral para o funcionamento da Comissão de Coordenação da Proteção do

Programa Nuclear Brasileiro (COPRON) - (General norm for the Coordination Commission

for the Protection of the Brazilian Nuclear Program). Port. SAE 99 of 13.06.1996.

NG-02 - Norma Geral para planejamento de resposta a situações de emergência. - (General

norm for planning of response to emergency situations). Resol. SAE/COPRON 01/96.

NG-03 - Norma Geral sobre a integridade física e situações de emergência nas instalações

nucleares - (General norm for physical integrity and emergency situations in nuclear

installations). Resol. SAE/COPRON 01/96.

NG-04 - Norma Geral para situações de emergência nas unidades de transporte - (General

norm for emergency situations in the transport units). Resol. SAE/COPRON 01/96.

NG-05 - Norma Geral para estabelecimento de campanhas de esclarecimento prévio e de

informações ao público para situações de emergência - (General norm for establishing

public information campaigns about emergency situations). Port. SAE 150 of 11.12.1997.

NG-06 - Norma Geral para instalação e funcionamento dos centros de resposta a situações de

emergência nuclear - (General norm for installation and functioning of response center for

nuclear emergency situations). Port. SAE 27 of 27.03.1997.

NG-07 - Norma Geral para planejamento das comunicações do SIPRON (General norm for

SIPRON communication planning). Port. SAE 37 of 22.04.1997.

NG-08 - Norma Geral sobre o planejamento e a execução da proteção ao conhecimento

sigiloso no âmbito do SIPRON (General norm for the planning and execution of the

protection of the classified knowledge within SIPRON). Port. SAE 145 of 07.12.1998.

NI-01 – Norma Interna que dispõe sobre a instalação e o funcionamento do Centro Nacional

para o Gerenciamento de uma Emergência Nuclear (Internal Norm on the installation and

operation of the National Center for the Management of a Nuclear Emergency). Port. SAE

001 of 05.21.1997.

Diretriz Angra-1 - Diretriz para elaboração dos planos de emergência relativos a unidade 1 da

Central Nuclear Almirante Alvaro Alberto - (Directive for the preparation of emergency

plans related to Unit 1 of Almirante Alvaro Alberto Nuclear Power Plant - Angra 1). Port.

SAE 144 of 20.11.1997.

Comitê de Planejamento de Resposta a Situações de Emergência Nuclear no Município de

Angra dos Reis – COPREN/AR (Committee for Nuclear Emergency Response Planning in

the city of Angra dos Reis) – Port. MCT 777 of 10.30.2003.

Comitê de Planejamento de Resposta a Situações de Emergência Nuclear no Município de

Resende – COPREN/RES (Committee for Nuclear Emergency Response Planning in the

city of Resende) – Port. MCT 68 of 18.02.2005.


91

Estrutura Regimental e o Quadro Demonstrativo dos Cargos em Comissão e das

Gratificações de Exercício em Cargo de Confiança do Gabinete de Segurança Institucional da

Presidência da República (Nº V do Art. 1º do Anexo I – Órgão Central do Sistema de

Proteção ao Programa Nuclear Brasileiro – SIPRON) (Structure of the Institutional Security

Cabinet of the Presidency of the Republic – Annex I – Central Organization for the

Protection of the Brazilian Nuclear Program – SIPRON) Decree nº 6.931 of 11.07.2009.


92

This 5th National Report was prepared by a Working Group from the following organizations:

Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN)

Eletrobrás Termonuclear S. A (ELETRONUCLEAR)

Central Organization for the Protection of the Brazilian Nuclear Program (SIPRON)

Rio de Janeiro – Brazil

August 2010.


93

NATIONAL REPORT

OF

BRAZIL

2008

FOR THE

3rd REVIEW MEETING OF THE

JOINT CONVENTION ON THE SAFETY OF SPENT FUEL MANAGEMENT

AND ON THE SAFETY OF RADIOACTIVE WASTE MANAGEMENT

October 2008

National Report of Brazil 2008

FOREWORD

On 29 September 1997, the Joint Convention on the Safety of Spent Fuel Management and on the Safety of Radioactive Waste Management was open for signature at the headquarters of the International Atomic Energy Agency in Vienna. Brazil signed the Convention on October 11th, 1997 and ratified it by the Legislative Decree n. 1.019 of November 14th, 2005. Brazil deposited the instrument of ratification with the Depositary on 17 February 2006. The Convention objectives are to achieve and maintain a high level of nuclear safety worldwide in spent fuel and radioactive waste management. One of the obligations of the Parties to the Convention is the preparation of a periodical National Report describing the measures taken to implement each of the obligations of the Convention, including a description of the policies and practices related to spent fuel and radioactive waste management and an inventory of related material and facilities. Brazil has not participated in the First Review Meeting and prepared a National Report for the Second Review Meeting and made a presentation under the condition of “late ratifier”. However, the Report was not reviewed by the Parties according to the normal review process. The National Report of Brazil 2008 is, therefore, presented to the Parties of the Convention for review for the first time. This National Report 2008 was prepared by a group composed of representatives of the various Brazilian organizations with responsibilities related to safety of spent fuel and radioactive waste. The National Report 2008 contains a description of the Brazilian policy and program related to the safety of nuclear energy, and an article-by-article description of the measures Brazil is taking to implement the Convention obligations, according to the format of document INFIRC/604.


SUMÁRIO

Em 29 de setembro de 1997 a Convenção Conjunta sobre Segurança no Gerenciamento de Combustível Nuclear Usado e sobre Segurança no Gerenciamento de Rejeitos Radioativos foi aberta para assinaturas na sede da Agência Internacional de Energia Atômica em Viena. O Brasil assinou a convenção em 11 de outubro de 1997 e ratificou-a através do decreto legislativo n. 1.019 de 14 de novembro de 2005, depositando o instrumento de ratificação no Depositário em 17 de fevereiro de 2006. O objetivo da Convenção é alcançar e manter um alto nível de segurança no gerenciamento de combustível nuclear usado e de rejeitos radioativos em todo o mundo. Uma das obrigações das Partes da Convenção é a preparação a cada 3 anos de um Relatório Nacional descrevendo as medidas tomadas a fim de cumprir os objetivos da Convenção. O Brasil não participou na Primeira Reunião de Revisão. E um primeiro Relatório Nacional do Brasil foi elaborado e apresentado na Segunda Reunião de Revisão na condição de “ratificador atrasado”. Por isso aquele Relatório Nacional não foi revisto pelas Partes da Convenção de acordo com o processo de revisão formal. Portanto este Relatório Nacional 2008 atualizando as informações contidas no Relatório Nacional anterior é submetido às Partes da Convenção para revisão a avaliação pela primeira vez. Este Relatório Nacional 2008 foi preparado por um grupo composto por representantes das várias organizações brasileiras com responsabilidades relacionadas com a segurança de combustíveis usados e rejeitos radioativos, e é apresentado às Partes da Convenção. O Relatório contém uma apresentação da política nuclear brasileira, o programa relacionado com a segurança nuclear e uma descrição das medidas tomadas pelo Brasil para implementar as obrigações de cada artigo da Convenção. O conteúdo do Relatório segue as Diretrizes estabelecidas pelas partes durante a reunião preparatória da Convenção contidas no documento INFIRC/604 de 1 de julho de 2002. As considerações finais apresentadas na seção K levam à conclusão de que o Brasil alcançou e vem mantendo um alto nível de segurança na gerência de combustíveis usados e de rejeitos radioativos em todas as suas atividades. Ações efetivas contra o potencial risco radiológico foram implementadas e mantidas a fim de proteger os indivíduos, a sociedade e o meio ambiente de possíveis efeitos da radiação ionizante, evitando acidentes nucleares com conseqüências radiológicas e mantendo-se preparado para agir efetivamente em uma situação de emergência. Consequentemente, o Brasil alcançou os objetivos da Convenção Conjunta sobre Segurança no Gerenciamento de Combustível Nuclear Usado e sobre Segurança no Gerenciamento de Rejeitos Radioativos.


CONTENTS

Section A - INTRODUCTION ....................................................................................1 A.1. The Brazilian nuclear policy ..............................................................................1 A 2. The Brazilian nuclear programme.....................................................................2 A 3. Structure of the national report .......................................................................10 Section B – POLICIES AND PRACTICES...............................................................11 B.1. Introduction. ....................................................................................................11 B.2. Radioactive waste...........................................................................................11 Section C – SCOPE OF APPLICATION..................................................................13 C.1. Definition of scope ..........................................................................................13 Section D – INVENTORY AND LISTS.....................................................................14 D.1. Nuclear power plants ......................................................................................14 D.2. Research reactors...........................................................................................20 D.3. Other nuclear installations ..............................................................................23 D.4. Navy Installations at São Paulo (CTMSP) and Iperó (CEA)............................24 D.5. CNEN Institutes ..............................................................................................24 D.6. Waste Repository at Abadia de Goias (Closed)..............................................26 Section E - LEGISLATIVE AND REGULATORY SYSTEM .....................................29 E.1. Article 18. Implementing measures.................................................................29 E.2. Article 19. Legislative and regulatory framework.............................................36 E.3. Article 20. Regulatory body.............................................................................37 Section F - OTHER GENERAL SAFETY PROVISIONS .........................................41 F.1. Article 21. Responsibility of the licence holder ................................................41 F.2. Article 22. Human and financial resources......................................................43 F.3. Article 23. Quality assurance ..........................................................................49 F.4. Article 24. Operational radiation protection .....................................................52 F.5. Article 25. Emergency preparedness ..............................................................62 F.6. Article 26. Decommissioning...........................................................................66 Section G - SAFETY OF SPENT FUEL MANAGEMENT........................................72 G.1. Article 4. General safety requirements............................................................72 G.2. Article 5. Existing facilities...............................................................................72 G.3. Article 6. Siting of proposed facilities ..............................................................75 G.4. Article 7. Design and construction of facilities .................................................75 G.5. Article 8. Assessment of safety of facilities .....................................................76 G.6. Article 9. Operation of facilities........................................................................78 G.7. Article 10. Disposal of spent fuel.....................................................................78 Section. H - SAFETY OF RADIOACTIVE WASTE MANAGEMENT .......................79 H.1. Article 11. General safety requirements..........................................................79 H.2. Article 12. Existing facilities and past practices...............................................79 H.3. Article 13. Siting of proposed facilities ............................................................96 H.4. Article 14. Design and construction of facilities ...............................................97 H.5. Article 15. Assessment of safety of facilities ...................................................98


H.6. Article 16. Operation of facilities....................................................................104 H.7. Article 17. Institutional control after closure ..................................................104 Section I – TRANSBOUNDARY MOVEMENT ......................................................106 I.1. Article 27. Transboundary movement ...........................................................106 Section J – DISUSED SEALED SOURCES..........................................................109 J.1. Article 28. Disused sealed sources ...............................................................109 Section K – PLANNED ACTIVITIES TO IMPROVE SAFETY ...............................113 K.1. Improvements in the power plants. ...............................................................113 K.2. Improvement in the radioactive waste area ..................................................113 K.3. New waste storage facility at IPEN ...............................................................114 K.4. Plan for decommissioning USIN ...................................................................114 K.5. Plans for a Brazilian radioactive waste enterprise.........................................114 K.6. Final Remarks ..............................................................................................116 REFERENCES. . ...................................................................................................117 Section L - ANNEXES ...........................................................................................118 L.1. Annex 1 – Inventory Table ...........................................................................118 L.2. Annex 2 – List of Relevant Conventions, Laws and Regulations ..................123 L.3. Annex 3 – List of Abbreviations ....................................................................128


1

NATIONAL REPORT OF BRAZIL

FOR THE JOINT CONVENTION ON THE SAFETY OF SPENT FUEL

MANAGEMENT AND ON THE SAFETY OF RADIOACTIVE WASTE MANAGEMENT

Section A - INTRODUCTION

A.1. THE BRAZILIAN NUCLEAR POLICY

The Constitution of 1988 of the Federal Republic of Brazil states in its articles 21 and 177 that the Union has the exclusive competence for managing and handling all nuclear energy activities, including the operation of nuclear power plants. The Union holds also the monopoly of the survey, mining, milling, exploitation and exploration of nuclear minerals, as well as of the activities related to industrialization and commerce of nuclear minerals and materials. The Union is also responsible for the final disposal of radioactive waste. All of these activities shall be solely carried out for peaceful uses and under the approval of the National Congress.

The national policy for the nuclear sector is implemented according to the Plan for Science and Technology 2005/2010 (Plano Plurianual de Ciência e Tecnologia – PPA), which establishes quantitative targets that define the Government strategy. One of the items of the PPA is the National Nuclear Power Policy, aiming at guiding research, development, production and safe use of all forms of nuclear energy.

An important target of the current PPA is to increase the participation of nuclear energy in the national electric power production. This involves the continuous development of technology for the design, construction and operation of nuclear power plants and industrial facilities related to the nuclear fuel cycle. The development of human resources for the establishment and continuity of these activities is also addressed in this plan.

The plan for Science and Technology also envisages the growth of nuclear technology use in other areas such as medicine, industry and food irradiation. To accomplish this, research and development institutions operate research reactors and isotope production facilities, as well as develop the related technology and train the required manpower.

The National Nuclear Energy Commission (Comissão Nacional de Energia Nuclear - CNEN) was created in 1956 (Decree 40110 of 10/10/1956) to be in charge of all nuclear activities in Brazil. Later, CNEN was re-organized and its responsibilities were established by Law 4118/62 with alterations established by Laws 6189/74 and 7781/89. Thereafter, CNEN assumed Regulatory Body roles, including regulating, licensing and controlling nuclear energy utilization. At the


2

same time, nuclear power generation was transferred to the government sector associated to energy issues. CNEN is also in charge of research and development and production of radioisotopes. According to Brazilian Legislation, CNEN is also the governmental body responsible for receiving and disposing of radioactive waste from the whole country.

A.2.THE BRAZILIAN NUCLEAR PROGRAMME

A.2.1. Nuclear Power Plants

Currently, Brazil has two operating nuclear power plants (Angra 1, 657 MWe gross/627 MWe net, 2-loop PWR and Angra 2, 1350 MWe gross /1275MWe net, 4-loop PWR). A third plant (Angra 3, 1345 MWe gross/1275 MWe net, PWR, similar to Angra 2) has had the construction temporarily interrupted, but recently a Governmental decision was made to restart the implementation of the Angra 3 project. Angra 1, 2 and 3 are located in a common site, near the city of Angra dos Reis, about 130 km south of Rio de Janeiro.

The construction of nuclear power plants in Brazil has required considerable effort in qualifying domestic engineering, manufacturing and construction companies, in order to comply with the strict nuclear technology transfer. The result of this effort, based on active technology transfer, has led to an increase in the participation of domestic technology in the nuclear power sector.

Brazil has established a nuclear power utility and engineering company, Eletrobras Termonuclear S. A. (ELETRONUCLEAR), a heavy components manufacturing company, Nuclebras Heavy Equipment (Nuclebras Equipamentos Pesados - NUCLEP), a nuclear fuel manufacturing plant (Fábrica de Combustível Nuclear - FCN) and a yellow-cake production plant belonging to the Nuclear Industries of Brazil (Indústrias Nucleares do Brasil - INB). Brazil also has the technology for uranium conversion and enrichment, as well as private engineering companies and research and development institutes devoted to nuclear power development. Over 15,000 individuals are involved in nuclear fuel cycle activities. Brazil ranks sixth in the world in terms of uranium ore reserves, which amounts to approximate 310,000 t U3O8 in situ, recoverable at low cost.

According to the 10-year Expansion Plan of Eletrobras (the Brazilian electric power company), Angra 3 is due to enter commercial operation in the middle of next decade. The plant is also included in the pluriannual planning of the Brazilian Federal Government.


3

Figure A.1. Main Brazilian Nuclear Installations and Organizations

CRCN

Caetité

CDTN

CIPC

CNEN IEN IRD

Angra NPP

INB NCN

IPEN CRCN CEA

Abadia de Goiás Waste Repository


4

A.2.2. Research Reactors (RR)

Brazil has 4 research reactors operating at CNEN institutes.

A.2.2.1. IEA- R1

IEA-R1 is the largest research reactor in Brazil, with a maximum power rating of 5 MWth. IEA-R1 is a pool reactor, with light water as the coolant and moderator, and graphite and beryllium as reflectors. The reactor was commissioned on September 16, 1957, when it achieved its first criticality. Although designed to operate at 5 MW, the reactor operated only at 2 MW between the early 1960’s and mid 1980’s, on an operational cycle of 8 hours a day, 5 days a week. IEA-R1 is currently operating at 3.5 MWth with a 64-hour cycle per week. The reactor originally used 93% enriched U-Al fuel elements. Currently, it uses 20% enriched uranium (U3O8-Al and U3Si2-Al) fuel that is produced and fabricated at IPEN. The reactor is operated and maintained by the Research Reactor Center (CRPq) at IPEN, Sao Paulo, which is also responsible for irradiation and other services.

The IEA-R1 reactor is located in a multidisciplinary facility which has been consistently used for research in nuclear and neutron related sciences and engineering. The reactor has also been used for training, radioisotope production for industrial and nuclear medicine applications, and for general irradiation services. Several departments of IPEN routinely use the reactor for their research and development work. Scientists and students from universities and other research institutions also use it for academic and technological research. The largest user of the reactor is the Research Reactor Center from IPEN, which is interested in basic and applied research in the areas of nuclear and neutron physics, nuclear metrology, and nuclear analytical techniques.

In the early 1960’s, IPEN produced 131I, 32P, 198Au, 24Na, 35S, 51Cr and labeled compounds for medical use. After 1980, it started producing 99mTc generator kits from the fission of 99Mo imported from Canada. This production is continuously increasing, with the current rate of about 17000 Ci of 99mTC per year. The 99mTc generator kits, with activities varying from 250 mCi to 2,000 mCi, are distributed to more than 300 hospitals and clinics in Brazil. Several radiopharmaceutical products based on 131I, 32P, 51Cr and 153Sm are also produced at IPEN.

During the past few years, a concerted effort has been made in order to upgrade the reactor power to 5 MWth. One of the reasons for this decision was to produce 99Mo at IPEN, thus minimizing the cost and reliance on only one or two international suppliers. The reactor cycle will be gradually increased to 120 operating hours per week.


5

A.2.2.2. IPR – R1

The IPR-R1 TRIGA (Training, Research, Isotopes, General Atomics), located at the Nuclear Technology Development Center – CDTN, at the campus of Federal University of Minas Gerais in Belo Horizonte, has been operating for 48 years. It was the second Brazilian RR. The IPR-R1 is a pool type nuclear research reactor, with an open water surface and the core has a cylindrical configuration (Fig. A.2). The first criticality was achieved on November 1960. At present, the reactor operates at 100kW and the certification process to operate at 250kW is at the final stage. The operation regime of the reactor is 12 hours per week, 40 weeks per year. The integrated burn-up of the reactor since its first criticality until present is about 83 MW-day. Due to the low nominal power, spent fuel is far from being a problem, except for aging concerns. The first fuel assembly replacement of the reactor is not expected to occur before 2015.

The IPR-R1 is mainly used for thermohydraulical and neutronics research, neutron activation analysis and applied research, as well as for the production of some radioisotopes, like 60Co that is used in the stainless steel industry, and tracers that are used in the environmental research activities. Additionally it is also employed to train the Brazilian NPP operators.

Figure A.2. IPR-R1 – Reactor Core and Control Room

A.2.2.3. Argonauta – IEN

The third Brazilian RR is named Argonauta, and is located at the Institute of Nuclear Engineering (Instituto de Engenharia Nuclear – IEN) on the campus of the Federal University of Rio de Janeiro, in Rio de Janeiro city. The first criticality of the reactor was reached on February of 1965. The reactor can operate at a maximum power of 1kW during an hour or 500 W continuously. It is usually operated in the range of 170 to 340 W. The accumulated burn-up of the reactor since its first criticality is less than 1%, and as in the case of IPR-R1, due to the low nominal power, storage of spent fuel is not a problem. It is used mainly for training purposes, research and sample irradiation.


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A.2.2.4. IPEN MB-01

The most recent Brazilian RR is IPEN/MB-01, also located at IPEN. This research reactor is the result of a national joint program developed by CNEN and the Brazilian Navy.

The first criticality of the IPEN/MB-01 reactor was reached on 9 November 1988. From that date to May 2008, more than 2150 operation were made to measure Reactor Physics parameters to validate neutronic codes, train reactor operators and teach graduate and post-graduate courses. Some critical experiments are international benchmarks of the Nuclear Energy Agency (NEA-OECD). The IPEN/MB-01 reactor is a zero power reactor because the maximum power level is 100 watts with an average thermal neutron flux of about 5.0 × 108 n/cm2.s. This neutron flux is not high enough to raise the temperature during its operation and fuel burn up. The reactor, a water tank type critical facility, has a core that consists of up 680 stainless steel fuel pins with UO2 pellets inside. The diameter of the pins is 9.8 mm, and their length is 1194 mm. The pins have an active length of 546 mm, filled with 4.3% enriched UO2 pellets. The remainder of the pins is filled with Al2O3 pellets.

The pins are manually inserted into a perforated matrix plane, making it possible any desired experimental arrangements within a 28 x 26 matrix. The control and safety rods are composed of a total of 48 pins that contain absorbing neutron material. Each safety and control rods has 12 pins . Ten nuclear channels around the structure that sustains the matrix plate complement the critical arrangement, which is maintained within a stainless steel tank. Deionized water is used as a moderator and for the natural cooling system.

A.2.3. Nuclear Installations

A.2.3.1. Mining and Milling

Two facilities have been in operation in Brazil. The first one, in Poços de Caldas, operated between 1982 and 1995. All the economically recoverable uranium was extracted and currently no mining activity is underway. The site is being prepared for decommissioning.

A new mining facility has been in operation since 2000 in Caetité, with reserves of 100,000 t of U3O8, and a capacity of 400 t/year of yellow cake (U3O8) production, which can be expanded to 800 t/year.

The deposit of Santa Quitéria, located in the interior of the State of Ceará, is the largest discovered uranium reserve in Brazil. An estimated 142.2 thousand tonnes of uranium is inter-mixed with phosphates. The economic viability of the mine depends on the exploration of the associated phosphate, which will be used in the production of fertilizers. INB hopes the mine will be operational by 2012. It is planned to produce 1,600 tonnes of U3O8 per year as a by-product of 240,000 tonnes of P2O5.


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A.2.3.2. Monazite Sand Extraction

Brazil has large natural deposits of monazite sand in its Central–East Coast. These have been in exploration since the 1950’s. The only treatment facility in operation is located at Buena, in Rio de Janeiro state. The facilities in São Paulo state are no longer in operation.

A.2.3.3. Uranium Enrichment and Fuel Manufacture

An industrial complex in Resende contains two units operated by INB related to the manufacture of nuclear fuel for the Brazilian nuclear power plants.

In the first unit, uranium hexafluoride is converted into UO2 powder and fuel pellets are manufactured. The current nominal capacity is of 165 t/year of UO2 powder, and 120 t/year of UO2 pellets, although only part of this is actually produced.

In the second unit, PWR fuel assemblies are manufactured using fuel pellets from the first unit and additional components imported or produced locally. The nominal capacity is 240 t/y of uranium. From 1982 to 2007, this unit produced 978 fuel assemblies for Angra 1 and Angra 2.

At the same site, installation of a plant for uranium enrichment based on ultracentrifuge technology developed by the Brazilian Navy is underway, with initial operation scheduled for 2008. The nominal capacity of this initial phase will be 2.4 ton of SWU.

A.2.4. The Navy Program

The Brazilian Navy started in 1979 a research and development program with the objectives of designing, constructing and operating a nuclear submarine. To coordinate these activities, the Navy Technological Center at São Paulo (CTMSP) was created, comprising facilities in the cities of São Paulo and Iperó (Centro Experimental Aramar – CEA). The most important facilities include offices, laboratory workshops, a pilot scale fuel manufacturing unit (LABMAT); uranium Enrichment Laboratories (LEI and USIDE) and a Radio-ecological Laboratory (LARE). Still under construction is the UF6 conversion facility (USEXA), and a land based prototype reactor (LABGENE) for a nuclear propelled submarine.

A.2.5. Radioactive Installations

In Brazil, the radioactive installations, including the use of radioactive sources, are classified in 5 areas: medical, industrial, research and education, distribution and services.

In 2008, the national registry included 3750 radioactive installations. Table A.1 shows the distribution by areas of application in recent years. It is expected that this growing trend will continue in the following years.


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Table A.1. Distribution of Radioactive Installation Licenses by Area (2008).

Area 2008

Medicine 1326

Industry 1355

Research 744

Distribution 75

Services 250

Total 3750

A.2.5.1. Medical Installations

Radiotherapy Services

A total of 251 facilities are in operation. Brazil follows the world trend to substitute the cobalt sources (129 facilities) by linear accelerators. There is also a national plan to re-equip hospitals with 30 oncology centres.

Nuclear Medicine Services

The use of radioisotopes in medicine is growing steadily, with the substitution of external irradiation by internal therapy using new radiopharmaceuticals, requiring an increased attention to the adaptation of the physical installations, especially with respect to the treatment and storage of waste and the release of effluents.

A.2.5.2. Industrial Installations

A total of 5607 sources are being used in industrial installations as described below.

Industrial Radiography Services

The development of the Brazilian gas pipeline network and of the offshore oil industry has significantly increased the demand for industrial radiography services. This has required a large effort to prepare the necessary personnel and develop the required procedures, especially for contractors.

Utilization of Nuclear Measuring Instruments

The chemical, metallurgic, petrochemical, plastic, paper and other industry are increasingly using measuring instruments (gauges) based on radioactive


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sources. Portable instruments used for density measurement are becoming more widespread. Sources such as 137Cs, 241Am, 90Sr and 85Kr are the most used.

Oil Exploration Well Profiling

In 2008, 9 organizations operated 22 bases for exploring oil in the North, Northeast and the Central coastal region using radioactive sources. Sources such as 241Am, 60Co, 226Ra, 137Cs and 241Am/Be neutron sources are being used.

A.2.5.3. Industrial Irradiators

There are four 60Co large-size industrial irradiators operating in São Paulo state. They are used for sterilization of medical equipment and food irradiation. A new facility has recently started its licensing process. One additional irradiator is installed in the city of Manaus, but its activities are currently halted, due to pending licensing issues.

Regarding smaller irradiators, three units are operating in the country: two at the CNEN’s research centers (IPEN, in São Paulo and CDTN, in Belo Horizonte), and another one in Piracicaba, at the University of São Paulo’s Center of Nuclear Energy for Agriculture, CENA.

A.2.5.4. Research Facilities

The use of radioisotopes in research occurs at CNEN research institutes (IPEN, IEN, and CDTN), other research centers and universities. The type of research is diverse, including nuclear physics, biology, agriculture, health, hydrology and environment. Generally, small sources of 3H, 14C, 22Na, 55Fe, 63Ni, 125I, 226Ra, 35S e 32P are used for research applications.

Since 1986, IEN also has a cyclotron (CV-28), which is used in the production of radiopharmaceuticals for use in diagnostic examinations. The Institute has adopted the KIPROS system (Karlsruhe Iodine Production System). This 123I production routine provides conditions for labeling special molecules. The first one was MIBG, which has its main application in cardiology. Presently, IEN delivers only to the largest cities in the country. Another important radioisotope produced for medical purposes is 18F, considered the newest and most innovative technology in nuclear medicine.

Radioisotopes for medical uses are produced at IPEN in the Cyclotron Accelerators Center and in the Research Reactor Center. These radioisotopes, together with imported ones, are processed at the Radiopharmacy Center, following the requirements of the ISO 9002 standards and distributed just-in-time to hospitals all over the country, serving over 2.3 million patients per annum. A total of about 6.4 × 102 TBq of 18F-, 67Ga, 123I, 131I, 99Mo, 153Sm, 35S, 32P and 51Cr compounds are processed annually at IPEN.


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A.2.6. Waste Repository at Abadia de Goiás

Following the 1987 accident with a disused 137Cs source that resulted in the contamination of a significant part of the city of Goiânia, two near surface repositories containing 3.500 m3 of radioactive waste were constructed in Abadia de Goiás in 1995.

A long-term safety assessment of both repositories was done at that time confirming the safety of the two repositories. According to the requirements of the final safety assessment report, the long-term safety assessment must be repeated as part of the institutional control reporting requirements. After seven years of disposal, a second safety assessment was performed by CNEN to verify again the safety of both systems. This will be described in detail in items D.6 and H.7.

A.3. STRUCTURE OF THE NATIONAL REPORT

This First National Report was prepared to fulfill Brazilian commitments with the Convention [1]. Section B to K present an analysis of the Brazilian structures, actions and activities related to the Convention’s obligations, and follow the revised Guidelines for the preparation of National Report [2]. In Section B, some details are given on the existing policies and practices. Section C defines the scope of application of the Convention in Brazil. Section D presents the inventory of installations and facilities. Section E provides details on the legislation and regulations, including the regulatory framework and the regulatory body. Section F covers general safety provisions as described in articles 21 to 26 of the Convention. Section G addresses the safety of spent fuel management, including during siting, design, construction and operation. Section H addresses the safe management of radioactive waste. Section I presents a case of transboundary movement of spent fuel. Section J details the situation of disused radioactive sources.

In general, the report presents separately the different types of facility, whenever possible. Nuclear power plants, due to their complexity, are always treated separately.

Section K describes planned activities to further enhance nuclear safety and presents final remarks related to the degree of compliance with the Convention obligations.

The report also contains two annexes where more detailed information is provided with respect to spent fuel storage and radioactive waste facilities, and the Brazilian nuclear legislation and regulations. A third annex presents a list of used abbreviations.


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Section B – POLICIES AND PRACTICES

B.1. INTRODUCTION

Brazilian practices related to spent fuel and radioactive waste management are similar to most international practices.

The policy adopted with regards to spent fuel from nuclear power plants is to keep the fuel in safe storage until an international consensus is reached about reprocessing and recycling the fuel, or disposing it of as such. Therefore, spent fuel is not considered radioactive waste in the sense of this Convention.

Regarding radioactive waste, the policy is to keep safely isolated from the environment for time being, while a permanent solution is expected on a national level.

The basic legislation governing this policy is the Brazilian Constitution, which establishes in its article 21 that “all the nuclear energy activities shall be solely carried out for peaceful uses and always under the approval of the National Congress”; the Law 6.189 of 16 December 1989, which attributed to CNEN the responsibility for the final disposal of radioactive wastes; and the recent Law n. 10.308 of 20th November 2001 which established rules for the siting, licensing operation and regulation of radioactive waste facilities in Brazil (see also E.2).

B.2. RADIOACTIVE WASTE

B.2.1. Types and Classification

The waste classification system adopted in Brazil is the same one adopted by the IAEA. Radioactive wastes are classified into three categories, as shown on Table B.1 below.

On the Table, short lived are those radionuclides with half-lives lesser than 30 years such as: 60Co, 90Sr, 137Cs etc.

The types of waste are those normally generated by the sources presented in section A of this document and are described in more detail in the inventory presented in section D.


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Table B.1. Waste Classification

Category Characteristics Disposal Option

1. Exempt waste Activity levels equal or bellow the exemption limits that was based in a maximum impact dose of 0,01 mSv/yr for public

No radiological restriction

2. Low and Intermediate level waste

2.1. Short lived 2.2. Long lived

Activity levels above exemption limit and heat generation equal or below 2 kW/m3. Long lived alpha emitter contents equal or below 4000 Bq/g and the average specific activity of all radionuclides in the package (immobilized) below 400 Bq/g. Alpha emitter radionuclides concentration above limits cited before for short live

Near surface repository or geological. Geological repository

3. High level waste Heat generation above 2kW/m3 and alpha emitter concentration above the limits allowed for low and intermediate level wastes – short lived (2.1)

Geological repository


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Section C – SCOPE OF APPLICATION

C.1. DEFINITION OF SCOPE

According to the definition of the Convention and the Brazilian policies and practices described in section B, the activities and facilities covered by this report include all spent fuel and radioactive waste related to the Brazilian nuclear programme described in section A.2.

As mentioned in B.1, spent fuel from NPPs is not considered radioactive waste, pending an international consensus and a national decision about the possibility of reprocessing this fuel, or disposing it of as such.

Waste containing only natural occurring radioactive material will be included in the scope only to the extent that they are produced in the processing of uranium and thorium containing ores, such as Monazite sand processing, as described in sections H.2.2.2, H.2.2.3, and H.2.2.4.

So far, there is no spent fuel within the military or defense program in Brazil. The management of waste generated in the nuclear submarine program of the Brazilian Navy, although of minor importance and small quantity, is described in section D.4.


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Section D - INVENTORY AND LISTS

This section describes the facilities and activities that produce spent nuclear fuel and radioactive waste, and present a description of the inventories. More detailed information is presented in Section H and on a table format in Annex 1.

D.1. NUCLEAR POWER PLANTS

As mentioned in item A 2.1, Brazil has two nuclear power plants in operation (Angra1, 657 MWe gross / 627 MW net, 2-loop PWR and Angra 2, 1350 MWe gross/1275 MWe net, 4-loop PWR) and one under planning (Angra 3, PWR, similar to Angra 2, with construction temporarily interrupted). Angra 1, 2 and 3 are located at a common site, near the city of Angra dos Reis, about 130 km from Rio de Janeiro.

D.1.1. Angra 1

Site preparation for Angra 1, the first Brazilian nuclear unit, started in 1970 under the responsibility of FURNAS Centrais Eletricas SA. The initial work for construction of the plant began only in 1972, shortly after the contract with the main supplier of equipment, Westinghouse Electric Co. (USA), was signed. The Westinghouse contract included supply and erection of the equipment, as well as engineering and design of the plant on a turnkey basis. Westinghouse sub-contracted Gibbs and Hill (USA) in association with the Brazilian engineering company PROMON Engenharia S.A. for engineering and design.

CNEN granted the construction license for the plant in 1974. The operating license was issued in September 1981, at which time the first fuel core was also loaded. First criticality was reached in March 1982, and the plant was connected to the grid in April 1982. After a long commissioning period due to a steam generator generic design problem, which required equipment modifications, the plant finally entered into commercial operation on 1st January 1985.

In 1998, plant ownership has been transferred to the newly created company ELETRONUCLEAR, which has absorbed all the operating personnel of FURNAS and part of its engineering staff, and the personnel of the design company Nuclebras Engenharia (NUCLEN).

D.1.1.1. Angra 1 Spent Fuel Management

With respect to spent fuel of Angra 1, the spent fuel pool capacity has been expanded by the installation of compact racks to accommodate the spent fuel generated for the expected operational life of the unit.

The current status at Angra1 fuel pools is presented on Table D.1.


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Table D.1. Spent Fuel Assemblies Stored at Angra 1 (March 2008)

Angra 1 Storage place

Capacity Occupied

New Fuel Storage Room 45 0

Region 1 Spent Fuel Pool 252 142


Reactor Core 121 121

Note: By definition of INFCIRC/546 “SPENT FUEL” means nuclear fuel that has been irradiated in and permanently removed from a reactor core. Included in this inventory there are fuel assemblies that are not yet considered “spent fuel”, since they may be reused in future cycles.

D.1.1.2. Angra 1 Radioactive Waste Management

Angra 1 nuclear power plant is equipped with systems for treatment and conditioning of liquid, gaseous and solid wastes. Concentrates from liquid waste treatment are solidified in cement and conditioned in 200 litter drums (up to 1998) and 1 m3 steel containers (after 1998). Solid waste may be conditioned in drums or in special boxes. Gaseous waste is stored in holdup tanks and may be released from time to time. These tanks have the capacity for long-term storage, which eliminates the need for scheduled discharge. For the time being, medium and low level waste is being stored on site in a separate storage facility. (See D.1.4).

Generated volume of solid radioactive waste material is kept to a minimum by preventing materials from becoming radioactive, by decontaminating and reusing radioactive materials, by monitoring for radioactivity and separating non-radioactive material prior to conditioning and storage, and by other volume reduction techniques. Procedures, personnel training and quality control checks are used to ensure that radioactive materials are properly packed, abelled and transported to the storage facility.

In 2006, the Eletronuclear supercompacted about two thousand drums of radioactive waste by using a mobile supercompactor. The crashed drums were placed inside metallic boxes type B-25. Consequently, 128 metallic boxes were loaded with the pressed drums. These boxes were stored in the on site Storage Facility 1.

D.1.2. Angra 2

In June 1975, a Cooperation Agreement for the peaceful uses of nuclear energy was signed between Brazil and the Federal Republic of Germany. Under that agreement Brazil accomplished the procurement of two nuclear power plants, Angra 2 and 3, from the German company, KWU – Kraftwerk Union A.G., later SIEMENS/KWU nuclear power plant supplier branch.


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Considering that one of the objectives of the Agreement was a high degree of domestic participation, Brazilian engineering company Nuclebras Engenharia S.A. – Nuclen (now ELETRONUCLEAR, after merging with the nuclear part of FURNAS, in 1997) was founded in 1975 to act as architect engineer for the Angra 2 and 3 project, with KWU as the overall plant designer, and, on the process, to acquire the required technology to design and build further nuclear power plants.

Angra 2 civil engineering contractor was Construtora Norberto Odebrecht and the civil works started in 1976. However, from 1983 on, the project suffered a gradual slowdown due to financial resources reduction. In 1991, Angra 2 works were resumed and in 1994, the financial resources necessary for its completion were defined. In 1995, a bid was called for the electromechanical erection and the winner companies formed the consortium UNAMON, which started its activities at the site in January 1996.

Hot trial operation was started in September 1999. In 24th March 2000, after receiving from CNEN the Authorization for Initial Operation (AOI) initial core load started, followed by initial criticality on 17th July 2000, and first connection to the grid on 21th July 2000. The power tests phase was completed in November 2000. The commissioning phase was a very successful one. No major equipment problems occurred in spite of the very long storage time (~20 years), indicating the high quality of the component conservation program. The Angra 2 NPP has been operating at full power since mid November 2000 and went into commercial operation on 21th January 2001. The Authorization for Initial Operation (AOI) has been extended periodically, basically due to problems with the environmental licence.


In the case of Angra 2, the spent fuel pool, which is located inside the steel containment, has two types of racks:

a) Region 1: normal racks with capacity for 264 fuel assemblies, equivalent to one full core plus one reload of fuel of any burnup and with enrichment up to 4.3%;

b) Region 2: high-density storage racks with storage capacity for 820 spent fuel assemblies. The fuel assemblies to be stored in region 2 must have a given minimum burnup, which is a function of the initial enrichment. This spent fuel storage capacity is sufficient for about 15 years (14 cycles) of operation, which means that additional spent fuel storage space, either of the wet or dry type, will have to be provided in the medium term.

The current status at Angra 2 fuel pools is presented on Table D.2.


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Table D.2. Spent Fuel Assemblies Stored at Angra 2 (March 2008)

Angra 2 Storage place

Capacity Occupied





Note: By definition of INFCIRC/546 “SPENT FUEL” means nuclear fuel that has been irradiated and permanently removed from a reactor core. Included in this inventory there are fuel assemblies that are not yet considered “spent fuel”, since they may be reused in future cycles.


Angra 2 nuclear power plant is equipped with systems for treatment, conditioning, disposal and storage of liquid, gaseous and solid radioactive wastes. All Angra 2 waste treatment systems are highly automated to minimize human intervention and reduce operating personnel doses. Liquid waste is collected in storage tanks for further monitoring and adequate treatment or discharge to the environment. The concentrate resulting from the liquid waste treatment is further processed in order to reduce water content before being immobilized in bitumen and conditioned in 200-liter drums. Spent resins and filter elements are also immobilized in bitumen and conditioned in 200-liter drums. Compactable and non-compactable solid waste is conditioned in 200-liter drums. Gaseous waste is treated in the gaseous waste treatment system, where the radioactive gases are retained in delay beds containing active charcoal to let them decay well below allowable levels, before release into the environment throughout the 150m high plant vent stack. No residues are produced in the gaseous waste treatment system, as all the system’s consumables, mainly filter and delay bed fillings, are designed to last for the whole plant lifetime. The drums with waste are initially stored within the plant prior to being transported to the on site storage facility, still at the plant site.

Generated volume of solid radioactive waste material is kept to a minimum by preventing materials from becoming radioactive, by decontaminating and reusing radioactive materials, by monitoring for radioactivity and separating non-radioactive material prior to conditioning and storage, and by other volume reduction techniques. Procedures, personnel training and quality control checks are used to ensure that radioactive materials are properly packed, labeled and transported to the storage facility.


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D.1.3. Angra 3

Recently (March 2008), the Federal Government through its National Council for Energy Planning approved the restart of construction of Angra 3 after a 23-year interruption.

But, even before construction authorization for Angra 3 was given, some progress has been made. In 2005, following authorization for site preparation work, the rock excavation for the plant foundation was cleaned up and stabilized. Engineering work was continued with adaptation for Angra 3 of Angra 2 material and equipment specifications, upgrading the design with basis on the Angra 2 and international operational experience as well as continuation of contacts with the potential equipment suppliers. An important formal step on the Government side was inclusion, in March 2006, of Angra 3 in the Electric Energy Expansion Decennial Planning, covering the period 2006 – 2015, following a detailed evaluation of the Brazilian viable energy generation alternatives.

Concerning Angra 3 economics, the calculated cost of its MWh competes with the cost of energy from new hydro plants and is lower than gas or coal generation, as it has been shown in the last auction of future energy market.

Most of its components of imported scope are already in Brazil and the site is ready for concrete pouring. All the required engineering is essentially available since for economy and standardisation reasons Angra 3 is to be as similar as possible to Angra 2. This concept has been submitted to and accepted by CNEN, proposing “Angra 2 as-built” as the reference plant for Angra 3. In this context, the only major technical modification planned for Angra 3 is the replacement of the conventional instrumentation and control by a modern digital system. Another difference between the two units refers to the site: Angra 2 was constructed on pile foundation, while Angra 3 should be built on sound rock.

Concerning supplies, more than 65% in value of the imported equipment is already stored in the warehouses, including not only the primary circuit heavy components and the turbine-generator set but also special pumps, valves and piping material. Excellence of the preservation plan for long-term storage has been demonstrated during Angra 2 completion, whereby no relevant equipment malfunction due to long-term storage had adverse impact on plant commissioning or initial operation. The preservation measures, including the 24 months inspection program, continue to be applied for the Angra 3 components stored at the site.

For the restart of construction, two licenses are required: the Construction License from the Nuclear Regulatory Body – CNEN, based on the acceptance of a Preliminary Safety Analysis Report (PSAR) and the Installation License from the Environmental Regulatory Body – IBAMA, based on the acceptance of an Environmental Impact Assessment (EIA).

The Preliminary Safety Analysis Report (PSAR) for the Nuclear Licensing process is under review by ELETRONUCLEAR to be delivered to CNEN. CNEN has already conducted a preliminary evaluation and identified to ELETRONUCLEAR the necessary modifications for further review.


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The environmental licensing has proceeded with preparation and submission of the Angra 3 Environmental Impact Assessment (EIA) to IBAMA. Still in the frame of the environmental licensing process, public hearings to inform the population of the contents of the EIA were held in all municipalities bordering the emergency planning zones of the Plant. ELETRONUCLEAR received the pre-installation license from IBAMA in 2008.

Plant construction is planned to last 66 months, from starting of reactor annulus slab concrete work up to the end of power tests and start of commercial operation.


The spent fuel will be stored similarly to Angra 2.


The radioactive waste will be treated and stored similarly to Angra 2.

D.1.4. On Site Initial Storage Facility

The waste of Angra 1 and Angra 2 is being stored in an initial storage facility located at the Angra site. The storage facility consists of two buildings, which are submitted to CNEN inspections.

Attending to a Brazilian Government request, an IAEA mission was received in 2000 to review the conditions of the initial storage. The mission praised the storage condition and the effort carried out in the past to repack some of the initial waste and reduce its volume. The mission also presented some recommendations on the waste storage facility status. Taking into consideration the IAEA mission and CNEN recommendations, the storage facility is being expanded. The implementation of the third storage building is in the final stage of construction and commissioning.

For additional information on this storage facility, see section H.2.

D.1.5. Old Steam Generator Storage Facility

With the plans for replacement of Angra 1 steam generators, a new facility is under construction on site. The Old Steam Generator Storage Building is a reinforced concrete structure designed to provide shielding and storage for the two Angra 1 replaced steam generators and all associated contaminated material. In the future, it also will store the reactor pressure vessel head, one radioactive waste evaporator and one residual heat exchanger.

It is located inside the ELETRONUCLEAR property area, close to the site dock and within the site boundary. The old steam generators will be arranged side


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by side in separate compartments. The building is designed to be seismic qualified according to Angra 1 class I structure design criteria and the concrete wall thickness provides radiological shielding according CNEN-NE-3.01 standard and annual limit of operational dose.

D.1.6. Waste repository for low and intermediate level waste

The plans for final disposal of waste generated from the Angra nuclear power complex (units 1,2 and future 3), are still under development, as described in items H.3.2 and H.5.2.2.

D.2. RESEARCH REACTORS

D.2.1. Spent Fuel Management

Research reactors (RR) have been in operation in Brazil since the late 1950’s and, as a result, some amount of spent fuel assemblies (SFA) has accumulated. Table D.3 shows the RR operating in Brazil.

Table D.3. Research Reactors in Brazil

IEA-R1 IPR-R1 ARGONAUT IPEN/MB-01

Criticality September 1957 November 1960 February 1965 November 1988

Operator IPEN-CNEN/SP CDTN-CNEN/MG IEN-CNEN/RJ IPEN-CNEN/SP

Location São Paulo Minas Gerais Rio de Janeiro São Paulo

Type Pool Triga Mark I Argonaut Critical assembly

Power Level

2-5 MW 250 kW 200 W 100 W

Enrichment 20% 20% 20% 4.3%

Supplier Babcock & Wilcox General Atomics USDOE Brazil

Of the research reactors shown on Table D.3, the only RR that is subject to concerns related to spent fuel storage is IEA-R1. Part of its spent fuel was returned to U.S.A., when in 1999 Brazil shipped 127 LEU and HEU fuel elements. Later, on November 2007, 33 spent fuel elements stored in the pool of the IEA-R1 reactor and containing uranium of US origin were also shipped back to Savannah River Site Laboratory, South Carolina, USA.


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These storage concerns were the driving force for Brazil to also join an IAEA Regional Project. The objectives of the Project are to provide the basic conditions to define a regional strategy for managing spent fuel and to provide solutions taking into consideration the economic and technological realities of the countries involved. In particular, to determine the basic conditions for managing RR spent fuel during operational and interim storage as well as final disposal, and to establish forms of regional cooperation for spent fuel characterization, safety, regulation and public communication.

The Brazilian part of the Latin American Spent Fuel Database is presented on Table D.4, showing the main characteristics of the fuel elements used in the Brazilian research reactors.

Table D.4. Fuel Element Characteristics

Facility Fuel Type Fuel Material Enrichment Cladding Material

IEA-R1 MTR U3O8-Al

U3Si2-Al LEU 19.9% Aluminum

IPR-R1 TRIGA U-Zr-H LEU 20% Aluminum/SS*

ARGONAUTA

MTR U3O8-Al LEU-19.0-19.9% Aluminum

IPEN-MB-01 Pin PWR UO2 Pellets LEU 4.35 % SS

The present RR spent fuel inventory is shown on Table D.5. The only reactors subject to concerns related to medium and long-term storage are IEA-R1 and IPR-R1. The other ones are low- and zero- power reactors with very low burn up. Taking these facts into consideration and the storage capacities presently available, some projections for the next 10-15 years have been made.

Table D.5. SFA Inventory at Brazilians Research Reactors

SFA Storage Facility # of FA in Present Core

Average # used per year At RR Outside

RR

SFA % AverageBurnup

IEA-R1 24 LEU, Silicide-9; Oxide-15

~18, expected for 120 h/week, 5 MW

16 wet 0 ~30

IPEN-MB-01 680 pins NA 0 0 NA

IPR-R1 59 rods (LEU) NA 0 0 ~4

IEN-R1 8 LEU NA 0 0 NA NA = not applicable

Presently, storage facilities at IEA-R1 consist of racks located in the reactor pool with a capacity of 156 assemblies. Figure D.1 illustrates the storage area in the IEA-R1 reactor. According to the newly proposed operation schedule (5 MW,


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120 hrs per week), 18 to 20 assemblies will be spent annually. Currently, 21 storage positions are occupied, suggesting that within 7 to 10 years the wet storage facility at the reactor will be full. Although there are 50 dry storage horizontal tubes (within each of which three standard spent fuels can be stored) located in the reactor building, significant modifications will be required before any decision to store spent fuels in these tubes can be made. As a result, a project to assess and design an “at-reactor” dry-storage, with a total capacity for approximately 200 SFA, has been initiated. The options assessed envision that the present dry storage could be refurbished or a new dry storage could be built in a building close to the reactor building.

IPR-R1 has no short- and medium-term storage problems, due to its low nominal power. The first fuel assembly replacement is not expected to occur before 2015.

Finally, Brazil has not adopted a technical solution for spent fuel or high-level waste disposal. Nonetheless, given that the Brazilian legal framework regarding waste disposal has been established, the solution to be adopted will have to be discussed at the national level.

Figure D.1: IEA-R1 wet storage

D.2.2. Radioactive Waste Management

The radioactive waste of the research reactors is managed together with the radioactive waste of the institutes to which they belong, as described in section D.5.


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D.3. OTHER NUCLEAR INSTALLATIONS

D.3.1. Indústrias Nucleares do Brasil (INB)

D.3.1.1. Waste from Fuel Cycle and Monazite Processing Facilities

The uranium mining and milling industrial complex (Complexo Industrial de Poços de Caldas - CIPC), located at the Poços de Caldas plateau, in the state of Minas Gerais, produced, from 1982 to 1995, 1170 tons of ammonium diuranate (yellow cake). The waste generated in this process is kept in a 29.2 hectare dam system, with an actual volume capacity of 1 million cubic meters. It is estimated that 4.8 TBq (130 Ci) of 238U, 15 TBq (405 Ci) of 226Ra and 4.2 TBq (112 Ci) of 228Ra were disposed of in this site to the present date (See also H.2.2.4).

The operation of the rare-earth production line of Usina de Santo Amaro (Santo Amaro Mill - USAM) in São Paulo has generated Mesothorium (a material containing 228Ra) and Cake II (called Torta II – composed basically of thorium hydroxide concentrate). These materials, although not formally classified as waste, are presently stored in Poços de Caldas (CIPC) and São Paulo (USIN and Botuxim). In Poços de Caldas (CIPC) there are about 1200 m3 of Mesothorium and 7250 m3 of Cake II presently stored.

In the Interlagos facility (USIN), there are about 39 m3 of Mesothorium and 325 m3 of Cake II presently stored and in the Botuxin storage facility (São Paulo) there are about 2190 m3 of Cake II presently stored (See H.2.2.2.).

D.3.1.2. Fuel Element Manufacturing Facilities

The waste volume generated by the fuel element assembly unit and by all other pilot scale fuel cycle facilities is negligible when compared to the above-mentioned figures. All the material is currently stored inside the production facility. An initial storage facility has been built and, as soon as its license is issued by CNEN, all the material stored in the production plant will be transferred to this storage area

D 3.1.3. Radioactive Waste - URA

The Uranium Concentrate Unit (URA) project adopted as a basic design premise the minimization of effluent generation. Treatment and containment systems and were introduced in order to reduce the residue, waste and effluent generation, thus minimizing the environmental impact of the facility.

The waste management systems were developed with the requirements of preserving the local environment by recycling industrial waters. Mine tailings are piled up on the sides of the hills in a dry condition. The depleted ore is placed together with the mine tailings, using procedures that eliminate or reduce the production or promote the retention of dust. Liquid production is reduced by


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promoting effluent recycling, thus reducing treatment needs. The mud resulting from liquid residue treatment is kept in closed tailing ponds equipped with bottom and side drainage, so as to retain solid phase and allow liquid recycling. Radium isotopes from industrial liquid residues are precipitated and retained whenever concentrations are above the permissible values for discharge to the environment.

The total mining tailings production is estimated in 12,210,000 tons, with a mean uranium grade of 0.0007 % (U3O8). The total solid waste produced by the depleted ore from leaching piles is estimated in 2,140,000 tons, with mean uranium grade of 0.08 % (U3O8).

The mine tailing was sited considering that the area has good geological conditions and the component rocks have good mechanical stability. The top soil was removed and retained for further recovery of the site. The area does not have any water source or surface water body. The rain water that percolates the tailing is retained in ponds and is used in the industrial process. The inclination of the side of the hill is less than eighteen percent (18 %), which enhances the efficiency of rain water drainage.

The main liquid waste production is one hundred and eighty thousand cubic meters per year (180,000 m3/y), with uranium concentration of about 0.003 g/l. The total volume of the tailing ponds is about four hundred thousand cubic meters (400.000 m3), divided into four pond units.

D.4. NAVY INSTALLATIONS at São Paulo (CTMSP) and Iperó (CEA)

The waste volume generated by these activities is very small when compared to the figures mentioned above. All the material is currently kept on an initial storage on both sites.

At CTMSP the radioactive waste, mainly contaminated laboratory material, is transferred to nearby IPEN.

At CEA, an initial waste storage facility is available in form of a warehouse. One hundred nine drums containing about 8,413 kg of waste are currently stored there. These are mainly contaminated materials such as plastic, paper and tools (See also H.2.3).

D.5. CNEN INSTITUTES

D.5.1. IPEN

The Radioactive Waste Management Laboratory (LRR) was formally created in 2003 as a new research center of the Institute for Energy and Nuclear Research (IPEN), in order to perform research and development, teaching and waste treatment activities in the field of radioactive waste. The laboratory is in charge of treating and temporarily storing the radioactive waste generated at IPEN, as well as those generated at many other radioactive facilities all over the


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country. The main features of the laboratory include units for: waste reception and segregation; decontamination; liquid waste immobilization and conditioning; in-drum compaction of compressible solids; spent sealed sources and lightning rods disassembly; primary and final waste characterization; storage of untreated and treated waste. For further description, see item H.2.4.1.

D.5.2. CDTN

Besides the radioactive waste generated in its own laboratories, CDTN has received disused sealed sources from other users, like industries, hospitals and universities. These sources include, among others, radioactive lightning rods, smoke detectors, nuclear gauges and teletherapy units, which are stored at CDTN’s interim storage facility (see H.2.4, Table J2 and Annex 1). In December 2007, the facility was storing 7,037 disused sources, with a total activity of 1.73 × 108 MBq, and ninety five 200-liter drums of treated wastes of very low activity, and the volume occupied was about 27% of the total. In addition, 3.1 m3 (3.9 × 106 MBq) of untreated liquid wastes were in the initial storage room.

The strategy implemented for the management of radioactive waste at CDTN is based on the standard CNEN-NE-6.05 and takes into account the available infrastructure. The main features of the management program are:

• To register the waste and disused sealed source inventory using an electronic database.

• To minimize the waste generation by suitable segregation and characterization.

• To reduce the volume by chemical treatment of the aqueous liquid waste, and by compacting and cutting the solid waste;

• To solidify by cementation the sludge arising from the chemical treatment, and to immobilize the non-compactable solid waste in cement/bentonite.

D.5.3. IEN

IEN has originally had a small area (120 m2) for storage of radioactive waste. In 2007 IEN built a new storage facility with 972 m2. IEN stores waste that has similar characteristics to the waste received at the other CNEN institutes. Additionally, IEN also stores the radioactive waste generated in its own installations.

D.5.4. CRCN – CO

CRCN-CO has also a small interim storage facility for radioactive waste collected in the Midwest region (see Fig. D.2). This waste is periodically transferred to CDTN.


26

Figure D.2. Interim storage facility at CRCN-CO

D.6. WASTE REPOSITORY AT ABADIA DE GOIAS (Closed)

The waste generated in the decontamination process following the radiological accident with a 137Cs medical source in Goiânia are currently stored in a final repository at Abadia de Goiás, a small town circa 23 km from Goiânia.

Approximately 3,500 m3 of waste were generated, with an estimated overall activity lying between 47.0 TBq (1270 Ci) and 49.6TBq (1340 Ci). The waste was temporarily stored in open-air concrete platforms, occupying an area of about 8.5 x 106 m2 at a site near the village of Abadia de Goiás. (Fig. D.3)

Figure D.3. Temporary storage

The drums and the metal boxes containing waste were classified into five groups, taking into account the decay period needed for the contents of the package to reach a Cs137 concentration level not greater than 87 Bq/g, as described on Table D.6.


27

Table D.6. Waste from Goiânia Accident

GROUP (Time - years)

Number Metallic Boxes

Volume

(m3)

Number of Drums

Volume

(m3)

Storage Activity *

(TBq)

Total Volume

(m3)

Current Activity (TBq)

I (t=0)

404 686.8 2710 542 0,06 1228,80 0,03

II (0 < t < 90)

356 605.2 980 196 0,476 801,20 0,250

III (90 < t < 150)

287 487.9 314 62.8 1,44 550,70 0,76

IV (150< t <300)

275 467.5 217 43.4 13,67 510,90 7,19

V (t > 300)

25 42.5 2 0.4 30 42,90 15,80

Total 1347 2289.9 4223 844.6 45,71 3134,50 24,03 NOTE: * Storage Activity: at the time of storage / ** Current Activity: as of March 2008.

The following packages were also used in Goiânia:

• 1 metal package for the headstock, with the remaining source (4.4 Tbq and with 3.8 m3, of Group V);

• 10 ship containers (374 m3, with 0.4 TBq, from Group I); and

• 8 special concrete packages (1.4 m3, with 0.7 Bq, from Group V)

According to the IAEA classification, all the radioactive waste collected in Goiânia fall into the category of “low level – short lived” waste and this allows its disposal at shallow depths, in engineered storage facilities. The Group I waste, having specific activities below 87 Bq/g, could actually be exempted from regulatory control – which means that it could effectively have been released into ordinary waste systems. Nevertheless, it was decided to build in Goiânia two repositories: a more simplified one, called Great Capacity Container (Figure D.4) for the disposal of Group I waste (about 40% of the total) and a repository with more elaborate engineered barriers for the disposal of Groups II to V waste, called Goiânia Repository (Figure D.5).


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Figure D.4. Great Capacity Container

Figure D.5. Repository at Abadia de Goiás

In conclusion, the problem of providing final disposal for the waste generated in the Goiânia Accident is thoroughly addressed. All the waste has been disposed in two near surface repositories, which have already been closed and with environmental restoration performed. More information on the environmental monitoring program for the repository is provided in section H.7 of this document.


29

Section E - LEGISLATIVE AND REGULATORY SYSTEM

E.1. Article 18. IMPLEMENTING MEASURES

Brazil has taken legislative, regulatory and administrative measures to ensure the safety of its nuclear facilities, including spent fuel and radioactive waste facilities.

The Federal Constitution of 1988 establishes the distribution of responsibilities among the Union, the states, the federal district and the municipalities with respect to the protection of the public health and the environment, including the control of radioactive products and installations (Articles 21, 22, 23 and 24). The government is the sole responsible for nuclear activities related to electric power generation, and also for regulating, licensing and controlling nuclear safety (Articles 21 and 22). The Comissão Nacional de Energia Nuclear (Brazilian National Commission for Nuclear Energy - CNEN) is the national regulatory body, in accordance with the National Nuclear Energy Policy Act.

Furthermore, the constitutional principles regarding protection of the environment (Article 225) require that any installation which may cause significant environmental impact shall be subject to environmental impact studies that shall be made public. More specifically, for nuclear facilities, the Federal Constitution (Article 225, paragraph 6) provides that a specific law shall define the site of any new nuclear reactor facility. Therefore, nuclear installations are subject to both a nuclear license by CNEN and an environmental license by the Instituto Brasileiro do Meio Ambiente e dos Recursos Naturais Renováveis (Brazilian Institute for the Environment and Renewable Natural Resources – IBAMA), with the participation of state and local environmental agencies as stated in the National Environmental Policy Act. These principles were established by the Federal Constitution of 1988, when Angra 1 was already in operation, and Angra 2 was in construction. Therefore, licensing of these power plants followed slightly different procedures, as described below.

CNEN is under the Ministry of Science and Technology (MCT). The relation amongst regulatory organizations and operators is shown in Figure E.1.


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Figure E.1 – Brazilian Organizations Involved in Nuclear Safety

E.1.1. Nuclear licensing process

CNEN was created in 1956 (Decree 40.110 of 10/10/1956) to be responsible for all nuclear activities in Brazil. Later CNEN was re-organized and its responsibilities were established by Law 4118/62 with alterations determined by Laws 6189/74 and 7781/89. Thereafter, CNEN became the Regulatory Body in charge of regulating, licensing and controlling nuclear energy. Since 2000, CNEN has been under the Ministério da Ciência e Tecnologia (Ministry of Science and Technology - MCT).

CNEN responsibilities related to this Convention include:

• the preparation and issuance of regulations on nuclear safety, radiation protection, radioactive waste management, nuclear material control and physical protection;

• licensing and authorization of siting, construction, operation and decommissioning of nuclear facilities;

• regulatory inspection;

• acting as a national authority for the purpose of implementing international agreements and treaties related to nuclear safety, security and safeguards;

• participating in the national preparedness and response to nuclear emergencies.

NATIONALCOMMISSION

FOR NUCLEAR ENERGY(CNEN)

MINISTRYOF

SCIENCE ANDTECHNOLOGY

INSTITUTE FORTHE ENVIRONMENTAND RENEWABLE

RESOURCES (IBAMA)

ENVIRONMENTMINISTRY

ANGRANUCLEAR

POWER PLANT

ELETROBRASTERMONUCLEAR

SA(ELETRONUCLEAR)

BRAZILIAN ELECTRICPOWER PLANTS

COMPANY(ELETROBRAS)

MINES & ENERGYMINISTRY

OtherMINISTRIES

PRESIDENTOF

BRAZIL

BRAZIL NUCLEAR INDUSTRIES

(INB)


31

Under this framework, CNEN has issued radiation protection regulations and regulations for the licensing process of radioactive and nuclear facilities, safety, security and nuclear material control during operation, management of radioactive waste, siting of waste repositories, quality assurance, reporting requirements, plant maintenance, and others (see Annex 2. Item 2.3 for a list related of CNEN regulations).

The licensing regulation CNEN-NE-1.04[3] establishes that no nuclear installation shall operate without a license. It also establishes the necessary review and assessment process, including the specification of the documentation to be presented to CNEN at each phase of the licensing process. It finally establishes a system of regulatory inspections and the corresponding enforcement mechanisms to ensure that the licensing conditions are being fulfilled. The enforcement mechanisms include the authority of CNEN to modify, suspend or revoke the license.

The licensing process is divided in several steps:

• Site Approval;

• Construction License;

• Authorization for Nuclear Material Utilization;

• Authorization for Initial Operation;

• Authorization for Permanent Operation;

• Authorization for Decommissioning

Federal Law 9756, approved in 1998, establishes taxes and fees for each individual licensing step, as well as for the routine work of supervision of the installation by CNEN.

For the first step, site selection criteria are established in Resolution CNEN 09/69 [4], taking into account design and site factors that may contribute to violation of established dose limits at the proposed exclusion area for a limiting postulated accident. Additionally, by adopting the principle of “proven technology”, CNEN regulation NE 1.04 requires for site approval the adoption of a “reference plant” for the nuclear power plant to be licensed.

For the construction license, CNEN performs a detailed review and assessment of the information received from the licensee in a Preliminary Safety Analysis Report (PSAR). The construction is followed closely by a system of regulatory inspections.

For the authorization for initial operation, CNEN reviews the construction status, the commissioning program including results of pre-operational tests, the final Physical Protection Plan, updates its review and assessment of facility design based on the information submitted in the Final Safety Analysis Report (FSAR), and authorizes the nuclear material utilization. Startup is closely followed by CNEN inspectors, and hold points at different stages are established.


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Authorization for permanent operation is given after a complete review of commissioning test results and the solution of any deficiencies identified during construction and initial operation. The authorization establishes limits and conditions for operation and lists the programs which should be kept active during operation, such as the radiological protection program, the physical protection program, the quality assurance program for operation, the fire protection program, the environmental monitoring program, the qualification and training program, the preventive maintenance program, the retraining program, etc. Reporting requirements are also established through regulation CNEN-NE-1.14 [5] and CNEN-NN-2.02 [19]. These reports, together with a system of regulatory inspections performed by resident inspectors and headquarters personnel, are the basis for monitoring safety and nuclear material control during operation.

The main tasks during the licensing process are the safety evaluation of the applicant documentation and the regulatory inspections. During the period of 2006-2008, 70 Evaluation Reports were issued related to Angra Unit 1, out of which 3 related to the radioactive waste systems. For Angra 2, 60 Evaluation Reports were issued, 4 of them related to radioactive waste. Also 80 regulatory inspections were conducted in both units, 35 in Unit 1, 40 in Unit 2, and 5 for issues related to both units. Of these, 6 were related to the radioactive waste area.

Other governmental bodies are involved in the licensing process, through appropriate consultations. The most important ones are the Institute for Environmental and Renewable Natural Resources (Instituto Brasileiro do Meio Ambiente e dos Recursos Naturais Renováveis - IBAMA), which is in charge of environmental licensing, and the coordination of Nuclear, Technical and Scientific Program of the Ministry for Science and Technology (PTCN/MCT) with respect to emergency planning aspects.

E.1.2. Environmental licensing

IBAMA was created through Law n. 7735 of 22 February 1989 under the Ministério do Meio Ambiente (Ministry for Environment - MMA) with the responsibility to implement and enforce the National Environmental Policy (PNMA) established by Law No. 6938/81. The objective of the PNMA is to preserve, improve and recover the environmental quality, ensuring the conditions for social and economic development and for the protection of human dignity.

The PNMA established the National System for the Environment (SISNAMA), which is composed by the Conselho Nacional para o Meio Ambiente (National Council for the Environment - CONAMA) and executive organizations at the federal, state and municipal levels. The central executive body for SISNAMA is IBAMA, which is, therefore, responsible for the environmental licensing process of any installation with potentially significant environmental impact.

The environmental licensing process includes the following steps:

• Pre-installation Licence, given at the preliminary planning stage, approving the siting and general concept of the installation, evaluating its


33

environmental feasibility and establishing the basic requirements and conditions for the next implementation phases.

• Installation Licence, authorizing the construction of the installation in accordance with the approved specifications, programs and projects including measures that are considered essential to protect the environment.

• Operating Licence, authorizing the operation of the installation after the verification of the effective fulfilment of the previous licence conditions, and the effective implementation of measures to protect the environment during operation.

One of the requirements for the issuance of a Pre-installation Licence is the development of an Environmental Impact Study (EIA) and the preparation of an Environmental Impact Report (RIMA). The RIMA is prepared to explain the project and evaluate other alternative sites and technologies and to describe the proposed activities, in order to allow for public participation and discussion with the local community in an effective way.

Public participation in the environmental licensing process is ensured by legislation through the conduct of public hearings (CONAMA Resolution 09/87). One of the requirements is transparency in the process, through the publication in the official newspapers and local press of any licence application and the decision to grant it or not by the relevant environmental agencies.

E.1.2.1 Environmental Licensing of Angra 1, 2 Radioactive Waste Storage Facilities

The construction of Angra 1 and Angra 2, including the radioactive waste stored on site, took place before the creation of IBAMA. The operation of Angra 1 started in 1981, before the current environmental regulation was established.

At that time, the Fundação Estadual de Engenharia do Meio Ambiente (State Foundation for Environment Engineering - FEEMA), the Rio de Janeiro state agency in charge of environmental matters, issued an Installation License.

Since 1989, with the definition of the legal competence of IBAMA for environmental licensing of nuclear installations, with the participation of CNEN and state and local environmental agencies, IBAMA has been involved in the licensing process of the radioactive waste storage facilities in Angra 1 and Angra 2.

Currently the low and intermediate radioactive waste from the nuclear power plants are stored in two storage facilities named Storage Facility 1 and Storage Facility 2, with modules 2A under operation and module 2B under licensing and commissioning.

Storage Facility 1 entered operation in 1981, with the operation of Angra 1 and is almost completely full (Figure E-2). Storage Facility 2A also contains waste from Angra 1. Both storage facilities are “initial” in nature, since the waste should be later removed to a final repository. For both storage facilities,


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ELETRONUCLEAR must submit basic documentation that will permit IBAMA to assess the environmental impact of their operation. This documentation will also serve as a basis to define plans and programs detailed in an Environmental Control Plan (PCA) for obtaining a formal Operating License, according to the current regulation.

Figure E.2. Angra 1, 2 Radioactive Waste Storage Facilities

The operator has requested the expansion of the storage capacity of the site through the construction of a third storage facility (Storage Facility 3) at the same location. The Environmental Impact Study (EIA) and the Environmental Impact Report (RIMA) were prepared and submitted to IBAMA.

The RIMA served also as a basis for the public hearings, which took place in the surroundings of the plant, within the environmental licensing process. Based on these evaluations and taken into consideration the discussion during the hearings, IBAMA issued the Installation License. ELETRONUCLEAR expects to obtain the IBAMA Operation License in 2008.

Since CNEN has the technical competence for the evaluation of radiological impact in the environment, IBAMA and CNEN have established a formal agreement to specify the respective scope of action and to optimize both licensing processes.

E.1.2.2. Environmental Licensing of the Repository at Abadia de Goiás

The repository at Abadia de Goiás, which belongs to CNEN, has received an Installation License from IBAMA in 1996. At present, IBAMA is following up the initial operation of the repository through reports and inspections. An Environmental Plan including air samples, sediments samples, surface water and underground water as well as external radiation doses around the two repositories has been executed every year since its construction. More detail of this environmental plan can be seen on item H of this report.


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E.1.2.3. Other Pre-existing Storage Facilities

Other pre-existing radioactive waste storage facilities that are now also being licensed by IBAMA, are located at IPEN, CDTN and IEN (see D.5. and H.2.2).

In 2002, IBAMA licensed CDTN facilities, including the radioactive waste storage hall (IBAMA Operation License Nr. 225/2008, of 8 August 2002). On 28 November 2006 this license was renewed for additional six (6) years.

The other two storage facilities are in a process of compliance of the existing situation with the current legislation, to obtain an Operating License. This is done through a legal instrument called “Termo de Compromisso” (Term of Commitment), in which the organization commits itself to fulfill specific requirements established by IBAMA.

At IPEN, the existing storage for treated waste will be restructured and will receive 650 m2 of extra area. In 2007, CNEN issued a preliminary authorization for building new storage area and IPEN applied for a license of construction. The next phase will be hiring the company to carry out construction work.

E.1.3. Emergency preparedness legislation

With respect to emergency preparedness, additional requirements have been established by the creation of the System for Protection of the Brazilian Nuclear Program (SIPRON) through Law 1809 of October 7, 1980. The subsequent Decree Nr.2210 of April 22, 1997 defined the Secretaria de Assuntos Estratégicos (Secretariat for Strategic Affairs - SAE), directly linked to the Presidency of the Republic, as the Central Organization of SIPRON responsible for the general supervision of the preparedness and response to nuclear emergencies in the Country.

More recently, the Governmental restructuring through Law Nr. 10.683 of May 28, 2003 has designated the Ministry of Science and Technology (MCT) as the state department with competence for nuclear energy policy. And SIPRON, which now stays under the Coordination of Technical and Scientific Nuclear Program of MCT (See Fig. E.3).

The Decree Nr. 2210 also established a Coordination Commission (COPRON) composed of representatives of the agencies involved. Besides ELETRONUCLEAR, as the operator, and CNEN, as the nuclear regulatory body, other agencies are involved as support organizations of SIPRON, such as the municipal civil defense, the state civil defense, the Angra Municipality, the IBAMA, the National Road Authority, the National Army, Navy and Air Force, and the Ministries of Health, Foreign Relations, Justice, Finance, Planning and Budget, Transportation and Communications.


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Figure E.3. SIPRON position within the MCT Structure

SIPRON guidelines, issued by COPRON (see Annex 2, item 2.5), require that support organizations of SIPRON prepare, keep up to date and exercise a plan for nuclear emergency situations. As a matter of fact, the guidelines require that CNEN and other organizations and agencies involved have their emergency plans, as well.

E.2. Article 19. LEGISLATIVE AND REGULATORY FRAMEWORK

Brazil has established and maintained the necessary legislative and regulatory framework to ensure the safety of its nuclear installations, including irradiated fuel and radioactive waste. A list of existing norms and regulations is presented in Annex 2.

As mentioned before, the Law n. 10308 of 20 November 2001 establishes the new legal framework for the solution of the radioactive waste issue in Brazil.

The Law confirms Government responsibility for the final destination of radioactive wastes, through the action of CNEN. However, it also opens the possibility for the delegation of the administration and operation of the radioactive waste storage facilities to third parties.

The Law defines four types of storage facilities: initial, operated by the waste generator; intermediate; final (also called repository); and temporary, which may be established in case of accidents with contamination.

The Law establishes the rules for site selection, construction and operation, and licensing and control of the storage facilities by CNEN. The Law also establishes the financial arrangements for the transfer of waste to CNEN and the compensation to the municipalities that accept in their territory the construction of radioactive waste storage facilities.

Ministry of

Science and Technology

CNEN

Other Secretaries and Departments

Technical and Scientific Nuclear

Program

SIPRON

Program for Nuclear

Technology Dev.

Other Departments

Other Programs


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Additional regulations from CNEN related to waste disposal were already in place and are being revised to conform to the new Law 10308. These include regulations CNEN-NE-6.05 on Management of Radioactive Waste in Radioactive Installations [6], CNEN-NE-6.06 on Site Selection for Radioactive Waste Storage Facilities, and NN-6.09 on Acceptance Criteria for Final Disposal of Low and Intermediate Level Radioactive Waste [7].

E.3. Article 20. REGULATORY BODY

As mentioned in item E.1.1, the Brazilian National Commission for Nuclear Energy (CNEN) has been designated as the regulatory body entrusted with the implementation of the legislative framework related to safety of nuclear and radioactive installations. Other governmental bodies are also involved in the licensing process, such as the Brazilian Institute for the Environment and Renewable Natural Resources (IBAMA).

E.3.1. CNEN

CNEN authority is a direct consequence of Law 4118/62, which created CNEN, and its alterations determined by Laws 6189/74 and 7781/89. These laws established that CNEN has the authority “to issue regulations, licenses and authorizations related to nuclear installations”, “to inspect licensed installations” and “to enforce the laws and its own regulations”.

Effective separation between the functions of the regulatory body (CNEN) and the organization in charge of the promotion and utilization of nuclear energy for electric power generation (ELETRONUCLEAR) is provided by the structure of the Brazilian Government in this area. While CNEN is linked to the Ministry of Science and Technology (MCT), ELETRONUCLEAR is fully owned by ELETROBRAS, a state holding company of the electric system, which is under the Ministry of Mines and Energy (MME) (see Figure E.1).

The structure of CNEN is presented in Figure E.4. The organizational unit involved with the licensing of nuclear installations is the Directorate for Radiation Protection and Nuclear Safety (DRS). Review and assessment is performed mainly by the General Coordination of Nuclear Reactors (CGRN), which is in charge of nuclear power plants and research reactors, by the General Coordination of Nuclear Installations (CGIN), which is in charge of other nuclear installations, and by the Safeguards and Physical Protection Coordination (COSAP). The General Coordination for Medical and Industrial Installations (CGMI) is in charge of radioactive installations and medical uses. The Radioactive Waste Coordination (COREJ) is in charge of radioactive waste management and disposal. In the areas of radiation protection and environmental monitoring, technical support is obtained from the Institute for Radiation Protection and Dosimetry (IRD). The regulations and standards are developed by working groups under the coordination of the Norms Division (DINOR).


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Figure E.4. Simplified CNEN Organization Chart

Deliberative Commission

PRESIDENT

DRS Nuclear and

Radiation Safety

IRD Institute for Radiation

Protection and Dosimetry

IEN Institute of Nuclear

Engineering

IPEN Institute of Nuclear and

Energy Research

CDTN Center for Development of Nuclear Technology

CRCN-CO Midwest Regional Center

for Nuclear Sciences

CRCN-NE Northeast Region. Center

for Nuclear Sciences

COREJ Radioactive Waste

Coordination

ESBRA Brasilia Office

CGRN General Coordination of

Nuclear Reactors

CGIN General Coordination of

Nuclear Installations

COSAP Safeguards and Physical Protection Coordination

COMAP Mineral and Material

Coordination

LAPOC Poços de Caldas

Laboratory

DINOR Norms Division

CGMI General Coord of Medical & Industrial Installations

ESPOA Porto Alegre Office

DICAE Caetité District

DIFOR Fortaleza District

DIRES Resende Office

DIANG Angra District

DGI Infrastructure Management

DPD Research and Development


39

Adequate human resources are provided to CNEN. A total staff of 2756 people, out of which 85% are technical staff, is available at CNEN and its research institutes. Forty eight percent (48%) of the staff is comprised of university graduates, 17% having a master degree and 7% having a doctoral degree. CGRC itself comprises 183 people, 149 of which are technical.

The main activities are review and assessment of the submitted documentation, and inspection of licensee’s activities. Inspection activities are conducted periodically for all installations and on a permanent basis for the nuclear power plants, enrichment facility and the uranium mine by resident inspectors at the respective sites. Complementary to field activities, operation follow up and nuclear material control are performed also based on licensee reports, as required by licensing conditions and regulations CNEN-NN.1.14 [5] and CNEN-NN-2.02 [19].

DRS technical staff receives nuclear general training and specific training according to the field of work, including both academic training and course attendance, technical visits, participation in congresses and national and international seminars.

Financial resources for CNEN are provided directly from the Government budget. Since 1998, taxes and fees are being charged to the licensees, but this income is deducted from the Government funds allocated to CNEN.

Salaries of CNEN staff are subject to the Federal Government policies and administration.

E.3.2 IBAMA

The licensing structure of IBAMA is presented in Figure E.5. The environmental licensing for nuclear installations is conducted by the Directorate for Licensing and Environmental Quality, more specifically by its General Coordination for Environmental Licensing. This Coordination has a multidisciplinary technical staff of 70 professionals (8 PhD, 17 MSc, 15 Specialists and 30 Graduates), 15 of which are dedicated to the licensing of nuclear power plants (2 PhD, 5 MSc, 8 Graduates). There is an effort to adequate these human resources to an increased demand of evaluation in the nuclear area.

For the licensing process of Angra 2, IBAMA worked in close cooperation with CNEN in relation with the radiological impact aspects. Both also cooperated with the Rio de Janeiro State Foundation for Environmental Engineering (FEEMA) and the Angra dos Reis Municipal Secretary for Environment and, in the case of the Final Repository at Abadia de Goias, with the Goias State Foundation for the Environment (FEMAGO).


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Figure E.5. IBAMA Structure

PRESIDENT OF IBAMA

PROCURER CABINET

Director for

Forests

Director

for Fauna And

Fishery

Director For Eco-systems

Director for

Licensing and

Environ-mental Quality

Director

for Environ-mental

Protection

Director

for Strategic Manage-

ment

Director

for Adminis-tration and

Finances

General Coordination

For Environmental

Licensing

General Coordination For

Environmental Quality and Control


41

Section F - OTHER GENERAL SAFETY PROVISIONS

F.1. Article 21. RESPONSIBILITY OF LICENCE HOLDER

The Brazilian legislation defines the operating organization as the prime responsible for the safety of a nuclear or radioactive installation, including the management of spent fuel and radioactive waste.

Therefore, to obtain and maintain the corresponding licences, the operating organization must fulfill all the requirements established in the legislation and in the ensuing regulations presented in Annex 2.

F.1.1. Nuclear Power Plants

In the case of nuclear power plants, the regulation CNEN-NE-1.26 [8] defines the operating organization as the prime responsible for the safety of a nuclear installation by explicitly stating: “The operating organization is responsible for the implementation of this regulation.”

ELETRONUCLEAR, as the owner and operator of the Angra 1 and Angra 2 plants, has issued an Integrated Safety Management Policy stating its commitment to safe operation, as follows:

“Eletrobrás Termonuclear S.A. – ELETRONUCLEAR is committed to clean power generation and high safety standards.”

Therefore, its staff commitment to perform all safety-related activities in an integrated manner is essential, laying emphasis upon Nuclear Safety, which includes Quality Assurance and Environmental as well as Occupational Safety, Occupational Health and Physical Protection,

The following principles must be heeded:

1. Nuclear Safety is a priority, precedes productivity and economic aspects and should never be impaired for any reason.

2. Legal requirements and other requirements related to the various integrated safety aspects should be complied with.

3. Personnel and service supplier qualification training should ensure knowledge on the various integrated safety aspects required for proper performance of safety-related work.

4. People health and safety hazards and also environmental impacts should be preventively minimized or eliminated.


42

5. Communication procedures inside and outside the Company should be transparent and appropriate so that any unsafe condition can be promptly reported.

6. The Company should seek to improve continuously its Integrated Safety Management practices. ”

For the proper implementation of this safety policy, ELETRONUCLEAR established a program that complies with the concept included in the Safety Series No. 75 of the International Nuclear Safety Group, INSAG, where safety objectives and established requirements, appropriate management structures, the necessary resources and adequate self-assessment are defined.

CNEN, through the licensing process, and especially through its regulatory inspection program, ensures that the regulatory requirements for safe operation are being fulfilled by the licensee. The licensee reports periodically to CNEN in accordance with regulation CNEN-NE-1.14 [5]. In addition, CNEN maintains a group of resident inspectors on the site, who can monitor licensee performance on a daily basis. Finally, a number of regulatory inspections by headquarter staff take place every year, focusing on specific topics or operational events.

F1.2. INB Facilities

As the organization responsible for the operation of its Industrial Units, INB prioritizes safety in all of its activities as a basic principle.

As the oversight body, CNEN maintains a program of constant inspections in addition to a resident inspector in INB facilities, whose job it is to track the operating routine of the units and report any occasional abnormality.

Internal audits in the areas of Quality Assurance, Environment and Workplace Safety are routinely performed in all facilities in order to detect any situation that may represent an unsafe operating condition. Additionally, with a view to enhancing safety culture in the company, INB accepted the invitation extended by the International Atomic Energy Agency (IAEA) to cooperate in project SEDO (Safety Evaluation During Operation), the results of which will serve as parameters for application to other manufacturing facilities of member countries of the IAEA.

In 1997, in pursuit of continual improvement, INB implemented and certified the quality assurance system of FCN Resende under Brazilian standard NBR ISO 9001/1994. In 2007, by adopting management standards NBR ISO 14001 and OHSAS 18001, the company expanded its certification to the areas of environment and occupational safety, respectively, through the Integrated Management System (SIG) by the BR TÜV certifying body. All these certifications are valid until 16 February 2009, when they will be reviewed.


43

F.2. Article 22. HUMAN AND FINANCIAL RESOURCES

F.2.1. Human resources

F.2.1.1. Nuclear Power Plants

Adequate human resources are available at ELETRONUCLEAR with its own personnel or from contractors. Currently ELETRONUCLEAR has a total of 2231 employees on its permanent staff, distributed as follows:

• 694 (31%) have a university degree;

• 1025 (46%) are technicians;

• 207 (9%) are managers, most of them with university degree;

• The remainder 305 (14%) are administrative personnel.

A Project called "Determination of the Technological Know-how of ELETRONUCLEAR" was initiated in 2001, which aimed the identification, in a formalized and systematic way, of the existing know-how within the company. In particular, loss of knowledge due to the personnel retirement was the most important aspect of this program. This was a pilot project with the main objective of introducing Knowledge Management as a systematic approach in the company, in order to preserve the essential knowledge necessary for the safe and efficient construction and operation of its nuclear installations.

The planned actions within this program have been accomplished. The major knowledge gaps have been identified and actions to fulfill these gaps are being implemented. The results are available for further routine use by the different technical organization units of the company.

Activities related to qualification, training and retraining of plant personnel are performed by the Training and Simulator Department of ELETRONUCLEAR. Three main areas exist at the training facilities, close to the site:

• General Training Center

• Angra 2 Simulator Training Center

• Maintenance Training Center.

The requirements for organization and qualification of Angra 1 and Angra 2 staff are established in the chapter 13 of the FSAR. Implementation and updating of these requirements are subject to CNEN audits.

Specialized training is also provided for the different groups of plant personnel, as listed below:


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• Maintenance and Chemistry personnel follow an extensive qualification program established in the Plant Operations Manual, which is subject to CNEN audits.

• Radiological Protection technicians, the Fire Brigade and Security personnel follow an extensive qualification program based on CNEN regulations, which is also subject to CNEN audits.

Technical Exchange Visits and Reviews of the training program and training center by experts from International Atomic Energy Agency, the Institute of Nuclear Power Operations (INPO) and the World Association of Nuclear Operators (WANO) have provided valuable contribution to the identification and implementation of good practices for enhancing the quality of the training activities.

A total of 36 qualified personnel are directly involved in waste and spent fuel management, as described in the table F.1 below.

Table F.1. Personnel involved in spent fuel and radioactive waste management at Angra 1 and Angra 2 NPPs

Qualification Quantity Education

Radiological Protection Supervisor 2 University degree

Senior Reactor Operator 2 University degree

Nuclear Physicist 2 University degree

Nuclear Engineer 4 University degree

Engineering Support 1 University degree

Operators 7 Technician

Radiological Protection Technician 8 Technician

Auxiliary Technician 10 Secondary

CNEN monitors the adequacy of the human resources of the licensee

through the evaluation of its performance, especially through the analysis of the human factor influence on operational events. The training and retraining program is also evaluated by CNEN within the licensing procedure and through regulatory inspections.

Radiation Protection Supervisor certification is done in accordance with regulation CNEN – NN 3.03 “Certification of the Radiation Protection Supervisor Qualification” [9]. At the end of 2007, three Radiation Protection Supervisors were qualified for Angra 1 and Angra 2, two of these were also qualified for Waste Management. In 2008, two additional Radiation Protection Supervisors were qualified for both plants. In 2007, two Radiation Protection Supervisors were qualified for the Environmental Monitoring Laboratory.


45

F.2.1.2. INB Facilities

Over the past recent years INB sponsored a number of training events, including a Technology Training Program for twenty-nine engineers, in partnership with the Federal University of Rio de Janeiro. This training program was focused on maintaining the know-how and nuclear technology of the company, in light of the retirement of senior engineers with specific knowledge on the nuclear fuel cycle.

Activities related to training planning and management are a shared responsibility between the Personnel Assignment and Training sections. Three main employee qualification events are normally undertaken:

Compulsory Courses: Training programs essential to performing a specific task. The participation on such courses is mandatory, as a consequence of the requirements of control, oversight and licensing bodies.

Education Scholarships: Masters degree, undergraduate and graduate training programs, and foreign language courses. The application of the knowledge acquired in these courses is expected to contribute to improving employee’s job performance and the company’s results.

Nonregular courses: Other personnel training programs as deemed necessary to improve employee’s professional performance and the company’s results.

At present, INB has approximately 930 employees in total. Table F.2 shows INB regular workforce by location at each of the company units.

Table F.2. INB personnel – regular workforce by location

Location University

degree Technical Clerical Management Total

Resende, RJ 154 232 100 40 526

Rio de Janeiro, RJ 57 22 40 32 151

Caetité, BA 10 115 0 9 134

Buena, RJ 0 51 9 2 62

Caldas, MG 8 14 13 6 41

São Paulo, SP 0 3 2 1 6

Fortaleza, CE 0 0 1 1 2

Santa Quitéria, CE 0 0 3 0 3

Brasília, DF 1 1 2 0 4

Total 230 438 170 91 929

Percentage 25% 47% 18% 10% 100%


46

Table F.3 shows the qualification of INB personnel directly involved with radioactive waste management at Caetité, Buena and Caldas facilities.

Table F.3. INB personnel involved in radioactive waste management at Caetité (URA), Buena (UMP) and Caldas (CIPC)




Radiological Protection Technicians 8 Technician

Auxiliary Technicians 12 Secondary

Table F.4 shows the qualification of INB personnel involved with radioactive waste management at Resende facilities, where nuclear fuel is manufactured.

Table F.4. INB Personnel involved in radioactive waste management at Resende




Operators 2 Secondary

Radiological Protection Technicians 10 Secondary

Auxiliary Technicians 1 Primary

Certification of radiation protection supervisors is done in accordance with regulation CNEN – NN 3.03 “Certification of Radiation Protection Supervisor Qualification” [9].

F.2.1.3. Other Installations

All nuclear or radioactive installations licensed by CNEN must have a certified Radiation Protection Supervisor, authorized in accordance with regulation CNEN-NN-3.03 [9]. The regulation requires different qualification for each different type of installation.

Besides that, sufficient qualified staff should be available for handling radioactive waste. For instance, at IPEN, the staff of the radioactive waste unit is shown on Table F.5, together with the spent fuel management staff.


47

Table F.5. Personnel involved in spent fuel and radioactive waste management at IPEN




Physicist 5 University degree

Chemist 3 University degree

Nuclear Engineer 4 University degree


Operators 14 Technical

Radiological Protection Technicians 9 Technical

Auxiliary Technicians 7 Secondary

At CDTN a total of 21 qualified people are directly involved in waste and spent fuel management. Table F.6 shows the profile of the CDTN staff that is involved on the waste and spent fuel management activities. Among them, seven have doctoral degrees and five have master degrees. At CDTN, all the staff that work with radioactive waste management received training in Brazil and abroad in this subject. They are trained to work with administrative and technical activities. Specialized internal and external training is available for the whole staff, including radiation protection and safety courses. Technical visits, courses and meetings are included in this training, and the majority of the staff has had some training in other countries, through IAEA and CNPq (Brazilian Research and Development Council) programs.

Table F.6. Personnel involved in spent fuel and radioactive waste management at CDTN




Senior Reactor Operator 2 Technical

Nuclear Engineering 9 University degree

Radioactive Waste Technicians 4 Technical

Radiological Protection Technicians 1 Technical

Operator 2 Secondary

At IEN, 19 people are involved in waste management and radiation protection. Out of these, 8 have university degrees.


48

F.2.2. Financial Resources

F.2.2.1. Nuclear Power Plants

As a governmental enterprise, ELETRONUCLEAR has its financial situation subjected to the holding company ELETROBRAS, which controls all federal electric utilities in Brazil.

The basic source of revenue of ELETRONUCLEAR comes from selling electric power from Angra 1 and Angra 2 (1902 MWe of net installed capacity), through a long-term energy supply contract ending in 2014, at a guaranteed minimum rate, which is 120.35R$/MWhr (~70US$/MWhr, in April 2008). The long-term contract is one of the mechanisms applied to protect the nuclear generation from unforeseeable situations that might occur with the ongoing liberalization of the Brazilian electric power market.

Adequate funds are made available through annual budgets, which include the waste management program. For illustration purposes, the 2008 ELETRONUCLEAR budget for the waste management program is estimated in about R$16 million (~US$ 9 million).

The provision of funds for decommissioning activities is obtained from ratepayers, and is included in the tariff structure, during the same period of depreciation of the plant (3.3%/year). For Angra 1, presently, a reference decommissioning cost of 307 million dollars is estimated, corresponding to about 10% of the construction cost. For Angra 2 the decommissioning costs are estimated in about 426 million dollars.

F.2.2.2 Nuclear Fuel Cycle Plants

Indústrias Nucleares do Brasil S.A. – INB is a mixed economy company (state- and privately-owned), under the share control of CNEN and linked to the Ministry of Science and Technology – MCT. INB is in charge of exercising the monopoly of the Union in the nuclear fuel cycle part that covers the stages from the uranium mining to the manufacturing of the fuel elements used in the Angra 1 and Angra 2 nuclear power plants.

The company headquarters are in the city of Rio de Janeiro, with regional offices in the cities of Brasilia, São Paulo and Fortaleza and industrial units located in the following places:

• In Caetité, Bahia, the Uranium Concentrate Unit - URA is located and in operation. At URA, the uranium ore is extracted and processed for the production of uranium concentrate (U3O8);

• In Resende, in the state of Rio de Janeiro, are located the facilities of the Nuclear Fuel Manufacturing Plant – FCN, which comprises: manufacturing of components and assembly of fuel elements and, uranium enrichment plant (first cascade), reconversion of UF6 and chip manufacturing;


49

• In Buena, in the state of Rio de Janeiro, the Unit of Heavy Minerals is in operation – UMP. This activity not associated to the nuclear fuel cycle, but it is where the following minerals are extracted: zirconite, rutile, ilmenite and monazite;

• In Caldas, Minas Gerais, the first uranium mine of Brazil is located, together with the ore processing unit. The industrial activities there were paralyzed for lack of economic viability. Currently, decommissioning and environmental remediation are being developed.

Operational Revenue

• The company’s main client is ELETRONUCLEAR, operator of the nuclear power plants Angra 1 and Angra 2.

• Gross revenue from the sale of goods and services comprises the revenue relative to the contracts of i) uranium concentrate, ii) conversion, enrichment and management and iii) fuel element manufacturing, signed with ELETRONUCLEAR for the reloads of Angra 1 and Angra 2, as well as the sale of products of the Heavy Minerals Unit - Buena.

• Budget resources of the National Treasury – resources of the tax budget of the Union, passed on by the National Treasury Secretariat, intended for payment of expenses with personnel (salaries, benefits and labor sentences).

F.2.2.3. Other Installations

At all CNEN’s institutes the funds for the spent fuel and waste management come from the general budget that is provided by the Science and Technology Ministry. At CDTN, some additional funds come from the FAPEMIG (State Foundation for Research Support), IAEA, FINEP, CNPq and other governmental Institutions, through special projects. The annual budget for these activities at CDTN, including human resources, is around 1.48 million dollars.

F.3. Article 23. QUALITY ASSURANCE

The requirement for a quality assurance program in any nuclear installation project in Brazil is established in the licensing regulation [3]. Specific requirements for the programs are established in a specific regulation, Quality Assurance for Safety in Nuclear Power Plants and Other Installations, CNEN-NN-1.16 [10], which is based in the IAEA code of practice 50-C-QA Rev.1 - Quality Assurance for Nuclear Power Plants, but with the introduction of the concept of an Independent Technical Supervisory Organization (Organização de Supervisão Técnica Independente - OSTI) [11].


50


ELETRONUCLEAR has established its quality assurance programs according to the requirements mentioned above. The corresponding procedures have been developed and are in use. The program provides the control of the activities influencing the quality of items and services important to safety. These activities include both spent fuel storage and radioactive waste management. The quality assurance programs are described in Chapter 17 of the FSAR.

The Quality Assurance Superintendence (SQ.G), reporting to the Planning, Management and Environment Directorate (DG), is responsible for the establishment and supervision of the ELETRONUCLEAR Quality Assurance System.

The ELETRONUCLEAR Quality Assurance Advisory (AGQ.T) group is responsible for the coordination and performance of internal and external audits in order to verify compliance with all aspects of the quality assurance program. All audits are performed in accordance to written procedures. In the case of internal audits, persons involved with the activities being audited have no involvement in the selection of the audit team. Audit reports are distributed to, and formally reviewed by organizations responsible for the area being audited and also by the Committee for Nuclear Operation Analysis (CAON). In the period 2006/2008, up to this date, 70 external audits and 116 internal audits were conducted.

Audits and inspections by CNEN verify that quality assurance requirements are being implemented and that the quality assurance has been effective as a management tool to ensure safety. During the period of 2006-2007, CNEN conducted 39 audits or regulatory inspections in Angra 1, 2 and 3. Of these audits, 4 were dedicated to radioactive waste storage.

The Quality Assurance Superintendence (SQ.G) also takes part of the Committee for Nuclear Operation Analysis (CAON), which is a collective body under the coordination of the Operations Coordination Superintendence (SC.O) whose purpose is to examine, follow-up and analyze issues concerning Angra 1 and 2 operational safety and to make recommendations to improve safety. In the same way, the Superintendence participates in the Plant Operation Review Committees (CROU´s), which are collective bodies under each respective unit manager with the responsibility to review and analyze, on a closer basis, questions related to operating the units.

F.3.2. CNEN Installations

CNEN has also established its own Nuclear Safety Policy [17] and Quality Assurance Policy [18]. Under these policies, all units have to establish their own quality assurance system.

Besides that, some units which are involved with industrial production have been independently certified by external organizations, such as the ISO 9000 certification obtained in 2002 by IPEN for its 4 centres: Cyclotron Accelerator


51

Centre, Nuclear Engineering Centre, Radiopharmacy Centre and Research Reactor Centre.

As another example, the Radioactive Waste Management Program of CDTN is also subject to Quality Assurance procedures. The institute has a general Quality Assurance Program which includes a particular section on Waste Management. Specific procedures exist to regulate the operational activities, such as waste segregation, collection, treatment and tests for waste product quality assessment. At the end of 2007, a new concise Quality Assurance (QA) System was implemented, which is divided in two parts that are complementary. The first part contains CDTN’s QA Manual, where the policies are described together with nine general procedures. The second part comprises the specific QA Manuals for the laboratories and special services. They are in force within the scope of the Program, establishing the applicable standards and the responsibilities for the different sections of the institute involved.

IEN is now concluding the phase of preparation and approval of quality procedures that establish routines and responsibilities in the process of waste management. All the strategy for the management of radioactive waste at IEN is based on the standard CNEN-NE-6.05 and takes into account the available infrastructure.

F.3.3. Quality Assurance at Navy Installations

The necessary quality for the projects developed at the Navy Technological Center has been assured by the application of procedures and instructions established from a Quality Management System, since the beginning of the activities, in accordance with Standard CNEN-NE-1.16 – Quality Assurance for Safety of Nuclear Power Plants and Other Installations [10], applicable to constructions, services, material purchases and internal activities related to projects under development.

In the CTMSP structure, the Quality Superintendence, directly under the Director, is responsible for the Quality management System, being independent of all other organizational sectors from CTMSP.

F.3.4. Quality Assurance at INB facilities

According to the requirements of the standard CNEN-NN-1.16 [10], INB systematically submits to CNEN updates of the Quality Assurance Program Procedures (PGQs) for its facilities.

In 1996, the company implemented and certified, per NBR ISO 9001 Standard, the Quality Assurance System for the Nuclear Fuel Factory at Resende. Subsequently, in 2007, by adopting management standards NBR ISO 14001 and OHSAS 18001, INB expanded the scope of certifications in the areas of environment and occupational safety, respectively, through its Integrated Management System – SIG.


52

It is worth noting that the requirements of the referred standards, besides being in line with CNEN-NN-1.16 prioritises customer satisfaction, management responsibility, process control and the use of quality indicators with pre-established targets.

The greatest advantage from adopting such standards through an integrated management system at Resende consists in the fact that the company controls and continually improves its processes for activities pertaining to quality, environment, safety, health and physical protection.

Other units of INB operate with the Quality Assurance System on the basis of CNEN-NN-1.16 standard, and strictly focuses on nuclear safety.

INB has set as a goal the adoption of management standards NBR ISO 9001, NBR ISO 14001 and OHSAS 18001 for all of its decentralized units.

F.4. Article 24. OPERATIONAL RADIATION PROTECTION

Radiation protection requirements and dose limits are established in Brazil in the regulation for radiation protection [12]. This regulation requires that doses to the public and to the workers be kept below established limits and as low as reasonably achievable (ALARA).

Implementation of this regulation is performed by developing the basic plant design in accordance with the ALARA principle and by establishing a Health Physics Program at each installation. The plant design is assessed by the regulator at the time of the licensing review by evaluating the dose records during normal operation.

The Role of CNEN

Regulation CNEN-NN-3.01 - Basic Standards of Radiation Protection [12], of July 2005, is the primary regulatory standard with which all practices have to comply. The main aspects regarding radiation protection and discharge requirements are as follows:

• Controls are established in terms of effective dose equivalent for all nuclear facilities on an annual basis, considering 12 consecutive months;

• The primary annual dose limit to members of the public is 1 mSv effective dose equivalent applied to all practices during all their life stages, i.e., past, present and future;

• For each single justified practice, the discharges should not reach activity concentrations that exceed the maximum authorized annual limit of 0.3 mSv to the critical group, taking into account all exposures pathways and all radionuclides present in the effluents. The assessment shall consider conservative hypotheses. This limit is intended to be applied during the licensing stage and used as a ceiling in the optimization process;


53

• Exemption to demonstrate the optimization process must comply with;

• An effective dose equivalent to workers less than 1 mSv/y; and

o An effective dose equivalent to public less than 10 µSv/y; and

o A collective effective dose equivalent less than 1 man-Sv/y.

The dose constraint is used to establish upper operational levels of activity concentration for effluent discharges to the environment. There are two ways of establishing such levels:

• The operator proposes the upper levels, based on environmental modelling during the licensing. The whole process is verified and approved by the regulatory body.

• In cases where the procedure is not presented or is not accepted, the regulatory body establishes these levels.

In both cases, CNEN performs an independent assessment to establish or approve upper levels for effluent discharges to the environment. The procedure used is based on the critical group approach and follows the model proposed by IAEA as described in Safety Series 57, adapted to the local conditions and the uses of the environment. The definition of the critical group follows the recommendations of ICRP Publication 43.

To the possible extent, local data are used in the model. These data are assessed from licensing documentation provided by the operator, including from the Environment Impact Assessment Report (RIMA) provided to IBAMA.

Basic controls for effluent releases required by the regulation CNEN-NN 3.01 - Basic Standards of Radiation Protection [12] include:

• Nuclear installations that release radioactive effluents into the environment should make use of internal and external monitoring and control systems;

• All radioactive material discharged to the environment should be analyzed, accounted and registered;

• Periodic inspections are carried out by the regulatory authority, in order to verify compliance with the standards;

CNEN regulation NE1.04 - Licensing of Nuclear Installations [3] also requires the establishment of basic controls such as:

• The installation must provide systems to control and limit radioactive releases into air and water;

• Technical specifications related to the release limits and monitoring of radioactive effluents must be approved by CNEN;

• The operator must establish and carry out appropriate monitoring programs;

• Documented management systems are required to ensure compliance with authorization conditions;


54

• Effluents release accounting, dose calculation, environmental monitoring and the amount of disposed waste shall be registered and made available for further inspections;

• Operational reports that shall be provided by the operator according to regulation CNEN-NE 1.14 [5] include:

o Monthly historical operation report;

o Semi-annual Effluents Release Report;

o Dose Assessments to the Critical Group;

o Annual Environmental Monitoring Program Report – Impact Evaluation;

o Unusual Events Report.

For nuclear installations, the Institute of Radiological Protection and Dosimetry of CNEN (IRD) performs independent assessment of the radiological protection aspects, including analysis of licensing documents, such as safety analysis reports, and operational documents such as radiation protection plan, monitoring programs and operational procedures.

During the operational period, IRD establishes a specific routine program for each nuclear installation to control the execution and the adequacy of the program performed by the operators. The program includes occupational monitoring control and environmental monitoring control:

• audits of data records of the radiation protection service, including assessment of workers’ doses;

• audits of data records of the radiation protection service training program;

• inspection and execution independent area monitoring program;

• assessment of the results of the area monitoring program, and comparison with the results provided by the operator;

• assessment of the periodical worker monitoring reports provided by the operator;

• independent effluent monitoring, based on composed samples, to be compared with the values reported by the operator;

• dose assessment based on actual effluent release data;

• programmed inspection including a joint environmental sampling, together with the operator;

• assessment of results of the environmental monitoring program, and comparison with results provided by the operator;

• audits of records and laboratories related to the effluents and environmental controls of the installation performed by the operator;

• assessment of the periodical reports provided by the operator on effluents and environmental monitoring.


55

During the decommissioning period, the program usually implemented by IRD includes occupational monitoring control and environmental monitoring control:

• analysis and approval of decommissioning documents, such as safety analysis reports, and operational documents such as monitoring programs;

• audits of data records of the radiation protection service, including assessment of workers’ doses;

• evaluation of special decontamination proceedings;

• regulatory inspections and execution of independent area monitoring program;

• assessment of the results of the area monitoring program, and comparison with results provided by the operator;

• assessment of the periodical worker monitoring reports provided by the operator.

The joint sampling program takes into account main relevant pathways, critical group location, the diversity of environmental media, and the maintenance of an independent historical record database.

Except for the Waste Repository at Abadia de Goiás and USIN, no specific program addresses exclusively the interim waste storage inside the installations. Rather, all procedures related to the verification of compliance to national regulations performed by IRD are applied to the installation as a whole.

For the nuclear medicine practices, IRD performs a biannual inspection at each licensed installation. The objective of the inspections is to verify compliance with CNEN regulatory standards defined on regulation CNEN-NE-6.05 [6], which establishes the exemption levels for solid and liquid waste. The inspections verify the records and inventories of sources and waste, and independent radiometric and surface contamination measurements are performed on the waste storage room and other laboratories.

In the period 2006-2007, IRD conducted 122 inspections distributed as follows:

• Nuclear power plants: 12 inspections;

• Research reactors: 9 inspections;

• Other nuclear installations: 18 inspections;

• Navy Installation at São Paulo (CTMSP) and Iperó(CEA): 5 inspections;

• Nuclear Medicine Services: 157 inspections;

• Radiotherapy Services: 131 inspections.


56


The Health Physics Program of Angra 1 and Angra 2, included in Chapter 12 of the Final Safety Analysis Reports, sets forth the philosophy and basic policy for radiation protection during operation. The general policy is to maintain radiation exposure of the workers below the limits established by CNEN and to keep exposures as low as reasonably achievable (ALARA), taking into account technical and economical considerations.

The annual dose limits to workers are 20 mSv for effective dose in a single year, 15 mSv averaged over five years, and 500 mSv for dose equivalent for individual organs and tissues, except in the case of the eye lens, for which the limit is 150 mSv. For pregnant women, the limit is reduced to 1 mSv for the entire pregnancy period. Pregnant women shall not work inside controlled areas.

The actual personnel radiation doses for workers at Angra Nuclear Power Plants are much lower than the established limits. The dose distribution for workers at the Angra site demonstrates an adequate radiological protection program, with almost all averaged annual accumulated individual doses below 5 mSv and no one with radiation dose above the annual administrative dose limit (20 mSv). Dose distributions for the year 2007 are presented in Figs. F.1 and F.2. The collective doses over the past recent years are shown in Figs. F.3 and F.4.

Figure F.1. Individual Dose in Angra 1

Individual Dose RangeAngra 1 - 2007

964

465

263135

52 22 13 00

200

400

600

800

1000

1200

<= 0.2

> 0.2 <= 1.0

> 1.0 <= 2.5

> 2.5 <= 5.0

> 5.0 <= 7.5

> 7.5 <= 10.0

> 10.0 <= 15.0

> 15.0

Range (mSv)

Nu

mb

er

of

Ind

ivid

ua

ls


57

Figure F.2. Individual Dose in Angra 2

Figure F.3. Collective Dose in Angra 1

Individual Dose RangeAngra 2 - 2007

1293

313

52 4 0 0 0 0

<= 0.2

> 0.2 <= 1.0

> 1.0 <= 2.5

> 2.5 <= 5.0

> 5.0 <= 7.5

> 7.5 <= 10.0

> 10.0 <= 15.0

> 15.0

Range (mSv)

Nu

mb

er

of

Ind

ivid

ua

ls

Collective Dose - P.mSv Angra 1

1352,251111,33 1191,77

2011,97

599,68

1136,15938,22

1826,87

2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007


58

Figure F.4. Collective Dose in Angra 2

The release of radioactive material to the environment is controlled by administrative procedures and is kept below the limits established by CNEN. Additionally, the amount of radioactive waste and the radioactive effluents discharged to the environment also follow the ALARA principle.

The effluent limits are in accordance with the limits fixed in the Offsite Dose Calculation Manual (ODCM), approved by CNEN. In this manual, the dose for the hypothetical critical individual is calculated.

According to the CNEN regulation [5], a report of solid waste and effluents is issued every semester, documenting the liquid and gaseous effluents (reporting the present radionuclides and concentration) and solid waste quantity sent to the on-site storage facility. Also, the effective dose for the critical individual is presented. In 2007, this dose reached a value of 1,3 x 10-3 mSv for Angra-2 operation and a value of 3,3 x 10-3 mSv for Angra-1 operation, which are much lower than the 1,0 mSv/year value established in regulation CNEN-NN-3.01 [12].

An ALARA Commission for the plant, composed of different groups (Operation, Maintenance, Chemistry, System Engineering and Radiation Protection), is in charge of implementing and monitoring the ALARA Program that describes procedures, methodologies, processes, tools and steps to be used in planning the work. The ALARA Program is continuously being revised and represents the best effort to minimize occupational doses.

A Radiological Environmental Monitoring Program, based on CNEN requirements, is conducted by ELETRONUCLEAR to evaluate the possible impacts caused by plant operation. This program defines the frequency, places, types of samples and types of analyses for the survey of exposure rates. The evaluation of exposure rates is also made by direct measurement using thermoluminescent dosimeters distributed in special sectors around the Angra site, and at points located in the nearest villages and cities. The results of the

Collective Dose - P.mSvAngra 2

16,3341,40

181,84 173,84

355,34

83,94

174,17

270,52

2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007


59

monitoring programme are compared with the pre-operational measurements taken, in order to evaluate any possible environmental impact. Annual reports are presented to CNEN. To the present date, no impact has been detected.

IBAMA also monitors the impact of the plants on the environment through a system of inspections in which the State Foundation for Environmental Engineering (FEEMA) and the City Administration of Angra dos Reis also participate.

Typical results of the monitoring program are presented in Figure F.5.

Figure F.5. Environmental Monitoring Program Results for 2003-2007

F.4.2. INB Facilities

The primary purpose of the Radiation Protection Program is to keep the radiation exposure of the workers as low as reasonably achievable (ALARA).

All occupationally exposed individuals in the supervised and controlled areas are monitored by means of individual dosimeters (TLD badges). The dosimeters are supplied by a laboratory duly certified by CNEN and are changed on a monthly basis.

Individuals not exposed occupationally are monitored with prompt reading dosimeters when they access the supervised and controlled areas.

Thermoluminescent Dosimetry

0

0,02

0,04

0,06

0,08

0,1

0,12

2003 2004 2005 2006 2007

Years

mS

v/3

0 d

ay

s

Impacto

Controle


60

All occupationally exposed individuals (OEI) attend radiation protection, emergency preparedness, first aid, and industrial safety training sessions on a yearly basis.

For occupational exposure, the legal primary dose limits for occupational exposures are an effective dose of 20 mSv per year averaged over five consecutive years and an effective dose of 50 mSv in any single year. For public exposures, the dose limit is an effective dose of 1 mSv in a year.

At FCN the dose constraint values are established at 40 mSv per year and 16 mSv per year averaged over five consecutive years.

In order to achieve effectiveness in the radiological control, all the radiometric data is classified according to pre-established reference levels which determine the actions to be performed according to their magnitude.

Thus, FCN presents values that show a suitable Radiological Protection Program, for which 100% of OEI have received for the last 5 years, the external doses classified as recording level.

Also for the last 5 years, the aerosol monitoring presents 100% of the obtained values as a recording level at FCN - Components and Assembling and 97% at the conversion and UO2 pellets facilities.

From the accumulated operational experience since the beginning of FCN operation, there is an estimation that the average effective equivalent dose resulting from occupational activities performed in the plant is below 5.0 mSv/yr for OEI.

Figure F.6 shows the distribution of individual doses obtained in 2007, Figure F.7 shows collective dose values for the past 5 years.

Figure F.6 - Individual Dose 2007

0

20

40

60

80

100

120

140

160

180

< 0 ,2 [0 ,2 ;1 ,0 ] (1 ,0 ;2 ,5 ] (2 ,5 ;5 ,0 ] (5 ,0 ;7 ,5 ] (7 ,5 ;10 ] (10 ;20 ]

dos es (mSv )

freq

uenc

y FCN-CM

FCN-RP

FCN-EI


61

Figure F.7 - Collective dose

Regarding the URA facility, the mean effective annual doses resulting from occupational activities performed in the plant are shown in Figure F.8, for the past 5 years.

Figure F.8. Mean Annual Effective Dose from Occupational Exposures – URA.

0

0,2

0,4

0,6

0,8

1

1,2

2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007

Year

Effe

ctiv

e do

se (

mS

v)

0 ,00

0,05

0,10

0,15

0,20

0,25

0,30

0,35

0,40

2003 2004 2005 2006 2007

Y ears

man

/Sv FCN-CM

FCN-RP

FCN-EI


62

F.5. Article 25. EMERGENCY PREPAREDNESS

As mentioned in E.1.3, Brazil has established an extensive structure for emergency preparedness under the so-called System for Protection of the Brazilian Nuclear Program (SIPRON). This includes organizations at the federal, state and municipal level involved with licensing and control activities as well as those involved with public safety and civil defense. Operators of nuclear installations and facilities and supporting organizations are also part of SIPRON.

SIPRON was established by Law 1.809 of 7 October 1980. Recently, a governmental restructuring (through Law 10.683 of 28 May 2003) has designated the Ministry of Science and Technology (MCT) as the state department with competence for nuclear energy policy. SIPRON now stays under the responsibility of a Special Advisor to the Minister as a part of the coordination of Technical and Scientific Nuclear Program of MCT.

The Decree 2.210 of 22 April 1997 also established a Coordination Commission (COPRON) composed of representatives of the agencies involved. Besides ELETRONUCLEAR, as the nuclear power plant operator, and CNEN, as the nuclear regulatory body, other agencies are involved as support organizations of SIPRON, such as the municipal civil defense, the state civil defense, the Angra Municipality, the IBAMA, the National Road Authority, the Army, the Navy, the Air Force, and the Ministries of Health, Foreign Relations, Justice, Finance, Planning and Budget, Transportation and Communications.

The approach to emergency preparedness is based in a “municipalization” of the response action to an emergency situation, using mainly the resources available at the municipality. The state and federal governments complement the local resources as necessary. In this way, SIPRON works at the operational level with the municipal government and the state government, and at the political level through the Federal Government, which provides the necessary material and financial resources.

A National Center for Management of Nuclear Emergency Situation (CNAGEN) has been created in Brasilia, in the MCT, in order to coordinate the actions. A State Center for Management of Nuclear Emergency Situations (CESTGEN) has been established in Rio de Janeiro. A Center for Coordination and Control of Nuclear Emergency Situation (CCCEN) and a Center for Information in Nuclear Emergency (CIEN) have been established in the city of Angra dos Reis.

Corresponding plans have been prepared for CNEN, for its support Institute for Radiation Protection and Dosimetry (IRD) and for other agencies involved, and detailed procedures have been developed and are periodically revised.


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Legislation

With respect to emergency preparedness, additional requirements have been established by the creation of the Brazilian Nuclear Program Protection System (SIPRON) by Law 1.809 of 7 October 1980. The subsequent Decree 2.210 of 22 April 1997 established the Secretaria de Assuntos Estratégicos (Secretariat for Strategic Affairs - SAE), directly linked to the Presidency of the Republic, as the Central Organization of SIPRON responsible for the general supervision of the preparedness and response to nuclear emergencies in the Country.

Since 2000, a Governmental restructuring has designated the Ministry of Science and Technology (MCT) as the Central Organization for SIPRON.

The Decree 2210 also establishes the Brazilian Nuclear Program Protection System Coordination Commission (COPRON) composed of representatives of the agencies involved.

SIPRON guidelines, issued by COPRON, require that ELETRONUCLEAR, the Municipal and State Civil Defenses prepare, update and practice a plan for nuclear emergency situations. The guidelines also require that all organizations and agencies involved have their complementary emergency plans.

Emergency Preparedness

The planning basis for on- and off-site emergency preparedness in case of an accident with radiological consequences in the Angra Nuclear Power Station is based on the Emergency Planning Zone (EPZ) concept.

The Emergency Planning Zones encompass the area within a circle with radius of 15 km centered at the nuclear power plants. This EPZ is further subdivided in 4 smaller zones with borders at approximately 3, 5, 10 and 15 km from the power plants.

On Site Emergency Preparedness

The On-site Emergency Plan covers the area of property of ELETRONUCLEAR, and comprises the first zone. For this area, the planning and all actions and protection countermeasures for control and mitigation of the consequences of a nuclear accident are responsibilities of ELETRONUCLEAR.

Specific Emergency Groups (Power Plants - Units 1 and 2, Support Services, Head Office and Medical) under the coordination of the Site Manager are responsible for the implementation of the actions of the On-site Emergency Plan. Emergency Centers for coordination of the Emergency Plan activities, equipped with redundant communication systems and emergency equipment and supplies are established in different locations inside this area.


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A redundant meteorological data acquisition and processing system composed of 4 meteorological towers, provides continuous data on wind temperature, speed and direction, as well as air temperature gradient, to a computerized system in the Technical Support Center / Control Room of Units 1 and 2, through which is made the follow up and calculation of the spreading of the radioactive cloud.

The On-site Emergency Plan involves several levels of activation, from Facility Emergencies, Alert at Facility, Area Emergency, to General Emergency.

The initial notification for activation of the On-site Emergency Plan is done by the Shift Supervisor from the Control Room, which notifies the Plant Manager, as Emergency Group coordinator, which alerts the coordinators of the other Emergency Groups, the Site Manager and the Regulatory Body (resident inspector and Headquarter). The plant personnel are warned by means of the internal communication system, sirens and loudspeakers.

Twenty-four-hour / 7-day-a-week on-call personnel, under the responsibility of the Site Manager, ensures the prompt actuation of the Emergency Groups.

Training and exercises (5 per plant) are performed yearly.

Off Site Emergency Preparedness

Brazil has established an extensive structure for emergency preparedness under the System for Protection of the Brazilian Nuclear Program.

SIPRON issued a set of General Norms for Emergency Response Planning, consolidating all requirements of related national laws and regulations. These norms establishes the planning, the responsibilities of each of the involved organizations and the procedures for the emergency centers, communications, intelligence and information to the public.

COPRON has established a Committee (COPREN/AR) for planning and preparedness of the response to a nuclear emergency at Angra Nuclear Power Plant. This committee conducts an off-site emergency plan practice every year. In a given year, the practice is a partial exercise with only the communication system and the emergency centers activated. In the next year, a general exercise includes sirens actuation, evacuation and sheltering of part of population, external monitoring, road and air and sea navigation control.

At the off-site level, a National Center for Management of Nuclear Emergency Situation (CNAGEN) has been created in Brasilia (capital of Brazil). A Regional Center for Management of Nuclear Emergency Situations (CESTGEN) has been established in Rio de Janeiro city. A Center for Coordination and Control of Nuclear Emergency Situation (CCCEN) and a Public Information Center (CIEN) have been established in the city of Angra dos Reis. The activities of these centers during an emergency have been established in SIPRON General Norms and were


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approved by the state governor in the revised Rio de Janeiro State Plan for External Emergency.

Corresponding plans for CNEN, its support Institute for Radiation Protection and Dosimetry (IRD) and other involved agencies have been prepared, and detailed procedures have been developed.

F.5.2. Other Facilities (Research Reactors)

The safety analysis performed for other installations such as research reactors indicates that only “on-site emergency is required”. The on-site emergency plan covers the area within the operator’s property, and comprises the reactor building and surroundings. It involves several levels of activation, from single alert status, to reactor building evacuation and isolation.

Specific Emergency Groups, under the coordination of the COGEPE (General Coordinator for Emergency Plan), are responsible for the implementation of the actions of the on-site emergency plan. COGEPE is also responsible for plant personnel emergency training and exercises planning.

IPEN also maintains a Nuclear and Radiological Emergency Response Team. Training activities in nuclear and radiological emergency for fire brigade companies, professionals of medical area, safety officers and employees are carried out systematically, with the participation of qualified observers.

At CDTN, a radiological emergency service is also available around the clock, including weekends and holidays. The emergency team is made up of 18 trained people who are able to deal with situations arising from radioactive source losses, en route accidents with vehicles transporting radioactive sources, or source mishandling at the user’s premises. The most common tasks carried out by the CDTN response group so far have been the investigation of possible site contamination in airports, stealing of lightning rods, possible presence of orphan radiation sources in junkyards and industrial areas and the disappearance of medical sources from hospitals. The response group members also give lectures on emergency response, radiation protection and radiation source handling to specific groups, e.g. firefighters and Army special battalions.

F.5.3. INB

The Nuclear Fuel Manufacturing Facility located in the Resende municipality established a Local Emergency Plan mainly focused on the possible accident occurrences within its facilities. There is no possibility of these accidents reaching the surrounding areas.

The Local Emergency Plan can be activated by a wide variety of possible incidents, such as fire, radiological accidents, and intrusion scenarios into the facilities. There is an organizational emergency structure establishing the responsibilities, as well procedures for each emergency group formed by the plant technical personnel.


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Although it is very unlikely that accidents in that facility reach the surrounding areas, an emergency general coordination was established with supporting groups such as the municipal civil defense, the fire brigade, the police, and CNEN emergency group. The Emergency Response Planning Committee in Resende - COPREN/RES, has been coordinating this task besides supporting SIPRON.

The effectiveness of the Local Emergency Plan is verified through simulated emergency exercises. The plan coordinator prepares a scheduled program on an annual basis with various scenarios of possible accidents. Emergency exercises are performed on monthly basis. After accomplishing this simulation, a meeting takes place in order to evaluate the performance of the group as a whole and a report with recommendations is prepared. Besides that, a meeting with all the participants of the program is held every three months, in order to discuss problems that may have some implications in the plant facility, such as the alarm system operation, specialized personnel hiring and communication system operation during an emergency situation.

F.6. Article 26. DECOMMISSIONING

Brazil is taking steps to establish a national regulation that sets the guidelines for the composition of funds for facility decommissioning, spent fuel management and radioactive waste management and disposal.


A recent study made by ELETRONUCLEAR has established the alternatives for the future decommissioning of Angra 1 and Angra 2 Nuclear Power Plants, analyzing the financial resources, based on 17 American Nuclear Power Plants, 10 European Nuclear Power Plants and the specific study elaborated by Krsko Nuclear Power Plant, similar to Angra 1.

ELETRONUCLEAR considers as the best alternative the SAFSTOR (Safe Storage), which consists of the confinement of the Plant for a period of 10 up to 30 years, to reduce the amount of contaminated material, and radiation exposure.

The financial resources for decommissioning Angra 1 and Angra 2 would be subsidized through electrical energy taxes from those plants, with governmental authorization.

The national approach on waste from the above mentioned decommissioning is on a latent status, to be analyzed and defined later, after the definition and conclusion of the final disposal site for the LLW-Low Level Waste and ILW-Intermediate Level Waste from Angra Nuclear Power Plants.


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F.6.2. Research Reactors

No decommissioning policy has been adopted. However, at CDTN a group has just begin to study and to prepare a preliminary decommissioning plan for IPR-R1.

F.6.3. Nuclear Installations

F.6.3.1. Decommissioning of Usina de Santo Amaro (USAM)

The Santo Amaro monazite sand treatment facility (USAM) is the only decommissioned nuclear facility in Brazil. USAM operated since the 1950’s in a small town near São Paulo, separating rare earth materials from monazite sand coming from the Buena Beach in Espírito Santo state. The growth of urban areas around the site led to the decision to decommission the facility.

The facility went through a complete decommissioning process. After transporting all separated useful material and the waste to other site at USIN (see H.2.2.2), the buildings were demolished and the site decontaminated. A detailed radiation monitoring program was conducted and the site was declared free for unrestricted use. The formal decommissioning process was formalized through a resolution of the Deliberative Commission of CNEN in January 1999. A view of the area before decommissioning is show in Figure F.9.

Figure F.9. Area occupied by USAM in Santo Amaro, SP.

Before decommissioning, the monitoring program proposed by the operator and approved by CNEN fulfilled the need for following up the environmental behavior of the site soil contamination and for assessing the radiological impact on the environment that resulted from the pre-existing site contamination and due to the radiation emitted by the stored radioactive materials in Warehouse A. A


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program for occupational exposure assessment was also implemented by the operator.

The monitoring program performed by the operator analyzed the concentrations of soluble 226Ra and 228Ra in water from wells around the site, wells inside Warehouse A and a creek close to the site area. External doses were measured by a TLD net around the site and around Warehouse A.

The control performed by IRD included the assessment of reports provided by the operator and regulatory inspections, where the access control for restricted areas was verified, and measurements of dose rates inside and surrounding Warehouse A were performed.

In December 1997, INB submitted a comprehensive plan for demolishing USAM buildings and some soil samples were sent for laboratory analysis, especially for determining existing radionuclides and total alpha and beta/gamma activities.

CNEN also required that INB submitted: (i) a detailed decommissioning plan, including waste management and radiological procedures for demolishing the buildings (floors, walls, sanitary system, water distribution system etc); (ii) procedures that would be adopted for the radiological characterization of the site (depth of soil samples, sampling frequency etc.) and frequency of reports to be submitted to CNEN; (iii) the radiological criteria to be used for clearance; (iv) a radioactive waste management plan, including the adequate description of packages; (v) description of the scenarios that would be used for the determination of soil clearance values (cutoff limits) due to the goal of releasing the area for unconditional use; (vi) radiological procedures for the workers involved in the clean up; and (vii) procedures to control and guarantee that the doses on the neighbouring population would not exceed 1 mSv/y.

In 1997, an environmental monitoring control program was implemented by IRD for the USIN site, including the assessment of documents provided by the operator, auditing records related to the environmental monitoring program and a joint sampling procedure for well and surface water.

The duplicate sampling program has shown that the results obtained by INB were compatible with those obtained by the regulatory body and that the area was adequately controlled.

On March 1998, CNEN authorised the demolition of the area occupied by the monazite physical treatment unit, with the exception of some compartments in the area of thorium crystallisation, since the contamination levels detected were above the established clearance levels. Some soil contamination was also detected. On June 1998, CNEN authorised the complete demolition of these compartments. On July 1998, another room from the monazite chemical treatment unit was demolished, after the procedures proposed by the operator were approved by CNEN. On August 1998, the last room and the administrative building was demolished, also after specific authorization by CNEN.


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The radioactive waste generated from these decommissioning steps were placed in metallic boxes and metallic containers, transported to another INB installation, USIN, and stored in a shed. All the conditioning and transport of the waste were inspected by CNEN.

The scenario calculations performed by the Institute of Radiological Protection and Dosimetry (IRD), based on unconditional use of the area (soil), led to a clearance value of 600 Bq/kg of 226Ra for soil.

All the clean-up work of the soil was inspected and audited by CNEN during the months of January through December 1998.

On December of 1998, experts from IRD conducted a complete radiometric survey of the soil within the plant, concluding that the clean-up performed at the soil surface was sufficient to reduce the surface contamination of the area to the same levels of the natural background of the region. Figure F.10 shows the site after the end of the decommissioning activities of the USAM monazite processing plant.

Figure F.10. Clean area after USAM decommissioning work

A total of 13,000 m2 of constructed area has been demolished and an area of 16,503 m2 of soil has been removed (at an average of 50 cm of soil depth, resulting in a waste volume of the order of 8,250 m3). The waste that was slightly contaminated and classified as radioactive, occupying a volume of 372 m3, is stored in a shed of INB in São Paulo.

One hundred and thirty four workers from INB (operator) were involved in the decommissioning work and their recorded doses can be seen on Table F.7, which shows that all of them received radiation doses far below the Brazilian dose


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limit of 50 mSv/a, adopted at the time. These dose values are also below the new limit of 20 mSv/a adopted by Brazil.

Table F.7– Radiation doses to workers involved in decommissioning USAM

Dose Number of workers

>10 mSv 0

> 5 mSv and ≤ 10 mSv 8

> 1 mSv and ≤ 5 mSv 46

> 0.1 mSv and ≤ 1 mSv 30

Undetectable 50

INB has successfully decommissioned a monazite processing plant in Brazil, over a period of approximately 5 years, under close surveillance of CNEN, as depicted in Figures F.9 and F.10.

After decommissioning USAM, INB sold the land to a construction company, which has designed and built six 26-floor residential buildings. The project includes apartments with private areas of 120, 170 and 220 m2, the target public being upper middle-class. Figure F.11 shows the area of the former USAM, now occupied by new construction: six buildings, recreational area with swimming pools, sport courts and playground.

Figure F.11. New residential buildings built in USAM decommissioned area


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F.6.3.2. Decommissioning of the Mineral Treatment Facility at Poços de Caldas (UTM)

Parts of the old Mineral Treatment Facility (UTM) at Poços de Caldas mining and milling complex are currently being decommissioned by INB. INB is in the process of hiring a specialized company for the preparation of the Remediation Plan, which is intended to cover all installations of UTM.

F.6.3.3. Decommissioning of USIN

In 2004, INB resumed studies aimed at chemically and radiologically characterizing the land owned by USIN. In 2006, INB submitted to CNEN the Land Decontamination Plan, presenting the radiological characterization of the soil over the entire area and the remediation plan for those points presenting anomalies caused by radioactive materials stored in that location.

The remediation procedure estimates that 680 m3 of soil will be moved by the decontamination work, of which approximately 80 m3 will be segregated as low-level radioactive waste and temporarily stored in USIN’s Shed A.

INB is expecting the definition of the position of CNEN on the national repository for low- and intermediate-level radioactive wastes so that studies and plans can be developed for transfering the waste stored at USIN. From the establishment of that position, a new radiological assessment of Shed A and of the local soil will be done, along with the decontamination plan and the subsequent total decommissioning of the facility.


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Section G - SAFETY OF SPENT FUEL MANAGEMENT

G.1. Article 4. GENERAL SAFETY REQUIREMENTS

Since the current situation is the storage of spent fuel in the plant pools, the general safety requirements for the management of spent fuel are contained in the safety requirement for siting, design and operation of the nuclear reactors. Regulation CNEN-NE-1.04 [3] applies to the fuel stored in the nuclear power plant. Additional requirements are established in Regulation CNEN-NE-1.26 [8], for the operational phase, and Regulation CNEN-NE-1.14 [5] establishes the necessary reporting requirements.

G.2. Article 5. EXISTING FACILITIES

G.2.1. Nuclear Power Plants

The design of the fuel pools and associated cooling systems and fuel handling systems assure adequate safety under authorized operation and under postulated accident conditions.

Both units are provided with facilities that enable safe handling, storage and use of nuclear fuel. The facilities are designed, arranged and shielded such as to rule out inadmissible radiation exposure to the staff and the environment, release of radioactive substances to the environment, and criticality accidents.

In Angra 1 the new fuel dry storage room and the spent fuel pool are located in the Fuel Handling Building, having connections with the reactor via the fuel transfer system and the refueling machine. The path of the nuclear fuel inside the plant up to the reactor is: the entrance gate, the cask opening area inside the fuel building, the new fuel storage area, the transfer canal (or temporarily in the spent fuel pool), the fuel transfer system, the refueling machine and the reactor core.

In Angra 2 the dry new fuel storage room and the spent fuel pool are located inside the Reactor Building. The path of the nuclear fuel inside the plant up to the reactor is: the entrance gate, the auxiliary portico, the equipment lock, the cask opening area, the new fuel storage area, the refueling machine, the spent fuel pool, and the reactor core.

In both Units the Spent Fuel Pools are equipped with fuel storage racks of two different designs. The first group, named Region 1, or compact racks, is designed to receive fresh and irradiated fuel assemblies at maximum reactivity for the specified core design, without taking credit for burnup. The second group, named Region 2 or supercompact racks, is designed to receive fuel assemblies that have reached a certain minimum burnup.


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The compact and supercompact racks, made of stainless steel, have boron coupons between the storage cells in Angra 1. In Angra 2 the compact and supercompact racks use borated steel plates as the construction material of the cells. The technical specifications have curves of discharge burnup versus initial enrichment to direct the storage of fuel assemblies in region 2 because the smaller center-to-center distance of the cells.

Structures, components, and systems are designed and located such that appropriate periodic inspection and testing are performed.

In both units, all storage places are supported by criticality safety studies. Criticality in new and spent fuel storage areas is prevented both by physical separation of fuel assemblies, by boron shields and by borated water as appropriate.

The evaluated multiplication factors of the fuel storage configurations include all uncertainties arising from the applied calculation procedure and from manufacturing tolerances. The factors are less than or equal to the adequate upper bound margin of subcriticality (1-deltaK) under normal operation and all anticipated abnormal or accident conditions.

The criticality evaluation codes used by the ELETRONUCLEAR are all codes accepted by the international industry and also licensed by CNEN.

The storage capacity is shown on table G.1 below:

Table G.1. Spent fuel storage capacity at Angra – Number of fuel assemblies

Angra 1 Angra 2





Assuming a regular lifetime of 32 operating cycles for each unit and that in each cycle 1/3 of the core is replaced, then Angra 1 has enough storage capacity for its entire lifetime and Angra 2 has storage capacity for about 14 cycles.

Both units have redundant residual heat removal systems fed by redundant electrical safety buses, with provisions from the plant house load supply, redundant external electrical supplies and redundant Diesel generators. The sources of cooling water are closed circuits, cooled by seawater open circuits.

Instrumentation in the cooling and purification systems of the fuel pools detects radiation and excessive or low temperatures, emitting alarms to prompt the operator for actions.


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Each unit is designed for a regular lifetime of 32 operating cycles. According to the national electric power demand, the refuelling policy is to operate with 11 equivalent full power monthly cycles, with an one-month refuelling outage. Studies are being carried out to increase the cycle lengths gradually up to 18 months, since longer cycles reduce waste generation and doses during refuelling outages. Shutdowns, refuelling and startups of the plants are conducted in such a way to reduce the amount of radioactive waste generated (see also items D.1.1.1 and D.1.2.1).

The role of the ELETRONUCLEAR on the nuclear fuel management can be summarized as follows:

• Definition of operating strategy

• Definition of core composition

• Procurement of fuel manufacturing together with manufacturers

• Follow up of fuel manufacturing

• Transport of new fuel from the factory to the site

• New fuel reception on site

• Fuel storage on site

• Fuel operation

• Refueling Operations

The supply of the fuel for nuclear power plants is planned several years in advance. In-core fuel management provides the basic data for this long-term planning. For this purpose, several burnup cycles have to be calculated in advance. The corresponding core loading schemes, or loading patterns, have to be determined considering safety-related and operational requirements as well as economic aspects. The main results of long-term fuel management are the required numbers of fuel assembly reloads and their enrichments for future cycles.

Of special interest in the long-term fuel management are the equilibrium cycles. To calculate the equilibrium cycles, the same loading pattern is used for several successive cycles. The equilibrium cycle is reached when the characteristic parameters do not change significantly from cycle to cycle. The most important characteristic parameters are:

• Type of loading strategy

• Number and enrichment of the fuel assembly reload

• Natural length of the cycle

• Average discharge burnup for the fuel assemblies

• Availability of storage places. In this sense, the interdependence of spent fuel (non-returnable to the reactor core) management is to be defined with CNEN.

G.2.2. Research reactors

See item D.2.


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G.3. Article 6. SITING OF PROPOSED FACILITIES

Siting requirements for the existing spent fuel storage facilities at reactor sites are the same for siting the nuclear power plants or research reactors, respectively.

If the decision is taken to store fuel in “dry storage” on site, new detailed requirements will have to be established by CNEN.

G.4. Article 7. DESIGN AND CONSTRUCTION OF FACILITIES

Design and construction requirements for the existing spent fuel storage facilities at reactor sites are the same for design and construction of the nuclear power plants or research reactors.

The spent fuel storage racks are easily installed and removed. They are manufactured from stainless steel. Their purpose is to receive and store fresh and spent fuel assemblies as well as any core inserts, like control rods, primary and secondary sources and flow restrictors to be inserted into fuel assemblies.

The storage racks consist of load bearing structure supporting non-load bearing absorber cells. The load bearing structures comprise:

• The lower support structure (base plate)

• Rack foot

• Centering grid

• Steel channels

The non-load bearing structures are provided with features to assure safe subcriticality, each fuel assembly position is provided with one absorber cell. The absorber cells are made of neutron absorbing sheets with grooved edges. The absorber sheets are manufactured from a boron-alloyed austenitic stainless steel.

The absorber cells are fixed in the rack structure by means of welded clamps. To facilitate the insertion of the fuel assembly into the absorber cell, the upper part of the cell is provided with lead-in slopes, or chamfers and, where applicable, with guide for the refueling machine centering device.

Only about 40% of the volume of a fuel assembly consist of fuel rods; the remaining volume is filled by water.

By plant design the storage and management of spent fuel assemblies can be enhanced by fuel assembly consolidation to reduce volume. For this purpose, the fuel rods can be removed from the fuel assembly structure and packed as densely as possible into a canister. The canister can be stored and handled like a fuel assembly. In this way the fuel rods of two fuel assemblies can be consolidated to occupy the space required for one in a specified number of storage cells.


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If the decision is taken to store the fuel in “dry storage” on site, new detailed requirements will have to be established by CNEN.

G.5. Article 8. ASSESSMENT OF SAFETY OF FACILITIES

A comprehensive safety assessment is a requirement established by the licensing regulation in Brazil [3].

G.5.1. Nuclear Power Plants

For the Angra 1 and Angra 2 plants, both a Preliminary Safety Analysis Report (PSAR) and a Final safety Analysis Report (FSAR) were prepared. The FSARs followed the requirements of US NRC Regulatory Guide 1.70 - Standard Format and Contents for Safety Analysis Report of LWRs.

Chapter 9 of the FSAR contains the information related to spent fuel storage on site, including cooling requirements, subcriticality requirements, and radiation protection aspects.

These reports were reviewed and assessed by CNEN, and extensive use was made of the US NRC - Standard Review Plan (NUREG - 800).

G.5.2. Research Reactors

The design and additional modifications of the Brazilian Research Reactors have been made in accordance with IAEA Safety Standards, Safety Guides and Safety Practices of IAEA Safety Series, in particular Safety Guide 35-G2 (Safety in the Utilization and Modification of Research Reactors), Safety Guide 35-S2 (Code on the Safety of Nuclear Research Reactors: Operation), Safety Series 116 (Design of Spent Fuel Storage Facilities), and Safety Guide 117 (Operation of Spent Fuel Storage Facilities). Such documents present the fundamental principles of safety for research reactors and associated facilities for handling, storage and retrieving of spent fuel before it is reprocessed or disposed of as radioactive waste. The adoption of these principles assure that the spent fuel represents no hazard to health or to the environment, and the maintenance of the following conditions for the spent fuel:

• Subcriticality

• Capacity for spent fuel decay heat removal

• Provision for radiation protection

• Isolation of radioactive material.

G.5.3 Nuclear Fuel Cycle Facilities

INB has the following manufacturing units:


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• Uranium Concentrate Unit – URA, located in the municipality of Caetité, state of Bahia;

• Ore Treatment Unit – UTM, located in the municipality of Caldas, State of Minas Gerais

• Nuclear Fuel Factory - FCN, located in the municipality of Resende, state of Rio de Janeiro, consisting of the following units:

o FCN – Components and Assembly

o FCN – Reconversion (UF6 to UO2 Conversion) and Pellets

o FCN – Enrichment

• Heavy Minerals Processing Unit – UMP, located in Buena, state of Rio de Janeiro,

• Interlagos (USIN) and Botuxim Plants, located in the state of São Paulo.

To ensure building and operation of facilities in accordance with the safety principles required by national and international authorities, all facilities owned by INB are subject to nuclear licensing procedures with the Brazilian Nuclear Energy Commission. To this effect, a Preliminary Safety Analysis Report and a Final Safety Analysis Report are prepared and submitted in accordance with regulatory guide CNEN NE 1.04 − “Licensing of Nuclear Installations”, which is further supplemented by regulatory guide CNEN 1.13 − “Licensing of Uranium and/or Thorium Mining and Milling Facilities”, in the case of uranium ore mining and milling operations.

Additionally, all such facilities go through an environmental licensing process, including an Environmental Impact Study in which the safety conditions relating to the environment and the population are discussed.

For nuclear facilities, this process is conducted by IBAMA; in the case of the UMP, this is the responsibility of the state environmental body Fundação Estadual de Meio Ambiente (FEEMA); and in the case of USIN and Botuxim sites, by the state-run environmental agency Companhia de Tecnologia de Saneamento Ambiental (CETESB).


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G.6. Article 9. OPERATION OF FACILITIES

Operational requirements for the existing spent fuel storage facilities at reactor sites are the same for operating the nuclear power plants or research reactors.

Detailed limits and conditions for operations (LCOs) are established for the nuclear power plant spent fuel pools, including the related surveillance requirements and the actions to be taken in case of deviations.

G.7. Article 10. DISPOSAL OF SPENT FUEL

G.7.1. Fuel from Nuclear Power Plants

The technical solution regarding reprocessing or disposal of spent fuel has not been taken in Brazil. This solution may take some time, until international consensus is achieved. Meanwhile, Brazil continues to monitor the international situation.

For Angra 1, 2 and future unit 3 an additional wet storage facility for spent nuclear fuel is foreseen, in order to complement the current on-site storage capacity of Plants. This facility will be under ELETRONUCLEAR responsibility as an initial storage facility.

G.7.2. Fuel from Nuclear Reactors

The situation of research reactors was discussed in item D.2.1

On November, 2007, 33 spent fuel elements stored in the pool of the IEA-R1 reactor and containing uranium of US origin were shipped back to Savannah River Laboratory, South Carolina, USA. This operation, which was very similar to the one concluded in 1999, when 127 spent fuel elements were shipped back to the USA, used a different transport cask (LWT) supplied by the US company NAC.


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Section. H - SAFETY OF RADIOACTIVE WASTE MANAGEMENT

H.1. Article 11. GENERAL SAFETY REQUIREMENTS

General safety requirements for the management of radioactive waste are established in regulation CNEN-NE-1.04 Licensing of Nuclear Installations [3] and CNEN-NE-6.05. Management of Radioactive Waste in Radioactive Installations [6]. Additional requirements for safety in nuclear facilities are established in regulation CNEN -NE- 1.26, Operational Safety in Nuclear Power Plants [8].

H.2. Article 12. EXISTING FACILITIES AND PAST PRACTICES

H.2.1.Nuclear Power Plants

H.2.1.1. Gaseous Waste

To minimize the radiation released to the environment and to prevent the formation of explosive mixtures due to high hydrogen concentration, the gases are continuously removed from the primary systems and processed in the Gaseous Waste Processing System, before being discharged to the environment.

In Angra 1, the Gaseous Waste Treatment System removes the fission gases and stores them in the gas decay tanks. The discharge of these gases to the environment is not frequent, occurring as a function of operational tests. The safety criteria are the assumption of 1% of fuel failures being released to the Reactor Coolant System.

In Angra 2, in order to avoid a release of radioactive gases to the building atmosphere and subsequently to the environment, or the formation of explosive mixtures due to any high concentration of hydrogen that could arise inside the tanks in the auxiliary systems, the Gaseous Waste Disposal System removes such gases by continuous purging with nitrogen and processes the dissolved gases released from the reactor coolant. To fulfill the required functions, the gaseous system has the following tasks:

• To retain radioactive gases until they have largely decayed before discharging then to the exhaust air stack.

• To prevent any release of radioactive gases from the components into the building atmosphere.

• To limit the hydrogen and the oxygen concentrations in the connected components in order to prevent the formation of explosive mixtures and to reduce the presence of oxygen in the reactor coolant, which would lead to corrosion in the reactor coolant system.


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• To operate with the Hydrogen Reducing System, following a loss of coolant accident.

In Angra 2, the gaseous effluents are released continuously through the vent stack, depending on the ventilation system pressure.

H.2.1.2. Liquid Waste

The Liquid Waste Processing and Storing Systems in Angra 1 and in Angra 2 are designed to collect the active and inactive liquid waste produced in the controlled area, treating them when necessary. After that, they may be discharged from the power plants in accordance to the safety rules established by nuclear and environmental authorities (CNEN, IBAMA and state regulators).

According to the activity and the chemical characteristics of the liquid waste, the following processes are provided for treatment:

• Evaporation

• Mechanical filtration (Angra 2 only)

• Ion exchange deionization using mixed-bed filters

• Chemical precipitation (Angra 2 only)

• The Liquid Waste Processing and Storing Systems are designed to collect the liquid waste arising from the controlled area to specific storage tanks, and to separate different types of liquid waste for further processing.

The systems are sufficiently automatic to minimize the human intervention, consequently reducing the occupational doses. The capacity is determined by the amount of liquid waste arising from the controlled area during normal plant operation and outages.

The liquid waste is collected separately in two groups of storage tanks, in accordance with its chemical and radiochemical composition (waste holdup tank, floor drain tank and laundry tank in Angra 1 and high activity group tanks, low activity group tanks and laundry tank belong of this group in Angra 2).

In Angra 2 the Liquid Waste Processing and Storing Systems are designed to process approximately 20,000 m3 of liquid waste per year.

To assure the protection of the workers, of the population and of the environment against the effect of the ionizing radiation, the treated liquid waste intended for discharge is collected in monitoring tanks. Recirculation and discharge pumps are connected to the monitoring tanks to mix the liquid waste or to return it to the storage tanks.

Before discharge from the monitoring tanks, samples are taken for analysis in the laboratory. Based on the results of the analysis the radiation protection supervisor decides whether the discharge may be made. The discharge, as function of the gamma spectrometry (in Angra 1) or the activity concentration (total


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gamma as equivalent Cs-137) and monthly gamma spectrometry monitoring samples (in Angra 2), is performed in accordance with the technical specification for the plants, based on CNEN and IBAMA regulations and on the environmental legislation.

The released activity is monitored on-line. If the maximum allowable value of activity concentration for undiluted discharge water is exceeded an alarm is triggered and the discharge is automatically interrupted.

To optimize doses to Public Individuals, CNEN sets an authorized limit of 0,25 mSv/year for each plant.

H.2.1.3. Solid Waste

To reduce the potential of migration and dispersion of radionuclides and to minimize the dose to the environment, both plants are equipped with Solid Waste Treatment Systems. These systems process the spent resins, the concentrated liquid waste and the solid waste produced in the operation and maintenance of the plants, and confine them in special packages.

In Angra 1, the concentrates, spent resins and contaminated filters from the purification systems are immobilized in cement and conditioned in liners and special 200-liter metallic drums, within the prescribed requirements for transportation and storage. The non-compacted wastes are conditioned in special metallic boxes. In Angra 2, these wastes are immobilized in bitumen and conditioned in special 200-liter metallic drums.

In both plants, the compressible solid waste is compacted by a hydraulic press, and conditioned in special 200-liter metallic drums.

All the waste forms must fulfill the requirements for final disposal established by CNEN regulations.

To minimize the accumulation of solid radioactive waste, the entrance of materials in the controlled area is limited and controlled. Also, all the material collected in the controlled area is monitored and segregated, according to its physical and radiological features. Whenever possible, such material is decontaminated and reused or released as non-radioactive waste.

The solid radioactive waste produced in Angra 1 is stored in an on-site initial storage facility. This facility is composed of three installations, called Storage Facility 1, Storage Facility 2, with module 2A under operation and module 2B under commissioning (See Fig. E.2) and Storage Facility 3, a new storage building, that is in the final stage of construction and commissioning.

In Angra 2, all the produced waste is stored in a compartment inside the plant, called in-plant storage facility (UKA Building).

All packed radioactive waste is monitored to assure that the surface dose rates for transportation do not exceed the established values in regulation CNEN-


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NE-5.01 [15] and the resulting occupational exposures are in accordance with the values established in regulation CNEN-NE-3.01 [12].

Up to 1999, the radioactive concentrate produced in the evaporator unit and the spent resins of Angra 1 were packed in 200 liter drums. As the mixture was not homogeneous, the immobilization process was considered improper, because the matrix was not in accordance with the established standard of the regulatory body.

The new Solid Waste Processing System for Angra 1, encapsulates the concentrates and spent resins in cement, inside 1 m3 shielded liners. The new system, besides generating a more homogeneous product, reduces the occupational dose during the operational process, due to improved shielding.

Storage Facility 1 was built in 1981, with a design capacity for 2432 drums, being 1488 of low level activity and 944 of medium level activity.

As the construction of a national repository in Brazil is still under discussion, drums are being stored in the inspection and backup areas destined to damaged drums to increase the storage capacity of Storage Facility 1.

Thus, the Storage Facility 1 stores now 5239 packages. As the medium activity area is totally occupied, the medium activity drums are being stored in the low activity area. This fact contributes to increasing the dose rate at the Storage Facility 1 external walls. Another restriction is the impossibility of visual inspections in all stored drums.

These and other non-conformities were pointed out, with subsequent recommendations, in the IAEA Inspection of May 2000, through the report Safety of Processing and Storage of Radioactive Waste from the Angra 1 Nuclear Power Plant. To fulfill these recommendations a new storage facility (Storage Facility 3) was planned and is now in its final stages of construction and commissioning.

In 1992, Storage Facility 2A was built with the capacity to store 621 liners. The remote operation capability was improved to minimize occupational doses. In December 2007, this Storage Facility held 728 packages.

After the operation authorization for Storage Facility 3, the packages will be redistributed among the three buildings, in accordance to a rearrangement program to be authorized by CNEN.

The inventory of waste stored at Angra site is presented on Tables H.1 and H.2.


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Table H.1. Waste Stored at Angra Site – Angra 1

Waste Packages Location

Concentrate 2855 Storage Facility 1/ Storage Facility 2

Primary Resins 694 Storage Facility 1/ Storage Facility 2

Filters 449 Storage Facility 1

Non- compressible 772 Storage Facility 1/ Storage Facility 2

*Compressible 511 Storage Facility 1

Secondary Resins 357 Storage Facility 1

TOTAL 5841 (Includes 203 Inactive drums)

* In 2006, the NPP supercompacted 1938 waste drums from Angra-1.The pellets (crashed drums) were placed inside special metallic boxes (B-25) with 2500 liters of capacity.

Table H.2. Waste Stored at Angra Site – Angra 2

Waste Quantity (drums) Location

Concentrate 142 In Plant Storage

Filters 2 In Plant Storage

*Compressible 58 In Plant Storage

TOTAL 202 (Total Capacity1644)

* In 2006, the NPP supercompacted 89 waste drums from Angra-2.The pellets (crashed drums) were placed inside special metallic boxes (B-25) with 2500 liters of capacity.

H.2.2. INB

The INB units store low activity nuclear material. The waste produced is minimized due to the high value in the nuclear content of the material processed. The recovery of uranium in all phases of the process is a constant objective not only due to the economic value, but also to avoid the presence of hazardous effluents. The material inventory is presented below, although not all this material is “radioactive waste” in the sense of the Convention.

H.2.2.1. Fuel Element Factory (FCN)

The waste is packed in 200-liter metal drums with metal cover and rubber seal. Only 102 drums have been produced so far. They contain contaminated material (gloves, shoes, tools, filters) containing UO2 (with up to 4.0% enrichment) in the powder form.

The drums are stored inside the production facility. A storage facility is under construction within FCN protected area. After it is finished and licensed by CNEN, all the material stored in the production plant will be transferred to this


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storage area. All the waste is considered low-level solid radioactive waste (SBN – Table 2, CNEN- NE-6.05 [6])

H.2.2.2. Interlagos Plant (USIN) and Botuxim Storage Facility

In 1992, the Usina Santo Amaro (Santo Amaro Mill - USAM) was deactivated. USAM used to process monazite sand for the separation of rare earth elements. Works were developed in this area to subsidize the decision-making process aiming to the remediation of the area, with the objective of releasing the areas for unrestricted use. Mathematical models were applied for the dose calculation, considering different scenarios of area occupation. The dose criterion used was of 1 mSv/year in the critical group for the more conservative occupation scenario, in agreement with the possibilities of occupation of the area, located in an urban environment. The need to store the waste generated by the decommissioning process led to the choice of the USIN and Botuxim sites as interim storage facilities.

The area of USIN has about 60 000 m2. The site, located in an urban industrial area and unused at the time, had 3 storage facilities. Storage Facilities B and C have been disassembled. Storage Facility A, with 2060 m2, has been renovated to receive the waste originated from the USAM decommissioning. This process initiated in 1993.

Although belonging to the same company as USAM, the USIN site was not under regulatory control by CNEN, because the process of rare earth separation that used to take place in USIN did not involve significant amounts of radioactive elements, since they were eliminated in previous stages of the process at USAM. At a given moment of the operational period of USIN, however, some leakage of the material stored led to the contamination of the area surrounding Storage Facility A and also to radioactive contamination of groundwater. From 1998 to 2002, the area was partially decontaminated. This operation generated 170 plastic drums with radioactive material. The other 1,717 plastic drums stored in USIN were generated during decontamination of the USAM facilities.

INB intends to complete the site remediation after CNEN’s approval of the Decontamination Plan, as described in section F.6.3.3.

Besides this occurrence, the USIN site has received large amounts of the light fraction of monazite sand, as landfill to the swampy areas around the storage facilities. As a result of these landfills, activity concentrations up to 33000 Bq of 228Ra per kg of soil could be measured. The decision to clean-up the area in order to release it for unrestricted use has already been taken by CNEN, and the operator has decided to keep that area under regulatory control and to use it as a temporary waste repository for the decommissioning waste coming from USAM.

Besides the storage of waste, Storage Facility A is also used to store radioactive material (Table H.3) that can still be used as a source for nuclear material and other applications, such as the byproducts of the USAM process, mainly sodium phosphate and a material called Cake II (Torta II), composed


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basically of thorium hydroxide concentrate. The inventory of Cake II awaits development of improved technology to allow its economical use.

Table H.3. Types and amounts of material stored in Storage Facility A

Packages (100 liter plastic drums)

Cake II 3283

Mesothorium 760

Non-Contaminated Trisodium Phosphate 760

Contaminated Trisodium Phospate 69

Radioactive Waste (clothes, equipment, wood, soil) 1887

Total 6759

Maritime Containers (30 m3 capacity)

Contaminated press-filter canvas 3.5

Contaminated wood 1.5

Contaminated metal parts 7

Other materials 3

Total 15

Metal Boxes (1m3 capacity) 6

The area of the Botuxim storage facility has about 284,000 m2, where there are 7 silos with ca. 3,500 ton of Cake II stored (Table H.4)

Table H.4. Amounts of Cake II stored in Botuxim.

Concrete silo number Mass (ton)

Silo 1 321.48

Silo 2 376.93

Silo 3 374.97

Silo 4 504.32

Silo 5 479.33

Silo 6 778.85

Silo 7 664.19

Total 3500.07


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H.2.2.3. Poços de Caldas Industrial Complex (CIPC)

The first uranium mine of Brazil has finished operation and is under preparation for decommissioning. As the licensing process took place before the present radiological protection criteria were established in Brazil, there was no previous planning for the decommissioning phase. The main areas that will need attention include the open pit mining area, the waste rock piles and the tailings dam. Up to this moment, the whole area is still under control by the operator. Radiological control is maintained at effluent discharge points, including at the waste dam and at the treatment units for the water drained from the mining area and from the waste rock piles. At CIPC, the following materials and/or by-products are considered tailings, radioactive waste, or raw material:

1 – Mesothorium, stored in different conditions, namely:

a – Disposed of in the waste dam during the 1980’s: there are around 13,000 fifty-liter drums corresponding to 1,300 tons of this product.

b – Stored in five (5) silos excavated in a clay bank at the slope of the CIPC waste dam: there are 2,700 fifty-liter drums, corresponding to 280 tons of the material. The silos are lined and covered with a three-meter thick layer of clay and soil. This operation was performed in 1987.

c – Placed in a trench at the slope of the waste dam, in 1984: there are 5,750 fifty-liter drums, corresponding to a total of 600 tons of mesothorium. This trench is covered with a two-meter thick layer of clay and soil.

2 – Cake II

a – Approximately 11,000 tons of Cake II (wet base) are currently stored in sheds, packed in 200-liter drums (19,400 units) and 100-litre plastic drums (16,250 units). Other 1,734 tons of bulk Cake II, which were placed in four concrete silos, are now being treated.

b – Additionally, there are 1,600 200-liter drums of Goianite Cake II resulting from experiments for the extraction of rare earths from Goianite mineral, which presents a low thorium content; as well as 3,560 200-liters drums of Cake II, corresponding to 534 tons, stored in silos close to the CIPC waste dam.

c – Finally, there are 824 200-liter drums (124 tons) of Inaremo, named after the process used by Nuclemon for extracting rare earths from Goianite. Inaremo is characterized by a very low thorium content, being a neutralized waste.

3 – Thorium

a – Approximately 80 tons of ThO2, resulting from Cake II processing in two periods: In 1990, 32.9 tons were disposed of in a pond; in 1995/1996, 46.58 tons were stored in 148 concrete containers.


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H.2.2.4 Lagoa Real Complex – Uranium Concentrate Unit (URA)

The Uranium Concentrate Unit (URA) is located at the uraniferous province of Lagoa Real in the Center-South region of Bahia state. The ore bodies have average U3O8 concentrations of about 0.3%. Mining activities are developed at an open pit cast and expected to continue for over 16 years. Uranium extraction is made by the Heap Leach method. The efficiency of solubilization of this method is estimated to be about 70%. The exhausted ore is disposed of in piles along with the waste rocks from the mining activities. The leachate is captured in holding tanks that are lined with geo-synthetic membranes (HDPE). The liquor is then pumped to the milling unit where uranium is isolated by means of organic solvent extraction and then precipitated as ammonium di-uranate.

The licensing process was focused only on the aerosol and gamma exposure pathways, because the facility is not supposed to release any liquid effluent to the environment, since all the processed water has to be pumped back to the process. Thus, no major impacts are expected in the local water river that is not perennial. On the other hand, subsequent facts showed that impacts into the aquifers need attention since these water bodies are also the source of water to local communities. Besides the influence of mining activities on groundwater, other pollutant sources have to be assessed like the waste-rock/leached ore piles as well as the leaching tanks. In order to assess any impact into groundwater, a monitoring program is carried out by the mining operator under regulatory surveillance. Groundwater samples are collected monthly from monitoring wells placed close to the area of direct influence of the facility and close to the population groups living at the site surroundings. Runoff samples are also collected close to the main sources to determine the concentrations of dissolved radionuclides, assessing the drainage contribution to groundwater pollution.

Data from the environmental monitoring program carried out by the mining operator, under regulatory surveillance, are collected from around 30 sampling sites and comprise the following media: groundwater; rainwater; aerosol; radon; gamma exposure (TLD); sediments; soils; pasture; corn; bean; milk; manioc and manioc flour.

The objectives of the monitoring control are: 1) to keep under control the radionuclide fluxes from mining and milling activities to atmosphere and groundwater compartments, according to the release limits prescribed in the nuclear licensing, 2) to assess the potential impacts of the pollutant sources by means of mathematical simulation and 3) to establish the overall environmental management strategy for the uranium production.

H.2.3. Navy Facilities

As mentioned above, the amounts of waste generated by the naval program are very small. The waste generated in the controlled areas is stored in identified containers. The containers are transferred to the Radioactive Waste Storage Facility within CEA. Handling, storage and accounting are under responsibility of


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the Radiation Protection Division. Liquid waste is treated in a thermo-solar evaporator and the sludge is later classified as solid waste.

The storage facility is a metallic structure, with asbestos tile roof and the capacity for 256 two hundred-liter drums. There is a drainage system to avoid flooding. The ventilation is natural, and equipments for fire protection and physical protection are available. The current inventory is presented on table H.1.

Table H.5. Waste Inventory at CEA

Type of Waste Mass (kg) Number of Drums

Plastic 774.5 17

Paper 3,575.9 34

Evaporator Sludge 2,543.2 20

Other 1,519.5 38

TOTAL 8,413.1 109

H.2.4. CNEN Institutes

H.2.4.1. IPEN

IPEN has been storing the radioactive waste generated in its own installations since the beginning of operations in 1956.

The Radioactive Waste Laboratory (LRR) is responsible for receiving, treating and temporarily storing radioactive waste generated at IPEN, as well as those generated at many other radioactive facilities all over the country. The main features of the laboratory include units for: waste reception and segregation; decontamination; liquid waste immobilization and conditioning; in-drum compaction of compressible solids; spent sealed source and lightning rod disassembly; primary and final waste characterization; storage of untreated and treated wastes. The existing facility, an Integrated Plant for Treatment and Storage of Radioactive Waste, has a total built area of 1450 m2 and comprises the following units:

• Changing rooms and radiation protection control: To allow controlled access to the working area.

• Reception and segregation unit: To receive, classify and distribute the waste to proper treatment. If necessary, waste segregation is carried out.

• Liquid waste storage and treatment/conditioning unit: Equipped with suitable containers or devices for operational storage and pre-conditioning of liquids, either for immobilization or for release to the retention tanks for further discharge to the sewage system.


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• Cementation unit: Cementation was the process chosen for conditioning and encapsulating some kinds of wastes such as liquids, wet solids, including ion-exchange resins and activated carbon generated in the reactor operation, sludge, biological and some non-compressible waste.

• Compaction unit: Equipped with a 10-ton hydraulic press. Compressible solids are collected in 60 liter transparent polyethylene bags and pressed into 200 liter metallic drums. The volume reduction factor is about 4-5.

• Lightning rod dismantling unit: Provided with a three-cell glove-box, where 241Am sources are removed from the devices and packaged in metallic containers (see Figure H.1).

• Disused source encapsulation unit: Designed to handle source activities up to about 4 TBq 60Co equivalent. Sources will be withdrawn from original shielding or device and encapsulated in a retrievable package for interim storage (see Figure H.2).

• Analytical and radiochemical laboratories: For characterization of primary wastes and waste forms.

• Storage facility. For interim storage of drums containing treated waste (see Figure H.3).

The wastes managed at IPEN are characterized by a wide diversity in nature, forms, radionuclide contents and activities, so that, for some types of waste, specific methods of treatment and conditioning had to be developed.

In general, solid and liquids wastes are treated and packaged in 200 liter steel drums, as follows:

• Compressible solids: segregation at the generator installation, compaction and package.

• Non-compressible solids: dismantling and encapsulation in concrete.

• Wet solids: chemical conditioning and immobilization in cement.

• Liquids: Wastes of short half-lives are discharged to the sewage system as liquid effluents after temporary storage for radioactive decay; releases meet the proper radiation protection standards. Wastes of longer half-life are immobilized in cement matrix.

Lightning rods with 241Am sources were manufactured in Brazil until 1989. In that year, CNEN issued a resolution lifting the authorization for manufacturing of such devices. Since then, radioactive lightning rods are being replaced by regular lightning rods. The radioactive lightning rods removed are delivered to IPEN or to other installations of CNEN. The estimated amount of lightning rods to be collected is about 80,000 pieces. From this amount, IPEN has already collected about 16,000 and dismantled 13,000 units. Smoke detectors are also dismantled and about 23,500 units have been treated until now.


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Figure H.1. Lightning rod dismantling glove-box

Disused sealed sources represent for IPEN and CNEN by far the largest waste problem from non-power applications, specially due to the long lived radionuclides such as 226Ra and 241Am. Sources with low activity or low exposure rate received until 1993 are already conditioned and immobilized in cement as well as the 226Ra needles collected up to that date, meaning in the last case about 1000 needles or 200 GBq. Currently, this process has been replaced by packing the sources in a retrievable package. The spent sealed sources dismantling and conditioning unit is currently under construction. In total, LRR has received about 10,000 sealed sources and treated 40% of them.

The facilities for waste management are located inside IPEN, as part of its several nuclear and radioactive installations, properly certified by CNEN.

Figure H.2. Hot cell designed to handle sources (under construction)


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Figure H.3. Interim Storage of Treated Waste at IPEN

H.2.4.2. CDTN

CDTN’s waste treatment and storage facilities and its support laboratories are shown on Table H.6. Figures H.4 and H.5 show some CDTN facilities used to treat and to store the waste.

Besides the radioactive waste generated at its own laboratories, CDTN has received disused sealed sources from other users, like industries, hospitals and universities. These sources include radioactive lightning rods, smoke detectors, nuclear gauges and teletherapy units, which are stored at CDTN’s intermediate storage facility. The main nuclides are 60Co, 137Cs, 226Ra and 241Am.

The strategy devised and implemented for the management of radioactive waste at CDTN is based on the standard CNEN-NE-6.05 and takes into account the available infrastructure. The main aspects of the management program are:

• registry of the waste and disused sealed sources inventory using an electronic database;

• waste generation minimization by an adequate segregation and characterization;

• volume reduction by chemical treatment for the aqueous liquid waste and compaction and cutting for solid waste;

• cementation of sludge arising from the chemical treatment and immobilization of the non compactable solid waste in cement/bentonite matrix;

• quality control of the final product in order to guarantee safety during storage and to minimize doses to workers and individuals of the public.


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Table H.6. CDTN Waste Treatment Facilities

Facilities Characteristics

Chemical treatment 200 L batch, main components: tanks, filters, pumps, control panel and sample system

Cementation, out-drum mixture 200 L batch, main components: tanks, mixer, pump, automatic weighing system and control panel

Compaction 16 t press Cutting/shredding Cutting mill, output 80-130 kg/h

Lightning rod dismantling Glove box equipped with unbolting system, electrical scissors and other tools

Nuclear gauge dismantling Hot cell with shielded windows, manipulators, pneumatic system, and control panel

Package testing Facilities for Type A and Type B package testing

Heater system Tank with heater device for about 600 L solution

Supporting laboratories Main equipment sets

Chemical treatment Lab hood with filtration system, pH meters, analytical scale, pumps, jar-test equipment, magnetic stirrers

Cementation Lab hood, glove box, lab oven and diverse equipment sets for physical-chemical and mechanical testing

Thermodifferential analysis Room with the suitable equipment to carry out the analysis.

Storage facility Description

Intermediate storage building for treated wastes and disused sources

450 m2 surface hall with control system for effluents, fence, natural ventilation, appropriate lighting and alarm system

Liquid waste storage 90 m2 surface hall with control system for effluents, shelves, appropriate lighting and ventilation.

Solid waste store 4 m2 room.

Segregation is carried out taking into account the physical, chemical and radiological characteristics of the waste. The liquid waste is segregated into aqueous or organic and the solid waste into compactable and non-compactable. Besides, waste containing short-lived radionuclides is segregated from the ones with long-lived radionuclides, the former being stored for decay and then released from radiological control. Each waste package is identified according to the origin and type of waste it contains. Figures H4 to H7 show some CDTN facilities to treat and store the waste.


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Figure H4. a) Chemical Treatment, (b) Cementation and (c) Compaction.

After being monitored, the segregated waste is transferred to the treatment facilities. All relevant data, like origin, composition, volume or weight, chemical contaminants are registered in a specific form – GUIARR.

Figure H.5. Intermediate Storage Facility Building

Regarding sealed source, lightning rod and smoke detector management, the guidelines are:

• To provide suitable conditioning of brachitherapy and teletherapy sources. The later ones are stored in their original shields;

• To dismantle the lightning rods, smoke detectors, and nuclear gauges and to remove the source in order to reduce the stored waste volume. The sources from the gauges are assessed for possible further use.

A glove box for 241Am lightning rods and smoke detectors dismantling is already operating at CDTN (Fig. H.6). A hot cell for dismantling nuclear gauges is in operation at Laboratory for Treatment of Sources (Fig. H.7). The removed sources are checked for leaks and their activity is determined for possible reuse.


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Figure H6. Lightning rod dismantling Facility

Figure H7. Hot Cell for Dismantling Nuclear gauges

Regarding 226Ra sources, they are conditioned in such a way that retrievability is maintained. The sources are inserted in leak-proof stainless steel capsules, which are placed in lead shields; once loaded, the shields are put inside the cavity of an internally shielded 200-liter drum.

The waste containing packages are identified, monitored and stored at CDTN’s intermediate storage facility. The relevant data about the prepared packages are stored in a specific form – GUIART. The information of both forms – GUIARR and GUIART – is used as input to the CDTN’s waste electronic database. With this robust database, complex searches can be performed and all information about the stored waste inventory can be easily retrieved.

Another database – named SISFONTE – contains data about the sealed sources from other users received and stored at CDTN. Among other features, this database performs an on-line update of the activity stored.


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H.2.4.3 IEN

IEN is storing the radioactive waste generated in its own installations and at other radioactivity users, such as hospitals, industries and research centers. The existing facility is now being adjusted for more elaborated treatment processes. There are only two basic units, the compression and the storage units. The compression unit has a 2-ton hydraulic press.

All the strategy for the management of radioactive waste at IEN is based on the standard CNEN-NE-6.05 and takes into account the available infrastructure.

There is only a simple waste characterization, TRING, whenever possible, reducing its volume, so it can be packaged in a 200-liter steel drum and storing at the proper unit. Liquid waste is simply identified and stored in a different area expecting a treatment unit to go into operation.

H.2.5. Research Institutions

The Program for Waste Management in Research Institutions (Programa de Gerenciamento de Rejeitos em instalações de Pesquisa - PROGER) started in 1996 with the objective of controlling the radioactive waste management in research institutions throughout Brazil, and to establish common procedures and standards.

Through partnership, information and training of personnel from these institutions, the main lines of action of PROGER are to establish common procedures and best practices, which improve the workers’ safety, protect the environment and prevent radiological hazards. In 1999 PROGER was implemented at the University of Brasilia and, as a result, adequate facilities were constructed and proper working procedures were established to manage and control the waste generated in research activities. The model has also been extended to other research institutions. CNEN also routinely assesses Radiological Protection Plans and Safety Assessment Reports from research institutions, in support of the issuance of the Authorization for Operation of these institutions.

H.2.6. Waste Repository at Abadia de Goiás

For the repository of the waste from Goiânia accident, also the 0,3 mSv/y dose constraint defined by the Regulatory Body based on regulation CNEN-NE-3.01[12] was used during the design of the installation. As the installation contains two buildings, each one related to different activity concentration of 137Cs in the waste, as already described in this report. The design basis for the first repository (Waste Group 1) a dose limit of 0,05 mSv/y has been applied to critical members of the public while a level 0,25 mSv/y was used to the main repository, in agreement with the Technical Instruction CNEN IT-01/91[16].


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H.3. Article 13. SITING OF PROPOSED FACILITIES

H.3.1. Nuclear Power Plants

The On-Site Storage facility was built at the north side of the Angra site. This area is part of the southeastern part of the Brazilian Platform. Studies made in 1982 had demonstrated that there is no sign of failure occurrence or another tectonic activity in the region of Itaorna beach, since the inferior cretacic period.

Given the geologic formation of the region, predominantly crystalline rock, there is little indication of underground waters. Due to the geology and the morphology, composed by granites and residuals soils, the region has some damage associated to the high pluviometric rate.

In order to improve the safety of the upstream slopes of the storage facilities areas, a contention gabion walls and soil nails with gunite concrete were performed, as well as superficial draining system was implemented.

Specifically, the hillside where the storage facility is located was technically certified for stability and safety conditions.

The Storage Facility 1 of the storage facility was built in 1981. The Storage Facility 2 is composed by the old Storage Facility 2A constructed in 1992 and a new Storage Facility 2B now under commissioning.

To erect the Storage Facility 2B, IBAMA, the national environmental agency, required an Environmental Impact Study, which was submitted and accepted. The Environmental Operational License was issued in 2007.

To improve the waste management facilities, a Monitoring Building is being planned. This building will be constructed between Storage Facilities 1 and 2 and will hold all the equipments and operations related to the new system of waste packages measurement (Gamma Segmented Counter System) for the waste isotopic inventory determination. Also, a third storage facility (Storage Facility 3) is being constructed (It is in the final stage of construction and commissioning).

In addition, the storage facility for the old steam generators, which will receive the replaced steam generators from Angra 1 is being constructed close to the site dock and within the site boundary. The replacement is planned for 2009.

H.3.2. Intermediate and Low Level Waste Repository (under planning)

The site selection process for waste repositories requires a series of sequential activities: the identification of regions of interest, of preliminary areas, of potential areas, and of candidate-sites. The selection should take into account 4 factors: ecological, geological, physiographic and socio-economical.

Some regions of interest for a low and intermediate radiation level waste repository were identified in Brazil. Potential areas were identified in two of these regions. The process was temporarily halted, pending the approval of a specific


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law on nuclear waste. With the approval of Law n. 10.308, in 2001, establishing the responsibilities, funding and licensing process for waste repositories, the work can now proceed.

For the low level waste resulting from the operation of Angra-1, 2 and future Angra 3 nuclear power plants and from the use of radionuclides in medicine, industry and research, a technical discussion about the necessity of construction of a single national near surface vault repository (for all this LLW) or two different repositories are being analysed (one near surface vault for the LLW resulting from the nuclear power plants operations and a second one type borehole or vault near surface repository for the medical, industrial, etc LLW). The location and design have not yet been selected.

It is worth mentioning that political and psycho social aspects related to the subject of radioactive waste disposal (“Not in my backyard syndrome”) contribute enormously to the difficulties faced by the Brazilian Government in the establishment of a national waste management policy.

H.4. Article 14. DESIGN AND CONSTRUCTION OF FACILITIES

Design criteria and conception of the radioactive waste facilities are based on a comprehensive survey done on the volume and physic-chemical and radiological characteristics of the waste to be received and managed in the life of the facility, and an estimation of the future demand.


Angra waste is mixed with cement or bitumen before transfer to the On-site Storage Facility. This operation is performed under requirements for protection of the workers, the public and the environment, according to approved plant procedures.

All packed radioactive waste are monitored to assure that the surface dose rate, for transportation, does not exceed the established values in regulation CNEN-NE-5.0 [15] and the resultant occupational exposure and contamination are in accordance with the values established in regulations CNEN-NE-3.01 [12] and CNEN-NE- 6.05 [6].

The storage of the waste is done according to a layout established previously, to reduce the dose rate in external areas of the building.

The possibility of the environmental contamination in terms of the storage is remote, since all the waste is in the solid form and is conditioned in certified containers. For additional precaution the units of storage are equipped with ventilation systems to assure negative pressures (including high efficiency filtering system) and internal drains directed to sumps subjected to inspections and release control.


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The inventory control of the stored waste is made with the aid of validated managing software. The data bank includes information on the physical, chemical, radiological and mechanical features of the packed waste.

Periodic visual inspections are performed to verify possible alterations in the stored packed waste. Moreover, monthly inspections are performed on the general conditions of the building and the installations.

For Storage Facility 2 and Storage Facility 3, the following systems are installed:

• Remote automatic visual inspection equipment;

• On-line external radiation monitoring system;

• Ventilation system to assure negative pressures, including high efficiency filtering system;

• Internal and external drainage systems.

The storage facility for the old steam generators, which is under construction, will also be equipped with on-line radiation monitoring system, ventilation system and drainage systems.

H.4.2. INB

At INB all waste after monitoring go through a selection step in order to be separated in different drums according to their characteristics, solids that can or can not be compacted and liquids. After the selection the waste is packed up in identified drums and they are stored within the facility.

All drum radioactive waste are monitored to assure that the surface dose rate, for transportation, does not exceed the established values in regulation CNEN-NE-5.0 [15] and the resultant occupational exposure and contamination are in accordance with the values established in regulations CNEN-NE-3.01 [12] and CNEN-NE- 6.05 [6].

H.5. Article 15. ASSESSMENT OF SAFETY OF FACILITIES

A comprehensive safety assessment is a requirement established by the licensing regulation in Brazil [3].


For the Angra 1 and Angra 2 plants, both a Preliminary Safety Analysis Report (PSAR) and a Final safety Analysis Report (FSAR) were prepared. The FSARs followed the requirements of US NRC Regulatory Guide 1.70 - Standard Format and Contents for Safety Analysis Report of LWRs.


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Chapter 11 of the FSAR deals with radioactive waste management issue, including waste generation, treatment, in plant storage and the radiation protection aspects.

These reports were reviewed and assessed by CNEN, and extensive use was made of the US NRC - Standard Review Plan (NUREG - 800).

H.5.1.1. Onsite Storage Facility

Before the startup operation of Angra 1 the documentation for the installation of the Storage Facility 1 of the On-Site Storage Facility, establishing the design, security and radiological protection plans, was submitted and approved by CNEN. The Storage Facility 1 was built in 1981. Later, the Storage Facility 2A module was also approved by CNEN built and built in 1992.

To erect the Storage Facility 2B, besides the CNEN license, IBAMA, the National Environmental Agency, required an Environmental Impact Study, which was submitted by ELETRONUCLEAR and evaluated by IBAMA. The Operational Licence for Storage Facility 2 was issued in December 2007.

The safety and environmental licensing process for the construction of the Monitoring Building and the Storage Facility 3 is under way. This process include as minimum:

• A safety evaluation submitted to the Nuclear Regulatory Body

• An environmental impact study

• An environmental impact report

• A set of Public Hearings for discussions with the Public and local and state Organized Society Members.

ELETRONUCLEAR expects the IBAMA Operational License for the Storage Facility 3 in 2008.

H.5.2. Other Facilities

H.5.2.1. Fuel Cycle Facilities

The management of radioactive waste is considered a part of the Safety Analysis Report of all fuel cycle facilities. The information submitted is evaluated by CNEN during the licensing process.

H.5.2.2. Radioactive Waste Repositories

As mentioned above, the environmental licensing process of any waste repository in Brazil is responsibility of the Brazilian Environmental Agency (IBAMA). When radioactive waste is involved, CNEN acts in accordance with IBAMA, assisting this institution in nuclear matters.


100

In the implementation phase of the National Repository for Radioactive Waste, the Waste Management Division (DIREJ) of CNEN will be called upon to perform the evaluation of the Safety Analysis Report of the installation.

Two projects were implemented by CNEN, in the field of safety assessment of final disposal facilities. The first project had the assistance of the IAEA. The second is being conducted within the Federal University of Rio de Janeiro.

The project with IAEA aims at improving the national capability for assessing the safety of waste disposal facilities, and for this purpose, a multidisciplinary expert group was created and was trained in safety assessment methods, including the use of the relevant computer codes as well as laboratory and field measurements techniques.

In 2002 the International Atomic Energy Agency (IAEA) launched a co-ordinated research project in the field of safety assessment for near surface radioactive waste disposal facilities (ASAM – Application of Safety Assessment Methodologies for Near Surface Waste Disposal Facilities) with the participation of Brazilian experts. The primary objectives of the project were: to investigate the application of safety assessment methodologies used for post-closure safety assessment, in particular the methodology developed under the IAEA’s ASAM project, to a range of near surface disposal facilities; and to develop practical approaches to assist regulators, operators and other specialists in their review of such safety assessment.

In 2006, the Repository Safety Assessment Group, created in 2004 within the CNEN, was promoted to an official “Section” under the Radioactive Waste Division. The Repository Safety Assessment Section has since then reviewed a number of safety assessment reports originated from nuclear and radioactive facilities across the country. This Section has also developed a publication and training material that conveyed the principles of safety assessment to regulated agents and research institutions, thus disseminating the safety assessment culture among the operators of nuclear and radioactive facilities, in order to improve the technical quality of the safety assessment reports.

H.5.2.3. Safety Assessment of Goiânia Repositories

CNEN conducted two safety assessments of the Goiânia repositories, one in the year 1995 and another one in the year 2002, as described below.

The First Safety Assessment (1995)

A robust model or screening model was developed considering that one of the main scenarios for the prediction of the impact of a near surface repository is related with the water pathway. The following scenarios related with the water pathway were considered:

(a) water ingestion;

(b) ingestion of contaminated vegetables due to water irrigation;


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(c) ingestion of contaminated animal;

(d) inhalation of contaminated soil due to irrigation;

(e) external irradiation due to contaminated soil.

The dose factor was calculated considering a steady concentration of 1000 Bq/m3 in the water well, the scenarios above, resulting in:

• Annual Effective Dose Equivalent = 4.19 x 10-5 Sv;

• Effective Dose Equivalent Commitment = 2.93 x 10-3 Sv.

Three pathways were also considered for intrusion. The following hypotheses were considered for the geosphere:

• The establishment of an Institutional Control Period;

• The continuous linear degradation of the cap, after construction of the repository allowing a higher infiltration rate each year (after 30 years the cap would completely fail);

• The infiltration rate at the surface of the cap would be only a function of the water balance between water fall and evapotranspiration;

• The unsaturated zone thickness bellow the repository bottom at the beginning of the analysis was neglected;

• The concentration inside the repository in the water phase, each year, was calculated taking into consideration the adsorption coefficient of the waste (kd) and the available quantity of water, which is a function of the water balance and the permeability of the cap.

Two cases were studied:

• Model 1: Neglecting the permeability of the top of the vault due to the concrete thickness and applying Darcy law on the bottom of the repository to calculate the flow to the water table;

• Model 2: Neglecting the permeability of the top and bottom of the vault and considering that all the water infiltrated each year leaches the waste based on the adsorption coefficient and flows to the aquifer.

A plume model was used in the aquifer.

Re-Assessment of the Goiânia Repositories (2002)

The source term considered on this model was conservative: an annual leaching fraction of the waste considers that all the water that enters in the repository leaves the disposal and enters the geosphere (neglects cap and the engineered barriers).

The unsaturated zone thickness below the landfill was considered only at the end of the analysis, based on a transit time.


102

The model adopted for the saturated zone, to be coupled with the source term, takes into consideration the well-known one dimensional transport equation including dispersion, retention and decay of the contaminant in the aquifer.

The same data for the geosphere and biosphere used in the 1995 safety assessment was used in the 2002 assessment.

For modelling the biosphere, two kinds of scenarios were considered:

(a) Intrusion on the site resulting in: (i) direct inhalation of particulate due to contaminated soil, (ii) deposition on vegetables and ingestion by man; (iii) deposition on vegetables, ingestion by animals, meat consumption by man; (iv) deposition of grass, ingestion by the cow, transfer to milk and ingestion by man; (v) ingestion of contaminated soil due to resuspension and (vi) external dose due to the radioactive hazardous materials.

(b) A residential scenario, that is, the existence of a house near the site (at the border) using water from a well, resulting in: (i) Irrigation, re-suspension and inhalation; (ii) direct consumption of the water well – ingestion; (iii) irrigation of vegetables and consumption by man; (iv) irrigation of vegetables, consumption by animals, consumption of contaminated meat by man; (v) surface water contact, transfer to fish and to man; (vi) irrigation of vegetables, consumption by animals, transfer to milk and ingestion by man; (vii) irrigation and accidental ingestion of contaminated soil; (viii) irrigation and external exposure in the case of radioactive

It should be pointed out that an agriculture scenario can only occur when the engineering barrier is completely destroyed (the concrete is transformed in sand and mixed with the waste). Many countries establish a period between 300 and 500 years for the complete transformation of the concrete barriers, although cracks and modification on its permeability can occurred before this period of time. The results showed that, after approximately 280 years, the doses related to a probable agriculture scenario would be lower than the established limit for intrusion of 1 mSv/y. It should also be pointed out that on the post drilling scenario analysis a limit of 1 mSv/y is used, resulting in the necessity of establishing an institutional control period of 50 years, confirming the results obtained in 1995.

Based on a discovery scenario, a limit dose for intruder of 5 mSv is applied due to a single acute dose and an institutional control period of 40 years would be necessary (in the case of no waste dilution). Under the assumption of 0.25 dilution factor no institutional control period is necessary in this case.

The safety re-assessment of the Goiânia repositories confirmed the results obtained in 1995, as follows:

• The water pathways related to a possible residential scenario near the site is negligible when considered the retention factor (transit time of 137Cs) of the unsaturated zone (natural barrier). The maximum concentration below the repository, at any time, would be under the maximum allowed value of


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25000 Bq/m3 – (6,8 x10-7 Ci/m3), that could result in a dose for an individual of the critical group of 0.25 mSv/y;

• The consumption habits of the individual of the critical group was over estimated when compared to the real consumption habits of the population nearby the site today;

• Three intrusion scenarios were considered and the most critical one would be the agriculture scenario. If this is assumed to happen only after the complete degradation of concrete (300 to 500 years), it would be of no importance, since after 280 years the doses would be lower than the allowed limit of 1 mSv/y. If in the case of Goiânia the concrete transforms into sand before the usual time of 300 to 500 years, an institutional control period of approximately 280 years would be necessary;

• If one neglects this possibility (degradation of concrete in time lower than 300 years) the most important scenario would be the post drilling scenario and an institutional control period of 50 years would be necessary;

• It should also be pointed out that the results of seven years of environment monitoring plan (EMP) at the site proved that it is very unlikely to find in the future concentrations of 137Cs in the aquifer which will be dangerous to the population living near the site (Concentrations lower than the detection limit of 200 Bq/m3 - 5.4x10-9 Ci/m3 were obtained until today).

Finally, it is important that, before the end of the institutional control period of 50 years, a new evaluation of the safety of the Goiânia repositories be conducted by CNEN, based not only on the probably improved local data such as: (i) geosphere information (ii) demographic grown information; (iii) variation of possible consumption habits by the population, but also based on the improving capability and knowledge of CNEN.

H.5.3. INB

The solid and liquid waste generated at INB-Resende is placed in proper drums, which are duly identified and are temporarily stored in proper rooms in the site. There is a low activity initial waste storage facility under CNEN licensing process, according to regulation CNEN NE 6.05, where all solid and low activity liquid waste generated by the plant will be stored. This storage is located within the old material storeroom building of the Conversion and Pellets Factories. It was designed in two modules. The Module I has been already built with an area of 325 m2 , subdivided in two areas: area 1 and area 2. The access to both areas is done through different gates.

In the area 1, drums of solid wastes will be stored in proper positions with maximum design capacity of 444 drums. In the area 2, drums of liquid waste will be stored with maximum design capacity is 120 drums.

The second Module II would have an available area of approximately 238m2, suitable for future modular expansion. The design capacity will be 336 and 96 drum of solid and liquid waste, respectively.


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The access to Module I will be done through an access control point that shall be always used when the drum storage process is being carried out. Near storage area there is a cloakroom and a shower room, which are to be used in event of accidents with contamination of the skin and body of occupationally exposed individual.

The referred storage civil building project, as well as its ventilation/exhausting system, is currently under CNEN review for formal approval.

H.6. Article 16. OPERATION OF FACILITIES

The responsible for the safety of the radioactive waste facilities is the operator. Information on the conduct of operation is submitted to CNEN in the corresponding Safety Analysis Report, and is reviewed during the licensing process. The operation is subject to CNEN regulatory inspection program, and periodical reports have to be submitted according to regulation CNEN – NE -1.14 [5] and specific licensing conditions.

H.7. Article 17. INSTITUTIONAL CONTROL AFTER CLOSURE

H.7.1. Repository at Abadia de Goiás

In 1988, the IRD/CNEN, through its Department of Environmental Radiological Protection began the implementation of the Environmental Monitoring Program around the interim storage facility for the radioactive waste from the decontamination of the areas affected by the radiological accident of Goiânia.

Due to the need of characterizing the area that would site the repository, the results obtained in that Program for the period between 1988 and 1992 were used as a pre-operational Program for the repositories.

IRD/CNEN continued with the environmental monitoring program until 1996, when the responsibility for the program was transferred to the Regional Center of Nuclear Sciences of the West-Center (CRCN-CO) of the District of Goiânia.

The program includes a TLD net around the site, and analyses of samples of surface and groundwater, soil, sediments, pasture and milk to determine the quantity of 137Cs.

IRD/CNEN implemented a monitoring control program in 1998, including auditing records related to site monitoring and the duplicate sampling program, that includes all environmental media included in the monitoring program performed by CRCN-CO. Results of this program control program atest the good performance of the laboratory in charge of the monitoring program and the integrity of the repository.

Although not required by regulation, the laboratory of CRCN-CO participates from the National Intercomparison Program sponsored by IRD/CNEN.


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The results are presented regularly at the annual environmental monitoring report and indicate a good performance.

The repository structures are not supposed to have any release of radioactive material. Therefore, no operational level on activity concentration was defined for the installation. Any increase of the background levels shall be considered as a violation of the integrity of the repository and will demand further investigation of the situation.

According to an agreement formalized between CNEN and the Goiás State, this control will be maintained over the next 50 years, with the possibility of being extended for another 50 years.


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Section I – TRANSBOUNDARY MOVEMENT

I.1. Article 27. TRANSBOUNDARY MOVEMENT

The Brazilian policy related to transboundary movements of spent fuel and radioactive waste follows international practices. According to this policy, no radioactive waste shall be imported into the country.

The following section describes a case of shipment of spent nuclear fuel from a research reactor to the original supplier country.

I.1.1. Shipment of IPEN spent fuel to the original supplier country

After 40 years of the IEA R-1 reactor operation, 127 Spent Fuel Assemblies (SFA’s) had been stored at the facility, being 40 in a dry storage and the other 87 in the reactor storage pool. In 1996, CNEN started negotiation with US-DOE to return the SFA’s of IEA-R1 to USA. Finally, in 1998, an agreement was achieved between CNEN and US-DOE and in November 1999 the shipment was successfully performed. This section describes the operational and logistic experience of the SFA’s transport.

I.1.1.1. Companies Contracted for the Transport Operation

The contract between CNEN and DOE was signed in 1998. Edlow International Co. and the German Consortium formed by Nuclear Cargo & Services (NCS) and Gesellschaft fur Nuklear-Service (GNS) were hired to perform the transport. Tec Radion Comercial Ltda (TRION) was subcontracted by Edlow to provide the necessary infrastructure for loading, transporting within Brazilian territory, and customs documents.

The German Consortium provided 4 transport casks (two GNS-11 and two GNS-16), one transfer cask, equipment and experts to handling their equipment. IPEN performed the necessaries tasks to fulfill the Brazilian legislation requirements, such as: the export license, a detailed Transport and Security Plan, safeguards documents, as well as operational and radiological protection support for the entire operation.

I.1.1.2.Transport Equipment Description

The transport casks were designed in a “sandwich” construction. The cylindrical cask consisted of the following components: inner liner with inner liner bottom, lead filling, wall with bottom plate, side wall cover sheet with spacer wire, head ring, primary lid and protective plate. The maximum weight of the cask was 13230 kg. The capacity of each cask was 33 spent fuel assemblies.


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I.1.1.3. Fuel Cutting Equipment

Before the beginning of the loading operation, 19 control fuel assemblies were cut 1.27 cm from the cut line to the interior fuel plates. The cutting operation of the five control fuel assemblies stored in the dry-storage was performed in the first floor of the reactor building. For cutting the 14 control fuel assemblies stored in the reactor pool, an underwater saw was used. This tool was specially designed and constructed in Brazil under supervision of Edlow/Trion.

I.1.1.4. Loading and Transportation

On September 16, 1999, four containers, two with the GNS-11 casks and two with equipment, arrived at IPEN. The two GNS-16 casks arrived on October 7. German experts, supported by IPEN technicians and the transportation company staff hired by Edlow/Trion, removed the equipment from the containers and placed it on a truck, which were transported to the reactor building.

On September 21, the rotary lid was positioned on top of the first transport cask to be loaded, and some cold tests, with a dummy element, were performed. A transfer cask, 4-ton weight was used to transfer the assemblies from the wet storage to the transport cask. The SFAs were lifted from the storage racks inside the reactor pool with a special tool and positioned inside a plastic tube located on a metallic platform located at 2 meters from the pool surface. The transfer cask was submerged inside the reactor pool over the assembly to be removed. The assembly was guided to one of the 33 positions of the cask. After the cask loading, a water tank was positioned above the cask and filled with 4000 liters of water. Finally, the cask was closed and the water was drained from it and from the water tank. This operation was repeated for the 87 assemblies stored in the wet storage. For the other 40 SFAs stored in the dry storage, the transfer cask was not used.

On October 15 the four GNS casks had been loaded with a total of 127 Brazilian spent fuel assemblies. Then, decontamination procedures were performed. On October 20 all the equipment and cask were removed from the reactor building to the containers. The casks were sealed and controlled by safeguards inspectors from ABACC (Brazilian-Argentine Agency for Accounting and Control of Nuclear Materials) supervised by IAEA.

On November 3, the transport operation was initiated after approval from the Brazilian regulatory bodies (Nuclear and Environmental). The licenses were issued by CNEN and IBAMA (Environmental Brazilian Agency), which required documents relative to transport, radiation, physical protection, and an environmental impact evaluation. Also the GNS 11 and GNS 16 certificates issued by American and German authorities had to be revalidated in Brazil. Opposition from environmental organizations, local politicians and harbor union demanded a comprehensive public information work, including debates and press briefing, to overcome this opposition and avoid legal action against the operation.

On November 4 at down, a huge convoy consisting of 5 trucks (one spare) escorted by Federal, State and County Police arrived in the harbour of Santos. It is also worthy to note that the highway and the main avenues and streets in São


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Paulo and Santos were closed for traffic during the operation. Loading trucks were available at strategic places, to be used in case of need. Loading of the containers in the ship was concluded in 42 min. Before and during all shipment operation, the workers were monitored by the CNEN radiation protection personnel. At 4:50 am, the ship left the harbour escorted by boats of the federal police. At the exit of the harbour, these boats were replaced by a frigate of the Brazilian Navy, which followed the ship until a distance of 200 miles away from the Brazilian coast. At this point the Brazilian responsibilities over the fuel were terminated.

I.1.1.5. New Shipment of Fuel to USA

On November 2007, 33 spent fuel elements stored in the IEA-R1 reactor pool and containing uranium of US origin were shipped back to Savannah River Laboratory, South Carolina, USA. This operation, which was very similar to the one of 1999, when 127 spent fuel elements were shipped back to the USA, used a different transport cask LWT supplied by American company NAC.

I.1.2 Packing and Repatriation of US-originated sources

In 2007, the USA accepted for repatriation sources produced there that were no longer in use and were stored at IPEN and CDTN facilities. This activity was carried out by staff constituted of personnel from both institutes and from Los Alamos National Laboratory (LANL) Off-Site Source Recovery Project (OSRP). After a work plan and a training course, these sources were put into special form capsules and packed into 200-liter Type A shipping containers, or into other containers approved for shipment to the USA. The containers were shipped together with the IPEN spent fuel described in I.1.1.5 (see Fig. I.1). A total of 113 sealed sources from IPEN and 41 from CDTN were repatriated.

Figure I.1. Container loading with encapsulated sources


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Section J – DISUSED SEALED SOURCES

J.1. Article 28. DISUSED SEALED SOURCES

All the disused sealed sources that are not returned to the manufacturer have been or will be dismounted from its device or shielding for further disposal. Meanwhile, disused sources are stored in interim storage facilities at CNEN Institutes.

J.1.1. Disused Source Storage

The inventory of disused sources stored at CNEN institutes in March 2008 is presented on Table J.1. The occupational rate of the storage facility is also presented.

Table J.1. Disused sources in storage

Institute Number of Sources Total

Volume (m3)

Total Activity

(Bq)

Occupation Rate (%)

IPEN 149,727* 172 5.07 x 1014 ~99

CDTN 15,204** 133 1.7 x 1014 ~27

IEN 7,567 114 7.60 x 1012 ~99

* This includes 141,320 241 Am and 226Ra sources from lightning rods and smoke detectors and excludes 113 neutron sources repatriated to USA

**This includes 13,670 241 Am and 226Ra sources from lightning rods and smoke detectors

IRD/CNEN performs a biannual inspection on every authorized radiotherapy installation, comprising the verification of source inventory, the safety of the storage area and radiometric survey of the area. It is usually recommended that unused sealed sources be transferred to CNEN, but there are some disused sealed sources stored in hospitals, mainly brachytheraphy sources.

Nuclear medicine installations have usually just weak calibration sources. Disused sources are stored in the installation but the main concerns are towards the quality of those sources still in use.

J.1.2 Program for Collecting of Disused Sources and Radioactive Waste

After the large radiological accident in Goiânia with a disused 137Cs source in 1987, CNEN contacted all users of radioactive material in the country to participate in the effort to solve the problem of the disposal of disused radioactive sources.


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Periodically, CNEN conducts regional operations to collect radioactive waste from several radioactive installations. This waste includes disused sources from medical, industrial and agricultural applications.

Two big campaigns were conducted, one in 1998 in the South Region and another in 1989 for the Northeast to collect disused radioactive sources. For this operation, an especial truck (Fig. J.1) and Type A containers (Fig. J.2) were purchased. Since then, smaller campaigns have been conducted in all national territory. In 2001 a campaign was conducted in the Central-West region and in 2002, two campaigns, one for the Northeast and another for the South regions, were carried out.

In the recent years, experts from the CNEN recovered thousands of spent sources, as shown on detail on Tables J.2 and J.3

Table J.2. Number of Recovered Spent Sources Collected in 2006-2007 at IEN

RAD Type of Source Quant.Activity-unitary (mCi)]

Total Activity (mCi)

Date of Storage

Sr-90 Sealed source 1 24-01-07 Am-241 Lightning rod 13 0.57 7.41 Jan./Dec.-07 Am-241 Smoke Detector 1340 0.005 6.70 Jan./Dec.-07 Ra-226 Lightning rod 4 0.44 1.76 Jan./Dec.-07 Ra-226 Smoke Detector 70 0.44 30.80 05-09-07 Mo-99 Sealed source 38 05-01-07 Cs-137 Sealed Source 59 1487.06 Jan./Dec.-07 C-14 Sealed Source 2 0.002 28-02-07 Co-57 Sealed Source 1 100.0 100.00 28-02-07 Co-60 Sealed Source 3 110240.00 Jan./Dec.-07 Ir-192 Sealed Source 1 113.5 113.50 25-05-07 Ur-92 1 15-10-07

Am-241 Lightning rod 410 0.57 233.70 Jan./Dec.-06 Am-241 Smoke Detector 341 0.005 1.71 Jan./Dec.-06 Ra-226 Lightning rod 18 0.44 7.92 Jan./Dec.-06

TOTAL 2302 112,230.56


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Table J.3 – Number of Recovered Spent Sources Collected in 2006-2007 at CDTN

RAD Type of Source QuantActivity-unitary (mCi)]

Total Activity (mCi)

Date of Storage

Cs-137 Density Gauge 6 100-200 850 06-01-06 Cs-137 Density Gauge 3 50-200 300 16-01-06 Cs-137 Density Gauge 6 100-200 1100 03-02-06 Cs-137 Level Gauge 3 250 750 21-02-06 Cs-137 Level Gauge 10 0.25-109 270 16-03-06 Cs-137 Density Gauge 3 100 300 21-03-06 Kr-85 Thickness Gauge 2 400 800 12-04-06 Cs-137 Density Gauge 4 100-200 600 07-06-06 Sr-90 Ophthalmic Aplicator 1 10 10 21-11-06 Cs-137 Density Gauge 8 100-2000 4400 19-12-06 Am-241 Lightning rod 96 1.5 144 31-12-06 Ra-226 Lightning rod 1 1.0 1.0 31-12-06 Sr-90 Sealed source 1 50 50 04-01-07 Cs-137 Level Gauge 2 100 200 05-01-07 Cf-252 Process Analyzer 2 13-59 71 05-01-07 Cs-137 Brachytherapy Source 120 100 3200 05-01-07 Sr-90 Ophthalmic Applicator 2 10-20 30 05-01-07 Co-60 Teletherapy 1 6710000 6710000 10-04-07 Kr-85 Thickness Gauge 1 400 400 20-04-07 Co-60 Teletherapy 1 2752000 2752000 11-05-07 I-129 Calibration source 1 0,00005 0,00005 06-06-07 Cs-137 Calibration source 1 0,04 0,04 27-06-07 Ra-226 Calibration Source 7 0,02 0,14 06-09-07 Cs-137 Density Gauge 14 8,8-2000 8200 06-09-07 Am241-Be Calibration Source 1 50 50 06-09-07 Kr-85 Thickness Gauge 2 400 800 14-09-07 Am241-Be Moisture Gauge 2 100 200 27-09-07 Co-60 Teletherapy 1 4292000 4292000 26-10-07 Cs-137 Density Gauge 12 200-1000 6700 30-11-07 Fe-55 Alloys Analyzer 2 40 80 30-11-07 Cm-244 Alloys Analyzer 1 30 30 30-11-07 Co-60 Density Gauge 18 5-21 226 30-11-07 Cs-137 Density Gauge 14 1-20 60 21-12-07 Co-60 Level Gauge 2 0,4 0,8 21-12-07 Am-241 Lightning rod 42 1.5 63 31-12-07 Ra-226 Lightning rod 1 1.0 1.0 31-12-07 TOTAL 394

In November 2007, 41 sources were sent back to USA: three 239Pu-Be, 21 241Am-Be, five 252Cf, 10 137Cs and two 241Am-Be - 137Cs sources. The total activity was 4.72 GBq (127.7 mCi) in October 2007.


112

The types of sources collected include small radium needles, lightning rods, and large sources used in radiotherapy. The sources are later transferred to the storage facilities existing at CNEN institutes (see Fig J.3).

Fig J.1 CNEN truck for disused source collection

Fig J.2. Type A waste containers

Fig J.3 Disused source storage at CDTN


113

Section K. PLANNED ACTIVITIES TO IMPROVE SAFETY

Safety culture requires a questioning attitude and a search for excellence. Therefore, notwithstanding the good safety record, nuclear operators and regulators in Brazil are constantly working on safety improvements.

In the area of legislation, at present a bill of law is under discussion establishing administrative and monetary penalties to all nuclear facilities and services in cases of non-compliance. This is expected to strengthen the enforcement powers of CNEN.

K.1. IMPROVEMENTS IN THE POWER PLANTS

Concerning to the radioactive waste management at Angra site, an aggressive waste reduction program was carried out in order to minimize waste volume generation (mainly in compactable, non-compactable and spent resins).

Also, an Isotopic Waste Characterization Program is being developed aiming the final disposal.

