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ACIDENTE NUCLEAR NO JAPÃO Dr. Luís Antônio Albiac Terremoto 2011

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Apresentação em tema: "ACIDENTE NUCLEAR NO JAPÃO Dr. Luís Antônio Albiac Terremoto 2011"— Transcrição da apresentação:

1 ACIDENTE NUCLEAR NO JAPÃO Dr. Luís Antônio Albiac Terremoto 2011
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN/CNEN-SP) ACIDENTE NUCLEAR NO JAPÃO Dr. Luís Antônio Albiac Terremoto 2011

2 SUMÁRIO 1 – Fontes de energia usadas para gerar energia elétrica
2 – Obtenção de energia nuclear a partir da fissão 3 – Uso de energia nuclear para gerar energia elétrica 4 – Tipos de reatores nucleares de potência 5 – Reator nuclear refrigerado a água fervente (BWR) 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi

3 1 – Fontes de energia usadas para gerar energia elétrica
 Todo o progresso tecnológico ocorrido mundialmente ao longo dos últimos 120 anos teve como base o uso intensivo de energia elétrica  Atualmente, cerca de um terço de toda a energia primária do mundo é utilizada para gerar energia elétrica

4 1 – Fontes de energia usadas para gerar energia elétrica
 Fontes de energia utilizadas para gerar energia elétrica no mundo:

5 1 – Fontes de energia usadas para gerar energia elétrica
 Fontes de energia utilizadas para gerar energia elétrica no mundo: Fonte: Agência Internacional de Energia, 2008

6 1 – Fontes de energia usadas para gerar energia elétrica
 Fontes de energia utilizadas para gerar energia elétrica no Brasil: Fonte: Empresa de Pesquisa Energética (EPE), maio/2007 Fonte de energia Energia gerada [TWh] Fração [%] Total / 2006 421,04 100 Hidroelétrica 349,8 83,08 Biomassa 19,6 4,65 Gás natural 18,2 4,32 Nuclear 13,8 3,28 Derivados de petróleo 12,0 2,85 Carvão mineral 7,4 1,76 Eólica 0,24 0,06

7 2 – Obtenção de energia nuclear a partir da fissão
Fissão nuclear induzida por nêutrons  Reação nuclear que ocorre mediante incidência de nêutrons com qual- quer energia cinética em nuclídeos físseis, por exemplo: Nuclídeo Nêutrons físsil Nêutron Produtos emitidos Raios-gama incidente de fissão prontos  Raios-gama de decaimento Anti-neutrinos β Partículas beta negativas

8 2 – Obtenção de energia nuclear a partir da fissão
 Obtenção de nuclídeos físseis: 235U (0,72 % do urânio natural)  enriquecimento do urânio natural por difusão gasosa ou ultracentrifugação 239Pu (não existe na natureza)  captura radiativa de nêutron pelo 238U: 233U (não existe na natureza)  captura radiativa de nêutron pelo 232Th:  Os nuclídeos 238U e 232Th são denominados férteis, sendo fissionados mediante a incidência de nêutrons rápidos

9 2 – Obtenção de energia nuclear a partir da fissão
Características importantes da fissão nuclear induzida por nêutrons  O núcleo fissionado pode se dividir de 53 maneiras diferentes, gerando 106 produtos de fissão diretos com números de massa 66  A  172  A grande maioria dos produtos de fissão é constituída por núcleos radio- ativos que geralmente apresentam decaimento beta negativo  Cada produto de fissão radioativo sofre uma série de decaimentos antes de se transformar em um núcleo estável. Esta série é denominada cadeia de decaimento dos produtos de fissão. Cada cadeia possui em média seis membros. Exemplo:  Fissão induzida por nêutrons térmicos é quase sempre assimétrica, con- forme mostra a curva de produtos de fissão

10 2 – Obtenção de energia nuclear a partir da fissão

11 2 – Obtenção de energia nuclear a partir da fissão
T1/2  Meia-vida E  Energia cinética máxima da partícula beta E  Energia do raio-gama I  Intensidade absoluta de emissão do raio-gama yt  Rendimento na fissão por nêutrons térmicos yr  Rendimento na fissão por nêutrons rápidos 11

12 2 – Obtenção de energia nuclear a partir da fissão
Características importantes da fissão nuclear induzida por nêutrons  Valor médio da energia total liberada na fissão de um núcleo de 235U por nêutron térmico:  Resultados análogos são obtidos para 239Pu e 233U Energia cinética dos fragmentos de fissão 167 MeV Energia cinética dos nêutrons emitidos 5 MeV Energia dos raios-gama prontos 7 MeV Energia do decaimento beta Energia do decaimento gama Energia dos anti-neutrinos 11 MeV ENERGIA TOTAL DA FISSÃO 200 MeV

13 2 – Obtenção de energia nuclear a partir da fissão
Emissão de ~ 2,5 nêutrons Reação (em média) em cadeia Fissão Fonte de nuclear energia Liberação de ~ 200 MeV Energia (em média) elevada

14 2 – Obtenção de energia nuclear a partir da fissão
Material absorvedor de nêutrons  controlar a reação em cadeia, através da regulagem do número de nêutrons em circulação no sistema Moderador  desacelerar os nêutrons rápidos em nêutrons lentos, através do espalhamento elástico por núcleos leves Refrigerante  remover o calor gerado pela reação em cadeia controlada, por intermédio de convecção forçada

15 2 – Obtenção de energia nuclear a partir da fissão
Configuração do sistema Configuração heterogênea  o moderador e o combustível nuclear são separados Combustível nuclear  material contendo nuclídeos físseis, em meio ao qual ocor- rem as fissões nucleares que, nesta configuração, são causadas majoritariamente por nêutrons térmicos Calor gerado  resulta predominantemente da frenagem dos fragmentos de fissão em meio ao combustível nuclear

16 2 – Obtenção de energia nuclear a partir da fissão
Reação nuclear de fissão em cadeia auto-sustentada  Controlada  taxa de ocorrência das fissões é mantida constante  reator nuclear Fissão de 1 kg de 235U libera 2,3.107 kWh MW(t) MW(e)  Enquanto isso, para gerar 300 MW(e) ao longo de 24 horas em uma usina termoelétrica... Combustível fóssil consumido CO2 emitido 2500 toneladas de carvão mineral 7200 toneladas 1955 toneladas de óleo combustível 5760 toneladas 1172 toneladas de gás natural 3216 toneladas

17 2 – Obtenção de energia nuclear a partir da fissão
Reação nuclear de fissão em cadeia auto-sustentada  Controlada  taxa de ocorrência das fissões é mantida constante  reator nuclear Fissão de 1 kg de 235U libera 2,3.107 kWh MW(t) MW(e)  Enquanto isso, para gerar 300 MW(e) naquela usina hidroelétrica... Média nacional  0,56 km2 de reservatório por MW(e) instalado  168 km2 de área alagada

18 2 – Obtenção de energia nuclear a partir da fissão
Calor de decaimento dos produtos de fissão radioativos  Mesmo após o desligamento de um reator nuclear, ainda há liberação de energia considerável pelo combustível nuclear decorrente do decai- mento dos produtos de fissão radioativos nele acumulados  Cerca de dez segundos após o desligamento do reator nuclear, a taxa de liberação de energia (potência) decorrente do decaimento dos produ- tos de fissão radioativos perfaz aproximadamente 4% da potência total do reator antes do desligamento, diminuindo apenas com o decaimento  Esta energia precisa ser retirada do núcleo (cerne) do reator por inter- médio da circulação contínua de refrigerante, pois caso contrário a tem- peratura do combustível nuclear aumentará, causando danos diversos  Nada pode ser feito para controlar esta taxa de liberação de energia, tornando portanto essencial a remoção do calor gerado

19 2 – Obtenção de energia nuclear a partir da fissão
Calor de decaimento dos produtos de fissão radioativos Equação empírica para a taxa de liberação de energia decorrente do decaimento dos produtos de fissão radioativos (válida para ts  10 s) onde to e ts são dados em segundos e a margem de incerteza perfaz aproximadamente 50%

20 2 – Obtenção de energia nuclear a partir da fissão
Calor de decaimento dos produtos de fissão radioativos Razão entre a potência de decaimento (Ppf) e a potência de operação (P) de um reator nuclear em função do tempo decorrido após o desligamento

21 3 – Uso de energia nuclear para gerar energia elétrica
 Efetuado pelo funcionamento de reatores nucleares de potência que equipam usinas nucleoelétricas A) