Aspectos de Segurança dasUsinas da CNAAA em Consideração do Acidente nas Usinas de Fukushima no Japão
Paulo Vieira25-26 Maio 2011
2
ANGRA 2
Potência: 1.350 MWTecnologia: Siemens/KWU Operação: Janeiro/2001
ANGRA 1
Potência: 657 MWTecnologia: Westinghouse Operação: Janeiro/1985
Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto
Reatores a Água Leve Pressurizada (Tipo PWR)
ANGRA 31.405 MWDez 2015
Angra 1 + Angra 2 = 35 Anos de Operação
170 milhões MWh gerados
(Angra 2: 100 milhões em
10 anos)
nenhum impacto radiológico ao meio ambiente
todos os
rejeitos
gerados
segregados
e armazenados
em condições
seguras
Angra 1 e Angra 2 respondem por cerca de 3% da geração para o SIN e geram o equivalente a cerca de 50% da energia consumida no Estado do Rio de Janeiro
4
Geração Nucleoelétrica no Mundo(potência elétrica instalada ~380.000 MW)
Reatores em Construção: 55 PWR, 4 BWR e 6 de outros tipos
442 Reatores em Operação por Tipo AIEA Março 2011
BWR - 92FBR - 1
GCR - 18
LWGR-15
PHWR- 47
PWR - 269
Fukushima
Angra
ESQUEMA SIMPLIFICADO DE
UMA USINA PWR
Pprim = 158 barTprim = 326 oC
ESQUEMA SIMPLIFICADO DE
UMA USINA BWR
Pprim = 75 barTprim = 285 oC
Fukushima
Daiichi
Objetivo primordial de segurança: assegurar a integridade das barreiras que confinam os materiais radioativos produzidos no processo de fissão nuclear.
Proteção ao Público e Meio Ambiente emReatores a Água Leve (exemplo: PWR)
Manutenção da Integridade das Barreiras
- interromper a reação em cadeia e manter o reator subcrítico;
- manter o inventário de água no núcleo do reator (cobertura dos elementos combustíveis);
- assegurar condições de remoção de calor do núcleo do reator (circuitos de refrigeração e fonte fria);
- assegurar o isolamento da contenção;
- manter condições de pressão na contenção dentro dos limites de projeto.
Sistemas de Segurança com elevado grau de automatização, diversidade de critérios de atuação, múltiplos níveis de atuação independentes, redundância de equipamentos, alimentação elétrica de emergência
Projeto de Segurança
MANUTENÇÃO DA INTEGRIDADEDAS BARREIRAS
PERDA DEINTEGRIDADEDAS BARREIRAS
ACIDENTESBASE DEPROJETO
ACIDENTES ALÉM DASBASES DE PROJETO
Falha da Contenção
10-5 / reator.ano
TRANSIENTESOPERACIONAISPREVISTOS
OPERAÇÃONORMAL
Eventos postulados, de baixa probabilidade, internos ou externos, para demonstração de capacidade de desligamento seguro (considera falhas de equipamentos)
10-7 / reator.ano
Diversos
10-5 a 10-2 / reator.ano
Fusão do Núcleo do Reator
Acidentes além das magnitudes postuladas, combinações de acidentes e/ou falhas múltiplas de sistemas de segurança; objetivo de mitigação das consequências;
LICENCIAMENTO
NUCLEAR
Acidentes Severos
10
Condições postuladas:A - Falha da Alimentação Elétrica ExternaB - Falha de Elemento CombustívelC - Vazamento da Contenção
EXEMPLOS DE 1 Tubulação de Refrigeração do Reator
ACIDENTES 2 Tubulação de Vapor
COM RUPTURA 3 Tubulação de Água de Alimentação
DE: 4 Tubo do Gerador de Vapor
Reatores PWR – Acidentes Base de Projeto
Demonstração da capacidade de desligamento seguro da unidade mesmo em condições de determinadas configurações de falhas de equipamentos de segurança (probabilidade de fusão do núcleo ~ 5 x 10-6 / reator.ano)
11
Reatores PWR – Acidentes Além das Bases de Projeto
-sequências de eventos e parâmetros de segurança não seguem um padrão determinado;
-ação baseada na preservação de “funções críticas de segurança”;
- redução da probabilidade de fusão do núcleo e preservação da contenção como última barreira
Às 14:46 do dia 11 de março de 2011, hora local, o nordeste do Japão foi atingido por um terremoto de 8,9 graus na escala Richter, com epicentro próximo da costa.
Maior evento desta natureza que se tem registro em regiões densamente
povoadas, de magnitude muito superior à capacidade de resposta da
infraestutura do Japão, projetada para eventos desta natureza.
Nenhuma obra de engenharia foi dimensionada para resistir a um evento de tal grandeza.
A maior parte das construções
e das instalações industriais
com riscos de explosões e
liberação de produtos tóxicos
ao meio ambiente, tais como
refinarias de óleo, depósitos de
combustíveis, usinas
termelétricas e indústrias
químicas, localizadas na região
atingida colapsaram
imediatamente, com milhares de
mortes.
Acidente com danos ao combustível
Acidente sem danos ao combustível
Seguro
Seguro (não afetado)
54 REATORES NUCLEARESEM OPERAÇÃO NO JAPÃO
Onagawa
Fukushima Daini
Tokai
Fukushima Daiichi
15 reatores na área diretamente afetada pelo
terremoto
- usinas são atingidas pelo terremoto;
- rede externa de suprimento de energia colapsa em função do terremoto;
- reatores são desligados automaticamente;
- potência térmica cai imediatamente para calor de decaimento (~5% potência nominal, ~1% ao final de um dia);
-grupos diesel de emergência partem e alimentam os sistemas de segurança;
- refrigeração do núcleo mantida pelos sistemas de segurança;
- usinas em condição segura e estável.
Resposta das Usinas ao Terremoto
Cerca de 1 hora após o terremoto, ocorreu uma onda tsunami que alcançou 10 metros de alturavarreu a costa, penetrando vários quilômetros terra adentro.(estimativas mais recentes falam em 14m)
Mortos:Mortos: 11.43811.438
Desaparecidos: 16.541Desaparecidos: 16.541
Feridos:Feridos: 2.7732.773
Desabrigados: 172.415Desabrigados: 172.415
Acidente com danos ao combustível
Acidente sem danos ao combustívelSeguro
Seguro (não afetado)
USINAS NUCLEARESNO JAPÃO
Área afetada
As 9 usinas das centrais nucleares de Onagawa, Fukushima Daini e Tokai resistiram a mais esse evento.
4 usinas de Fukushima Daiichi não resistiram
- ondas de 10m invadem a Central de Fukushima;-todos os grupos diesel da Central atingidos;- tanques de óleo diesel destruídos;- sistemas de segurança sem suprimento elétrico;- refrigeração do núcleo dos reatores comprometida.
Piso de Serviço do Reator(estrutura em aço)
Edifício do Reator em Concreto(contenção secundária)
Núcleo do Reator
Vaso de Pressão do Reator
Contenção Primária (poço seco)
Poço de Supressão(poço úmido)
Água de Alimentação
Linha de Vapor
Piscina de Combustível Irradiado
Fukushima Daiichi – Prédio do Reator
refrigeração do reator mantida por certo tempo por bomba acionada por turbina a vapor; dependência de baterias
bomba falha na unidade 2 e baterias descarregam nas unidades 1 e 3; pressão aumenta; pressão aliviada para o poço de supressão; nível no reator começa a baixar.
até ¾ combustível descoberto; temperatura nas varetas de combustível excede 1200oC; reação zircônio-água começa a
produzir hidrogênio livre; hidrogênio penetra o poço seco via
o poço de supressão
temperaturas no combustível atingem 2700oC; fusão parcial do combustível; liberação de materiais radioativos para poço de supressão e daípara o poço seco; aumento de pressão na contenção (100% acima do projeto)
alívio da contenção para a atmosfera nas três unidades; liberação de materiais radioativos para o meio ambiente; explosão de hidrogênio no piso de serviço (unidades 1 e 3) e no poço de supressão (unidade 2); dano às piscinas de combustível com comprometimento da refrigeração
Resumo simplificado da evolução do acidente
O Tsunami provocou falhas que causaram severos danos, que têm dificultado levar as usinas a uma condição final segura
Situação das Usinas de Fukushima em 24/05/11
Informações sobre Impacto Radiológico
0,01
1
10
100
1000
10000
0,10
mSv
Limite anual de dose para o público(1mSv)
Limite anual de dose para trabalhadores da proteção radiológica (50mSv)
Limite anual de dose para trabalhador envolvido em trabalhos de emergência (250 mSv)
Dose em Tomografia Computarizada do Torax (6,9mSv)
Dose de referência para entorno de usinas nucleares (0,05mSv/ano) (valores atuais bem inferiores)
Dose anual por radiação natural em Guarapari (10mSv)
Dose anual por radiação natural em Tamil Nadu na Índia (52mSv)
Dose anual por radiação natural média no planeta (2,4mSv)
Dose por radiação natural em viagem de Tokio a Nova York (0,2mSv)
Máximo acréscimo de dose medido nas prefeituras no entorno de Fukushima (0,4mSv/ano)
Máxima dose em trabalhadores em Fukushima (170mSv)
Dose localizada até
3.000mSv em 2
trabalhadores (pernas,
sem consequências)
Dose máxima medidade 1,4mSv/ano
em uma prefeitura
Doses de RadiaçãoValores de Referência e Doses em Fukushima
Diferenças entre usinas BWR e PWR
PWR permite circulação
natural sem necessidade
de bombas elétricas de
resfriamento por algumas
horas (o cenário acidental no Japão
seria menos severo)
BWR antigo não permite
circulação natural. Se a
energia elétrica for
totalmente perdida, o
resfriamento se interrompe
61% das 442 usinas em opera61% das 442 usinas em operaççãoão
21% das 442 usinas em opera21% das 442 usinas em operaççãoão
PWR possui uma grande contenção
primária que retém todo o vapor
produzido pelo acidente e uma pequena
contenção secundária que protege a
primária de eventos externos
BWR (modelos antigos) possui uma
pequena contenção primária e uma
grande contenção secundária onde
a pressão do vapor produzida pelo
acidente é aliviada(local onde as explosões de hidrogênio
ocorreram em Fukushima)
Diferenças entre usinas BWR e PWR
Avaliação da Segurança das Usinas da CNAAA em Consideração das Condições do Acidente de Fukushima
- Resolução de Diretoria constituindo Grupo de Trabalho;
- participação nas iniciativas internacionais de avaliação de segurança das unidades em operação;
Stress TestAvaliação das condições existentes
nas plantas para facearacidentes além das bases de projeto
(avaliação de médio prazo)
SOER/WANORecomendações para verificação a curtoprazo do nível de prontidão das usinas parafacear acidentes além das bases de projeto
(avaliação de curto prazo)
Avaliação da Segurança das Usinas da CNAAA em Consideração das Condições do Acidente de Fukushima
- Subgrupo de Trabalho na Diretoria Técnica com especialistas de todas as disciplinas, com análise concentrada em duas áreas:
Verificação dasBases de Projeto
para Eventos Externos
Definição de Medidaspara Mitigação deAcidentes Severos
- coleta sistemática de informações sobre o acidente;
- acompanhamento das ações em curso nos países centrais(autoridades licenciadoras, fabricantes, institutos independentes);
- estudo de projeto das unidades 1, 2 e 3
assegurar a disponibilidade
dos sistemas de segurança
diante de cenários de eventos
externos extremos postulados
dotar as usinas de recursos
para controlar acidentes que
excedam as condições
postuladas
Avaliação da Segurança das Usinas da CNAAA em Consideração das Condições do Acidente de Fukushima
- Subgrupo de Trabalho na Diretoria Técnica com especialistas de todas as disciplinas, com análise concentrada em duas áreas:
Verificação dasBases de Projeto
para Eventos Externos
Definição de Medidaspara Mitigação deAcidentes Severos
- coleta sistemática de informações sobre o acidente;
- acompanhamento das ações em curso nos países centrais(autoridades licenciadoras, fabricantes, institutos independentes);
- estudo de projeto das unidades 1, 2 e 3
assegurar a disponibilidade
dos sistemas de segurança
diante de cenários de eventos
externos extremos postulados
dotar as usinas de recursos
para controlar acidentes que
excedam as condições
postuladas
Verificação das Bases de Projeto para Eventos Externos
Estudo de Cenários
Verificação deEstruturas, Sistemas eEquipamentos
Definição deModificações
na Planta e no Site(se necessário)
- abalos sísmicos;- movimentos de mar;- precipitação de chuvas;- outros eventos (tornados, por exemplo)
- verificação da condição das encostas;- verificação das condições do molhe de proteção;- verificação das condições de “flooding”- verificação de carregamentos sobre asestruturas;
- reforço na contenção de encostas;- alterações no molhe de proteção;- barreiras de contenção nos prédios;- encapsulamento de equipamentos;
Consideração de Terremotos no Projeto das Usinas de Angra
Projeto toma por base os registros de ocorrência de sismos recentes e históricos na região em torno da instalação
Principais terremotos no Brasil
•1922 - Pinhal, SP, 5.1 mb
•1939 - Tubarão, SC, 5.5 mb
•1955 - Serra Tombador, MT, 6.6 mb
•1955 - Alto Vitoria Trindade,360 km offshore, 6.3 mb
•1967 - Cunha, SP - 4.1 mb
•2008 – São Vicente – 5.2 mb
Critério de projeto: maior terremoto ocorrido à distância mais próxima do local da instalação (Cunha, SP: ~50 km)
0,067g de aceleração na superfície da rocha
- usinas projetadas para assegurar desligamento seguro do reator em condições de abalo sísmico que produzam acelerações de até 0,1g na superfície da rocha (requerido por norma para instalações nucleares);
- relação com escala de potência (escala Richter):
- maior aceleração registrada no sítio das usinas foi 0,0017g (< 2% da aceleração de projeto)
Usinas de Angra – Projeto para Terremotos
4 05 12 km6 37 km7 90 km
Distância para Aceleração de
0,10g
Magnitude (escala Richter)
Condições para Ocorrência de Tsunamis
Tsunamis:
- terremotos de magnitude superior a grau 7;
- ocorrência no mar, profundidades focais inferiores a 100km;
- regiões de borda de placas tectônicas com movimento de sobreposição (sub-ducção)
Excluída a possibilidade de tsunamis no Brasil
� costa brasileira distante de bordas de placas tectônicas com sub-ducção;
� Placa Tectônica Sul-americana em movimento de afastamento da Placa Africana no Atlântico Sul;
� sismo potencial máximo no oceano: 7,0
Proteção contra Movimentos de Mar
+ 6,38m a + 8,50m + 8,00m a + 8,50m
+ 1,50m
- 1,478m
+1,197m 0 CNG 0 CNG
níveis de maré de projeto (estudos ENCAL e COPPETEC)
elevação do mar na interação onda-molhe
altura máxima de onda para tempo de recorrência de 50 anos
+ 5,00m+ 5,60m
cota de acesso aos prédios de segurança
cota de construção
lado mar lado terra
projeto do Molhe para contenção de ondas de até 4m
Angra 2
4,00m a 4,40m
MOLHE DE PROTEÇÃO
variação das
condições ao
longo do molhe
Encostas próximas aos Edifícios de Segurança calculadas para o sismo de projeto
• implantação de rede de monitoração de ondas;
• estudos de evolução de ondas considerando simulação da ocorrência de ondas de 7m na entrada da baía da Ilha Grande (ondas só registradas em alto-mar);
• estudos de formação de ondas pela incidência de ciclones, simulando sua ocorrência na entrada da baía da Ilha Grande;
• estudos de estabilidade estática e dinâmica do molhe de proteção;
Ações Relativas à Proteção contra Movimentos de Mar
Legenda13 ⌂ Inclinômetros44 ۩ Piezômetros31 ∆ Células de Carga30 + Pinos de Deslocamento5 Marcos topográficos
5 ⌂ - 11 ۩
13 ∆
4 ⌂ - 8 ۩ - 5
10 ∆ - 9 +
1 ⌂-8
۩
8 ∆-21+
2 ⌂ - 8 ۩
1 ⌂ - 4 ۩
Usinas de Angra – Proteção Contra Acidentes Geotécnicos (deslizamento de encostas)
Todas as encostas e as obras de contenção executadas, tem monitoramento contínuo e avaliações periódicas.
Encostas próximas aos Edifícios de Segurança calculadas para o sismo de projeto
Encostas próximas aos Edifícios de Segurança calculadas para o sismo de projeto
• contratação de uma consultoria externa, para, de forma independente, reavaliar a segurança das encostas no entorno do sítio de Itaorna;
• análise da situação extrema de ruptura de encostas, devendo ser verificado se estruturas ou sistemas das usinas seriam atingidos pela massa de solo;
• os estudos deverão considerar os efeitos de terremotos, chuvas de extrema intensidade (a exemplo das ocorridas na região serrana) e estabilidade dos tanques da EPTA.
Ações Relativas à Proteção contra Deslizamento de Encostas
Usinas de Angra – Proteção Contra Chuvas Intensas
Encostas próximas aos Edifícios de Segurança calculadas para o sismo de projeto
Usina Chuva de
Tr = 1.000 anos
Chuva de
Tr = 10.000 anos
Angra 1
(Canal 5)
sem transbordamento
transbordamento com nível < 5,60m CNG
Angra 2 e 3(Canal 2)
sem transbordamento
sem transbordamento
Unidade
Nível de Acesso Prédios de Segurança
Angra 1 e 2 +5,60m
Angra 3 +6,60m
nível da planta:+5,00 a +5,15m
base de dados: precipitações de 1974 a 2002
Encostas próximas aos Edifícios de Segurança calculadas para o sismo de projeto
• estudos para verificação de cotas de alagamento considerando obstrução de canais e redes de drenagem;
• inclusão da consideração de obstrução do túnel de descarga de água de refrigeração com bombas de circulação em operação (200m3/s);
Ações Relativas à Proteção contra Chuvas Intensas
Avaliação da Segurança das Usinas da CNAAA em Consideração das Condições do Acidente de Fukushima
- Subgrupo de Trabalho na Diretoria Técnica com especialistas de todas as disciplinas, com análise concentrada em duas áreas:
Verificação dasBases de Projeto
para Eventos Externos
Definição de Medidaspara Mitigação deAcidentes Severos
- coleta sistemática de informações sobre o acidente;
- acompanhamento das ações em curso nos países centrais(autoridades licenciadoras, fabricantes, institutos independentes);
- estudo de projeto das unidades 1, 2 e 3
assegurar a disponibilidade
dos sistemas de segurança
diante de cenários de eventos
externos extremos postulados
dotar as usinas de recursos
para controlar acidentes que
excedam as condições
postuladas
Encostas próximas aos Edifícios de Segurança calculadas para o sismo de projeto
Recursos para Controle de Acidentes Além das Bases de Projeto
- exigência de consideração de acidentes além das bases de projeto incorporada progressivamente pelas autoridades licenciadoras;
- instalação de recursos para controle de acidentes além das bases de projeto pelas usinas em operação (“backfitting”);
- Angra 1 e Angra 2 já tem programas de implementação destes recursos em curso;
- Angra 3 já incorpora estes recursos no seu projeto original;
- acidente com as usinas de Fukushima resultando em aprofundamento da avaliação da disponibilidade e prontidão destes recursos em caso de eventos externos extremos;
Encostas próximas aos Edifícios de Segurança calculadas para o sismo de projeto
Recursos para Controle de Acidentes Além das Bases de Projeto – Status de Implantação – Usinas CNAAA
Atenção reforçada pelo acidente de Fukushima
ANGRA 1 ANGRA 2 ANGRA 3
ProcedimentosImplantação de Procedimentos para Gerenciamento de Acidentes Severos
(SAMs)
Procedimentos de emergência implantados,
procedimentos para acidentes severos em preparação (2013)
InstrumentaçãoImplementação de Instrumentação Pós-
Acidente
Aguardando proposta da projetista para
complementação dos recursos existentes
Habitabilidade da Sala de ControleInstalação de Sistemas de Filtragem de
Ar
Em execução (2012) (dispõe de sala de controle
de emergência)
Manutenção da Fonte Fria Bleed and Feed do Secundário OK (*)
Manutenção das Condições de Injeção de Água no Reator
Bleed and Feed do Primário Em execução complementação dos recursos existentes (2012)
Possibilidade de Alívio de PressãoInstalação de Sistema de "Venting" da
Contenção
Redução da Possibilidade de ExplosãoInstalação de Recombinadores de
Hidrogênio
Suprimento de Energia Elétrica de Emergência
Instalação de Fontes de Suprimento Elétrico Adicionais
Em fase de concepção
Em fase de concepção
Suprimento de ÁguaDefinição de Fontes Alternativas de
Suprimento de Água
Meios de Movimentação de Equipamentos, Materiais e Pessoal
Definição de Meios e Acessos Alternativos ao Site
Serão incorporados ainda na fase de construção
(*) recursos existentes deverão ser reavaliados para condições de eventos externos extremos
Remoção de Calor do Núcleo do Reator
Capacidade dos Operadores para Facear
os Acidentes
Manutenção da Integridade da Contenção
Condições de Infraestrutura para
Controle dos AcidentesEm estudo solução para as 3 unidades
Em estudo solução para as 3 unidades
Procedimentos de emergência e de acidentes severos implantados
(acidentes severos em 2009) , considerando
recursos existentes na planta
(metodologia USNRC) (*)
Aguardando proposta da projetista para
complementação dos recursos existentes
STATUS DE IMPLEMENTAÇÃOAÇÃORECURSOSOBJETIVO
Usinas de AngraSuprimento de Energia Elétrica de Emergência
ANGRA
SE 500kVGrajaú
Interligação da CNAAA com Rede Externa
ELETRONUCLEAR
FURNAS
SE 138VSanta Cruz
SE 138kVÁlvaro Alberto
UTN Angra 2 UTN Angra 1
SE 500kVCachoeria Paulista
SE 500kVSão José
SE 500kVÁlvaro Alberto
Usinas de AngraSuprimento de Energia Elétrica para Auxiliares
FONTE DE SUPRIMENTO CONDIÇÃO DE SUPRIMENTO ANGRA 1 ANGRA 2
Filosofia de Redundância 2 X 100% 4 X 50%
Número de Trens de Alimentação
2 4
Fontes de Alimentação Externas
(Off-Site Power)
Condição Normal de Operação e Transientes da
Rede Elétrica
Gerador da Unidade, Rede Externa de 500kV e Rede
Auxiliar de 138kV
Gerador da Unidade, Rede Externa de 500kV e Rede Auxiliar de 138kV
Fontes de Alimentação Internas
(On-Site Power)
2 Grupos Diesel(um por trem de
alimentação)
8 Grupos Diesel(dois por trem de
alimentação, alimentando barramentos distintos)
Acidentes Além da Base de Projeto (Station Black Out)
4a Fonte(Back-Up para Central)
Alternativa de Alimentação para Melhoria de Condições em Situações de Perda de
Alimentação Externa
Turbina a Gás ou PCH(em estudo)
3a Fonte
Acidentes Base de Projeto(Emergency Power Case)
2 Grupos Diesel(um por trem de
alimentação)
1 Grupo Diesel(em estudo, já
incorporada ao projeto de Angra 3)(1 GD suficiente)
760MVA19kV
6,6MVA 2,9MVA 6,6MVA 2,9MVA
4,16kV 1A1 4,16kV 1A3 4,16kV 1A4 4,16kV 1A2
comutação rápida, lenta ou manual em caso de falha da alimentação normal alimentação em condição normal de operação
40MVATransformadorAuxiliar T1A1
40MVA
Barramentos de Segurança 1 Barramentos de Segurança 2
SE 500kVÁlvaro Alberto
SE 138kVÁlvaro Alberto
TransformadorPrincipal - T1
759MVA
Transformador deServiço T1A2
G
DG3 DG1 DG4 DG2back-up back-up
Alimentação Elétrica dos Sistemas AuxiliaresAngra 1
3ª Fonte
(GDs de Back-up)
Unifilares – Angra 2 (uma red.)
Conexão com Sistema de Alimentação de Emergência 1 (4,16kV)
Conexão com Sistema de Alimentação de Emergência 2 (480V)
Sistemas de Segurança para Eventos Externos
Sistemas de Segurança para Eventos Internos
4 x
4 x
Outras Melhorias em Estudo e/ou Implantação
- em Angra 1:
• possibilidade de interligação das barras de emergência para Angra 1 (reserva de potência dos grupos diesel 3 e 4)
- em Angra 2:
• alimentação dos consumidores do Sistema de Alimentação de Emergência 2 pelo Sistema de Alimentação de Emergência 1 (em fase de projeto);
- em Angra 1 e Angra 2:
• possibilidade de interligação dos Sistemas de Alimentação de Emergência das duas usinas;
• instalação de meios fixos (cabos e conexões) para possibilitar maiores alternativas de utilização dos 16 Grupos Diesel da Central (com Angra 3);
• proteções adicionais para fenômenos climáticos além das bases de projeto.
Dimensionamento da 4ª Fonte (CNAAA)
- reduzir vulnerabilidades das usinas a perda total de alimentação externa e falha de grupos diesel de emergência em testes em serviço;
-sem requisitos de operação após terremoto;
- possibilidade de alimentação de pelo menos uma Bomba de Refrigeração do Reator de cada unidade (20MW totais), bombas do Ciclo Água Vapor (7MW totais) e outros consumidores essenciais nas três usinas (1MW);
- considerada inicialmente a potência mínima de 30MW (em revisão, com cálculos elétricos preliminares que consideram apenas Angra 1 e 2, já apontando para potência superior a 30MW);
- alternativas em estudo: PCH e Turbina a Gás
- instalação da PCH nas bacias dos rios Mambucaba ou Bracuhy(estudos da ENERCONSULT em andamento);
- turbina a gás instalada fixa no site.
Alternativas de Suprimento de Água
- reforma do sistema de adução e tratamento existente (tubulações em polietileno de alta densidade enterradas);
- estudo da viabilidade de utilização de outros mananciais;
- estudo de equipamentos móveis para bombeamento.
Acessos Alternativos à Usina (em estudo)
PROJETOS DE CAIS DE EMBARQUE E DESEMBARQUE
PRAIA VERMELHA
PRAIA BRAVA
PRAIA VERMELHAPRAIA VERMELHA
PRAIA BRAVAPRAIA BRAVA
FRADE
MAMBUCABA
MAMBUCABAMAMBUCABA
PROJETOS DE
CAIS DE EMBARQUE E
DESEMBARQUE
Acessos Alternativos à Usina (em estudo)
Resumo Comparativo Fukushima x Angra
Condição Acidente de Fukushima Condição das Usinas da CNAAA
Terremoto8,9 na Escala Richter a 140km da Central (projeto provavelmente para 0,3g de aceleração horizontal
7,0 na Escala Richter a 90km da Central(projeto para 0,1g de aceleração horizontal)
Movimentos de Mar tsunami 10m (ou 14m?) de alturaondas de até 4m (condições tectônicas excluem
tsunami)
Tecnologia dos Reatores BWRPWR
(melhores condições de resfriamento no curto prazo, maior capacidade de contenção)
Suprimento de Energia Elétrica Externo
rede externa destruida pelo evento rede externa não projetada para sismos
Suprimento Elétrico de Emergência
não disponível, em função do impacto do tsunami sobre estruturas, sistemas e equipamentos
Grupos Diesel com níveis maiores de redundância, segregados fisicamente, instalados em estruturas
sísmicas e protegidas de marés e flooding
Suprimento de Águanão disponível, em função do impacto do tsunami
sobre estruturas, sistemas e equipamentos
um único sistema de adução, com reservatório em encosta (relevante apenas no caso de perda do circuito de refrigeração pela água do mar)
Meios de Acesso ao Siteextremamente dificultado, em função dos efeitos
do eventoestradas e encostas fora da Central não
projetadas para sismo
Resumo Comparativo Fukushima x Angra
Angra 2
Angra 1
Angra 3
Obrigado pela atenção
www.eletronuclear.gov.br