Concerning the initial storage, the present storage facility (Storage Facility 2) is being expanded in a second block and a third initial storage facility (Storage Facility 3) is under construction.

The replacement of the two steam generators of Angra 1, foreseen for the beginning of 2009, will improve the plant safety margins and, as a byproduct, will provide a revised safety analysis, with newer methods and codes. The subject of radioactive waste is an important aspect.

The old steam generators and the radioactive wastes directly produced by the replacement works will be stored in an on-site initial storage facility, which is under construction.

K.2. IMPROVEMENT IN THE RADIOACTIVE WASTE AREA

CNEN has developed a systematic approach for radioactive waste management in Brazil, aimed at harmonizing waste management approaches across the country. Still, some potential improvements have been identified, namely:

• The need to select the site and implement the National Repository for Radioactive Waste, providing final disposal for low- and intermediate level radioactive waste;

• The development of public acceptance and democratic participation programs for waste repositories;


114

• The development of a unified and standardized database that records the national radioactive waste inventory;

• Increasing of the capacity of CNEN institutes to treat and store radioactive waste;

• Training, recruiting and retention of human resources, in light of the forecasted resurgence of nuclear activities in the country and of the foreseen reduction of the labour force in the field, due to retirements and lack of retention;

• The need to review the regulatory approach for the research installations, performing a closer surveillance of their waste management activities;

• The development of a regulatory body which is independent of all its regulated agents.

The main challenge is certainly the establishment of a National Repository for Radioactive Waste. The Project involves several specialties in different professional fields. In each one of them CNEN and other Brazilian institutions have different degrees of accomplishment. A coordinated effort is being carried out to make possible to have the repository operational in the second decade of 21st century.

K.3. New waste storage facility at IPEN

The existing storage for treated waste will be restructured and will receive 650 m2 of extra area. In 2007, CNEN issued a preliminary authorization for building new storage area and IPEN applied for construction license. The next phase will be hiring the company to carry out construction work.

K.4. Plans for decommissioning USIN

At present, according to section F.6.3.3, there is no decommissioning plan for USIN. Notwithstanding, INB is waiting for the position of CNEN to start the site cleanup work.

K.5. Plans for a Brazilian Radioactive Waste Enterprise

Radioactive waste in Brazil is generated at a number of facilities across the country that use radioactive material as regulated in the specific standards issued by CNEN. These facilities are classified as Nuclear Facilities or Radioactive Facilities, depending on the case.

Also, radioactive material may be generated due to other specific activities as the application of isotopes in the medicine, industry, agriculture and research, and occasionally due to decontamination process following radiological incidents.


115

The Brazilian laws regulating this activity establishes that the responsibility for the final guard of this radioactive waste shall be of the Federal Government and it will be carried out by the Brazilian Nuclear Energy Commission, CNEN.

Due to the increase in the applications of the nuclear energy, the waste has been accumulated throughout the recent years in temporary storage known as initial storage facilities managed by the generated facility under the supervision and inspection of the local regulatory authority.

Some of this waste has been transferred to the so-called intermediate storage facilities in the Research Institutes of CNEN.

The Brazilian long-term government program establishes the implementation of a Radioactive Waste Management Policy. One of its tasks is the implementation of a state company responsible for the radioactive waste management called Empresa Brasileira de Gerenciamento de Rejeitos Radioativos – EBRR (Brazilian Enterprise for the Management of Radioactive Waste).

It is recognized that an autarchy like CNEN does not have the necessary flexibility, dynamism and budgetary freedom for being efficient in managing this scope of activities.

Also, aiming at giving finance support for operating the EBRR, the Brazilian law (Lei 10.308/01) specifies provisions for applying the “polluter pays” principle by allowing CNEN to charge the facility generating radioactive waste with corresponding taxes.

It is proposed to gather these resources in a fund to be created (Fundo Nacional de Rejeitos Radiativos – FNRR), in order to provide the means for operating the EBRR. The financial resources so obtained shall be applied at market interest to assure the maintenance of the repositories during their operational lives.

The EBRR would be a stock company having the Government the majority of the votes. In the company capitalization phase the Government shall provide the majority of the capital resources. It is expected that this phase shall last up to the beginning of operation of the first repository for low and intermediate level wastes.

A feasibility study was carried out on the implementation of EBRR based on the following scenarios.

• In the initial phase, the company shall be only responsible for the management of the low and intermediate level wastes. The high level wastes, consisting basically of the spent nuclear fuel residues are not the initial scope of the EBRR until the decision on the use of open or closed cycle scenario by the Brazilian Nuclear Policy.

• The oldest nuclear plant in operation in Brazil, Angra 1, shall be decommissioned by 2040. Since it has sufficient space to store the whole


116

spent fuel until then, the initial operational phase of EBRR shall not be involved with high level radioactive waste over the short term.

• The minimum EBRR capital would be sufficient for the construction of the first repository of low and intermediate level wastes and corresponding expenses with EBRR during that initial phase.

• The capital provider would be the Federal Government. A set of different possibilities for providing that support is analyzed in the feasibility study of EBRR. Among those, it is also considered that the resources could come through the tariff of the energy generated by Nuclear Power Plants.

• The capacity of the first module of the repository is evaluated for 30 years of activity of the sector.

• The time of construction of the first module of the repository is estimated in 5 years. It is not considered in that time the site selection and approval. The impact in the energy tariff in that case is not significant.

The strategy to create the EBRR comprises in an initial operation using CNEN installations and personnel. Gradually, according with its expansion, EBRR shall become independent of CNEN.

These plans are currently under Government review.

K.6. FINAL REMARKS

Brazil has demonstrated that the Brazilian nuclear power programme and the related nuclear installations has met the objectives of the Convention.

Based on the safety performance of nuclear installations in Brazil, and considering the information provided in this National Report, the Brazilian nuclear organizations consider that their nuclear programs have:

• achieved and maintained a high level of safety in the area of spent fuel and waste management on its nuclear and radiological installations;

• established and maintained effective defenses against potential radiological hazards in order to protect individuals, the society and the environment from harmful effects of ionizing radiation;

• prevented accidents with radiological consequences and is prepared to mitigate such consequences should they occur.

Therefore, Brazil considers that its nuclear programme has met and continues to meet the objectives of the Join Convention on the Safety of Spent Fuel Management and on the Safety of Radioactive Waste Management.

.


117

REFERENCES

[1] Joint Convention on the Safety of Spent Fuel Management and on the Safety of Radioactive Waste Management – INFCIRC/546 - International Atomic Energy Agency - Vienna – 24.12.1997.

[2] Guidelines Regarding the Form and Structure of National Reports - INFCIRC/604 - International Atomic Energy Agency - Vienna – 1.07.2002.

[3] Licensing of Nuclear Installations - CNEN-NE-1.04 - July 1984.

[4] Siting of Nuclear Power Plants - Resolution CNEN 09/69.

[5] Operational Reporting for Nuclear Power Plants - CNEN-NN-1.14 – January 2002.

[6] Management of Radioactive Waste in Radioactive Installations – CNEN – NE 6.05 – December 1985.

[7] Site Selection for Radioactive Waste Storage Facilities – CNEN – NE 6.06 – December 1989.

[8] Operational Safety in Nuclear Power Plants - CNEN-NE-1.26 - October 1997.

[9] Certification of Qualification of Radiation Protection Supervisors - CNEN-NN-3.03 - October 1997.

[10] Quality Assurance for Safety in Nuclear Power Plants and other installations - CNEN-NN-1.16 - September 1999.

[11] Qualification of Independent Technical Supervisory Organizations in Nuclear Power Plants and Other Installations - CNEN-NE-1.28 - September 1999.

[12] Basic Radiation Protection Directives - CNEN-NN-3.01 - August 2005.

[13] General Norm for Planning of Response to Emergency Situations – SIPRON – NG–02 - 1996.

[14] Directive for the Preparation of Emergency Plans related to the Unit 1 of Almirante Alvaro Alberto Nuclear Power Plant – SIPRON Directiva Angra – 1997.

[15] Transport of Radioactive Materials – CNEN-NE-5.01 – August 1988.

[16] Radiation Protection and Safety for the Final Disposal of Radioactive Waste at Abadia de Goias – CNEN – IT – 01 – December 1993.

[17] Safety Policy of CNEN – Directive n.295 of 23 December 1996.

[18] Quality Assurance Policy of CNEN – Directive n.296 of 23 December 1996.

[19] Nuclear material control – CNEN NN 2.02 – September 1999.


118

Annex 1

Present Inventory

The following table presents the inventory of radioactive waste in Brazil as of the end of March 2008.


119

Source/ Type Present Situation Inventory as of March 2008

Treatment Interim Storage Final Disposal (proposal)

ANGRA I NPP

Spent Fuel Storage inside reactor pool (Spent fuel pool)

650 fuel assemblies Waiting for decision concerning reprocessing. Under Brazilian regulation is not considered waste.

Inside reactor pool Deep geological disposal

Filters Stored in 200 l drums at plant site

449 packages/ 93.4 m3 / 2.3E+13 Bq

Cementation and encapsulation in steel drums

At plant site Brazilian repository

Evaporator concentrates Stored in 200 l drums and 1000l liners at plant site

2855 packages / 878.1 m3 / 5.3 E+12Bq

Cementation and encapsulation in steel drums/shielded liners


Non-compressibles Stored in 200 l drums and 1000 l metallic boxes at plant site

772 packages/ 438.3 m3 / 1.2 E+13 Bq

Cementation and encapsulation in steel drums/metallic boxes


Resins Stored in 200 l drums and 1000 l liners at plant site

1051 packages/ 345.4 m3 / 2.3E+14 Bq (considering 357 packages or 74.3 m3 from secondary system resins)

Cementation and encapsulation in steel drums/shielded liners


Compressibles Stored in 200 l drums at plant site

511 drums/106.3 m3 / 1.9E+12 Bq

Encapsulation in steel drums At plant site Brazilian repository

ANGRA II NPP

Spent fuel Storage inside reactor pool (Spent fuel pool)

272 fuel assemblies – – Deep geological disposal

Filters Stored in 200 l drums at plant site

2 drums / 0.4m3 Brazilian repository

Evaporator concentrates Stored in 200 l drums at plant site

142 drums / 28.4 m3 / 1.6 E+10 Bq

Betuminization and encapsulation in steel drums


Compressibles Stored in 200 l drums at plant site

58 drums / 11.6 m3 / 3.5 E+11 Bq

Betuminization and encapsulation in steel drums



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RADIONUCLIDE APPLICATIONS IN MEDICINE, INDUSTRY AND RESEARCH

Waste generated by radioactive installations, research institutes (including those belonging to CNEN) and lightning rods

Stored in the institutes of CNEN: IPEN(SP), CDTN(MG) and IEN(RJ)

IPEN:583m3/5.07E+14Bq CDTN: 133m3/1.7E+14Bq IEN: 114m3 / 7.6E+12Bq

According to type of waste Institutes of CNEN Brazilian repository

FUEL CYCLE INSTALLATIONS

Poços de Caldas Mining and Milling Industrial Complex – uranium and thorium concentrates

Stored in shed and trenches 7250 m3 / 119288GBq (3224 Ci) (Low level waste)

- - -

Poços de Caldas Mining and Milling Industrial Complex – Mesothorium

Talings dam 1500 ton (Low level waste) - - -

Poços de Caldas Mining and Milling Industrial Complex – Mesothorium

Trenches 880 tons (Low level waste)

Poços de Caldas Mining and Milling Industrial Complex – Waste Generated in the Process

Tailings dam 2 111 920 tons (Low level waste)

Poços de Caldas Min.&Mill. Industrial Complex – Calcium Diuranate (DUCA)

Tailings dam and Mine Pit 120 000 tons (197 tons of U3O8)

Poços de Caldas Mining and Milling Industrial Complex – Contaminated Filters and Other Materials

Isolated areas on the site Approximately 50 tons (Low level waste)


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Poços de Caldas Mining and Milling Industrial Complex – thorium (ThO2)

Pond and 148 concrete containers

79.48 tons (Low level waste)

INB Nuclear Fuel Factory – FCN Resende: Filters of the ventillation system, filters of the air conditioned system, and filters of portable dust vacuum cleaners)

Disposed of in 7 - 200 liter drums, temporarily inside the Reconversion plant

454 kg (Low-level solid waste)

INB Nuclear Fuel Factory – FCN Resende: Non compactable waste (metal pieces, wood, glass, plastic pieces, and others)

Disposed of in 24 200-liter drums, temporarily inside the Reconversion plant

1681 kg (Low-level solid waste)

INB Nuclear Fuel Factory – FCN Resende: Compactable solids (plastic sheets, gloves, clothes, and others)


3139 kg (Low level solid waste)

INB Nuclear Fuel Factory – FCN Resende: Refractory material (bricks)



INB Nuclear Fuel Factory – FCN Resende: Dried lime cake


3379 (Low level solid waste)

INB Nuclear Fuel Factory – FCN Resende: Dried ammonium fluoride cake



INB Nuclear Fuel Factory – FCN Resende: Pieces of molybdenum




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MONAZITE SAND PROCESSING INSTALLATIONS

Interlagos Facility (USIN/SP) – uranium and thorium concentrates

Stored in plastic drums 325 m3 /5069 GBq(137Ci) - - -

Interlagos Facility (USIN/SP) – – Mesothorium

Stored in plastic drums 39 m3 / 222 GBq(6Ci)

Interlagos Facility (USIN/SP) – Others contaminated matrial

Stored in plastic drums, maritime containers and metal boxes

1585 m3

Botuxim Desposiy (São Paulo) uranium and thorium concentrates

Stored in concrete silos 2,190 m3/ 32856 GBq(888Ci) - - -

RADIOLOGICAL ACCIDENT IN GOIÂNIA

Low level wasts (137Cs) below exemption level

Final disposal concluded 1525 m3 / 2 Ci Encapsulation in steel and concrete drums

Open air at Abadia de Goiás

Great Capacity Conteiner (CGP)

Low level waste (137Cs) above exemption level

Final disposal concluded 1975 m3 / 1338 Ci Encapsulation in steel and concrete drums

Open air at Abadia de Goiás

Goiânia Repository


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Annex 2

LIST OF RELEVANT CONVENTIONS, LAWS AND REGULATIONS 2.1. Relevant International Conventions of which Brazil is a Party Convention on Civil Liability for Nuclear Damage (Vienna Convention). Signature: 23/12/1993. Entry into force: 26/06/1993. Convention on the Physical Protection of Nuclear Material. Signature:15/05/1981. Entry into force: 8/02/1987. Convention on Early Notification of a Nuclear Accident Signature: 26/09/1986. Entry into force: 4/01/1991. Convention on Assistance in Case of Nuclear Accident or Radiological Emergency. Signature: 26/09/1986. Entry into force: 4/01/1991. Convention on Nuclear Safety. Signature: 20/09/1994. Entry into force: 24/04/1997. Convention n. 115 of the International Labor Organization. Signature: 7/04/1964. Join Convention on the Safety of Spent Fuel Management and on the Safety of Radioactive Waste Management. Ratification: 14/11/2005. 2.2. Relevant National Laws Decree 40.110 of 1956.10.10 - Creates the Brazilian National Commission for Nuclear Energy (CNEN). Law 4118/62 of 1962.07.27 - Establishes the Nuclear Energy National Policy and reorganizes CNEN. Law 6189/74 of 1974.12.16 - Creates Nuclebras as a company responsible for nuclear fuel cycle facilities, equipment manufacturing, nuclear power plant construction, and research and development activities. Law 6.453 of 1977.10.17 - Defines the civil liability for nuclear damages and criminal responsibilities for actions related to nuclear activities Decree 1809 of 1980.10.07 - Establishes the System for Protection of the Brazilian Nuclear Programme (SIPRON). Law 6938 of 1981.08.31 - Establishes the National Policy for the Environment (PNMA), creates the National System for the Environment (SISNAMA), the Council for the Environment (CONAMA) and Brazilian Institute for the Environment (IBAMA). Law 7781/89 of 1989.06.27 - Reorganizes the nuclear sectors.


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Decree 99.274 of 1990.06.06 - Regulates application of law 6938, establishing the environmental licensing process in 3 steps: pre-license, installation license and operation license. Decree 2210 of 1997.04.22 - Regulates SIPRON, defines the Secretary for Strategic Affairs (SAE) as the central organization of SIPRON and creates the Coordination of the Protection of the Brazilian Nuclear Programme (COPRON). Law 9.605 of 1998.02.12 – Defines environmental crimes and establishes a system of enforcement and punishment. Decree 3719 of 1999.09.21 – Regulates the Law 9.605 and establishes the penalties for environmental crimes. Law 9.765 of 1998.12.17 – Establishes tax and fees for licensing, control and regulatory inspection of nuclear and radioactive materials and installations. Decree 3833 of 2001.06.05 – Establishes the new structure and staff of the Brazilian Institute for the Environment (IBAMA). Law 10.308 of 2001.11.20 – Establishes rules for the site selection, construction, operation, licensing and control, financing, civil liability and guaranties related to the storage of radioactive waste. 2.3. CNEN Regulations NE 1.04 - Licenciamento de instalações nucleares - Resol. CNEN 11/84 - (Licensing of nuclear facilities). NN 1.14 - Relatórios de operação de usinas nucleoelétricas - (Nuclear power plant operation reports). NE 1.16 - Garantia da qualidade para a segurança de usinas nucleoelétricas e outras instalações - Resol. 15/99 - (Quality assurance and safety in nuclear power plants and other facilities). NE 1.17 - Qualificação de pessoal e certificação para ensaios não destrutivos em itens de instalações nucleares - (Personnel qualification and certification for non-destructive testing in nuclear power plants components ). NE 1.18 - Conservação preventiva em usinas nucleoelétricas - (Nuclear power plant preventive maintenance). NE 1.19 - Qualificação de programas de cálculos para análise de acidentes de perda de refrigerante em reatores a água pressurizada - Resol. CNEN 11/85 - (Qualification of programs for coolant loss accident analysis in pressurized water reactors). NE 1.20 - Aceitação de sistemas de resfriamento de emergência do núcleo de reatores a água leve - (Acceptance criteria for emergency core cooling system of light water reactors).


125

NE 1.21 - Manutenção de usinas nucleoelétricas - (Maintenance of nuclear power plants). NE 1.22 - Programas de meteorologia de apoio de usinas nucleoelétricas - (Meteorological programme for nuclear power plant support). NE 1.25 - Inspeção em serviço de usinas nucleoelétricas - (In service inspection of nuclear power plants). NE 1.26 - Segurança na operação de usinas nucleoelétricas - (Operational safety of nuclear power plants). NE 1.28 - Qualificação e atuação de órgãos de supervisão técnica independente em usinas nucleoelétricas e outras instalações - Resol. CNEN-CD No.15/99 de 16/09/1999- - (Qualification and actuation of independent technical supervisory organizations in nuclear power plants and other installations) NN 1.01 - Licenciamento de operadores de reatores nucleares - Resol. CNEN 12/79 - (Licensing of nuclear reactor operators). NN 1.06 - Requisitos de saúde para operadores de reatores nucleares - Resol. CNEN 03/80 - (Health requirements for nuclear reactor operators). NN 1.12 - Qualificação de órgãos de supervisão técnica independente em instalações nucleares - Resol. CNEN 16/85 - Revisada em 21/09/1999 - (Qualification of independent technical supervisory organizations for nuclear installations). NN 1.15 - Supervisão técnica independente em atividades de garantia da qualidade em usinas nucleoelétricas - (Independent technical supervision in quality assurance activities in nuclear power plants). NE 2.01 - Proteção física de unidades operacionais da área nuclear - Resol. CNEN 07/81 – revised by Resol. 06/96 (Physical Protection in nuclear facilities). NN 2.02 – Controle de materiais nucleares - Resol. CNEN 11/99 (Nuclear material control). NE 2.03 - Proteção contra incêndio em usinas nucleoelétricas - Resol. CNEN 08/88 - (Fire protection in nuclear power plants). NN 3.01 - Diretrizes básicas de proteção radiológica - Resol. CNEN 48/2005 - (Radiation protection basic directives). January 2005 NE 3.02 - Serviços de proteção radiológica - (Radiation protection services). August 1988 NE 3.03 - Certificação da qualificação de supervisores de radioproteção - Resol. CNEN 09/88 – Revisada em 01/09/95, Modificada em 16/10/97 e 21/09/99 - (Certification of the qualification of radiation protection supervisors). September 1999 NE 5.01 - Transportes de materiais radioativos - Resol. CNEN 13/88 - (Transport of radioactive materials). August 1988


126

NE 5.02 - Transporte, recebimento, armazenamento e manuseio de elementos combustíveis de usinas nucleoelétricas - (Transport, receiving, storage and handling of fuel elements in nuclear power plants). February 2003 NE 5.03 - Transporte, recebimento, armazenagem e manuseio de ítens de usinas nucleoelétricas - (Transport, receipt, storage and handling of materials in nuclear power plants). February 1989. NE 6.02 Licenciamento de instalações radiativas – (Licensing of radioactive installations). July 1998 NE 6.05 - Gerência de rejeitos radioativos em instalações radiativas - (Radioactive waste management in radioactive facilities). December 1985. (Currently under review) NE 6.06 – Seleção e escolha de locais para depósitos de rejeitos radioativos. - (Site Selection for radioactive waste storage facilities).- December 1989 NN 6.09 – Critérios de aceitação para deposição de rejeitos radioativos de baixo e médio níveis de radiação - (Acceptance criteria for disposal of low and intermediate level radioactive wastes). – Setember 2002 IN-DRS 010 – Rev. 03 –- Requisitos de segurança para depósitos finais de rejeitos radioativos de baixo e médio níveis de radiação (Safety requirements for low and intermediate level radioactive waste disposal facilities) – May 2007 2.4. CONAMA Regulations CONAMA – 01/86 - Estabelece requisitos para execução do Estudo de Impacto Ambiental (EIA) e do Relatótio de Impacto Ambiental (RIMA) - (Establishes requirements for conducting the environmental study (EIA) and the preparation of the report on environmental impact (RIMA)) - (23/01/1986). CONAMA-28/86 - Determina a FURNAS a elaboração de EIA/RIMA para as usinas nucleares de Angra 2 e 3 - (Directs FURNAS to prepare an EIA/RIMA for the Angra 2 and 3 nuclear power plants) - (03/12/1986) CONAMA-09/86 - Regulamenta a questão de audiências públicas - (Regulates the matters related to public hearings) - (03/12/1987). CONAMA-06/86 – Institui e aprova modelos para publicação de pedidos de licenciamento - (Establishes and approves models for licensing application) - (24/01/1986). CONAMA-06/87 – Dispõe sobre licenciamento ambiental de obras de grande porte e especialmente do setor de geração de energia elétrica - (Regulates environmental licensing of large enterprises, specially in the area of electric energy generation) - (16/09/1987). CONAMA-237/97 – Dispõe sobre os procedimentos a serem adotados no licenciamento ambiental de empreendimentos diversos - (Establihses procedures for environmental


127

licensing of several types of enterprises) - (19/12/1997). 2.5. SIPRON Regulations NG-01 - Norma Geral para o funcionamento da Comissão de Coordenação da Proteção do Programa Nuclear Brasileiro (COPRON) - (General norm for the Coodination Commission for the Protection of the Brazilian Nuclear Programme). Port. SAE Nr. 99 of 13.06.1996. NG-02 - Norma Geral para planejamento de resposta a situações de emergência. - (General norm for planning of response to emergency situations). Resol. SAE/COPRON Nr.01 of 13.06.1996. NG-03 - Norma Geral sobre a integridade física e situações de emergência nas instalações nucleares - (General norm for physical integrity and emergency situations in nuclear installations). Resol. SAE/COPRON Nr. 01 of 19.07.1996. NG-04 - Norma Geral para situações de emergência nas unidades de transporte - (General norm for emergency situations in the transport units). Resol. SAE/COPRON Nr. 01 of 19.07.1996 NG-05 - Norma Geral para estabelecimento de campanhas de esclarecimento prévio e de informações ao público para situações de emergência - (General norm for establishing public information campaings about emergency situations). Port. SAE Nr. 150 of 11.12.1992. NG-06 - Norma Geral para instalação e funcionamento dos centros de resposta a situações de emergência nuclear - (General norm for installation and functioning of response center for nuclear emergency situations). Port. SAE Nr. 27 of 27.03.1997. NG-07 - Norma Geral para planejamento das comunicações do SIPRON (General norm for SIPRON communication planning). Port. SAE Nr. 37 of 22.04.1997. NG-08 – Norma Geral para o planejamento e a execução da proteção ao conhecimento sigiloso (General norm for planning and execution of classified knowledge protection). Port. SAE Nr. 145 of 7.12.1998. NI-01 – Norma Interna que dispõe sobre instalação e funcionamento do Centro para Gerenciamento de Emergência Nuclear (Internal norm on the installation and operation of the national Center for Nuclear Emergency Management). Port. SAE Nr.001 of 21.05.1997. Diretriz Angra-1 - Diretriz para elaboração dos planos de emergência relativos a unidade 1 da Central Nuclear Almirante Alvaro Alberto - (Directive for the preparation of emergency plans related to Unit 1 of Almirante Alvaro Alberto Nuclear Power Plant - Angra 1). Port. SAE Nr.144 of 20.11.1997.


128

Annex 3 List of Abbreviations

Abreviation Portuguese English ABACC Agência Brasileiro - Argentina de

Contabilidade e Controle de Materiais Nucleares

Brazilian-Argentine Agency for Accounting and Control of Nuclear Materials

ALARA Tão baixo quanto razoavelmente exeqüível

As Low As Reasonable Achievable

AOI Autorização para Operação Inicial Initial Operation License AOP Autorização para Operação

Permanente Permanent Operation License

BSS Padrões Básicos de Segurança (da IAEA)

Basic safety Standards (of IAEA)

CEA Centro Experimental de Aramar Aramar Experimental Centre CDTN Centro de Desenvolvimento de

Tecnologia Nuclear Nuclear Technology Development Center

CGRC Coordenação Geral de Reatores e Ciclo do Combustível

General Coordination for Reactors and Fuel Cycle

CICP Complexo Industrial de Poços de Caldas

Poços de Caldas Industrial Complex

CNEN Comissão Nacional de Energia Nuclear National Commission for Nucelar Energy CTMSP Centro Tecnológico da Marinha em São

Paulo Navy Technology Center in Sao Paulo

DIREJ Divisão de Rejeitos Radioativos Radioactive Waste Division DIRR Deposito Inicial de Rejeitos Radioativos Radioactive Waste Initial Repository DRS Diretoria de Radioproteção e

Segurança Nuclear Radiological Protecion and Nuclear Safety Directorate

EIA Estudo de Impacto Ambiental Environmental Impact Study ETN ELETRONUCLEAR - Eletrobrás Termo

Nuclear LTDA. Eletrobrás Thermal Nuclear LTDA.

FEEMA Fundação Estadual de Estudos do Meio Ambiente

State Foundation for Environmental Studies

FSAR Relatório Final de Análise de Segurança

Final Safety Analysis Report

IAEA Agência Internacional de Energia Atômica

International Atomic Energy Agency

IBAMA Instituto Brasileiro de Meio Ambiente Brazilian Institute for the Environment ICRP Comissão Internacional de Proteção

Radiológica International Commission on Radiological Protection

IEN Instituto de Engenharia Nuclear Nuclear Engineering Institute IPEN Instituto de Pesquisas Energéticas e

Nucleares Institute for Energy and Nuclear Research

IRD Instituto de Radioproteção e Dosimetria

Radiation Protection and Dosimetry Institute

MCT Ministério de Ciência e Tecnologia Ministry for Science and Technology OSTI Órgão de Supervisão Independente Independent Supervision Organization PSAR Relatório Preliminar de Análise de

Segurança Preliminary Safety Analysis Report

RIMA Relatório de Impacto Ambiental Environmental Impact Report RR Reator de Pesquisa Research Reactor SFA Elemento Combustível Usado Spent Fuel Assembly SIPRON Sistema de Proteção do Programa

Nuclear System for the Protection of the Nuclear Program

USAM Usina de Santo Amaro Santo Amaro Processing Plant USIN Usina de Interlagos Interlagos Processing Plant USNRC Comissão de Regulação Nuclear dos

Estados Unidos United States Nuclear Regulatory Commission

National Report of Brazil2008

129

_______________________________________________________________________________ This report was prepared by a task force composed of representatives of the following organizations: Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) Indústrias Nucleares Brasileiras (INB) Eletrobrás Termonuclear S.A. (ELETRONUCLEAR) Instituto Brasileiro do Meio Ambiente e dos Recursos Naturais Renováveis (IBAMA) Centro de Tecnológico da Marinha em São Paulo (CTMSP) Ministério da Ciência e Tecnologia (MCT) Ministério de Relações Exteriores (MRE) Rio de Janeiro - Brazil October 2008.

CRITÉRIOS DE SEGURANÇA ADOTADOS PARA AS USINAS NUCLEARES BRASILEIRAS

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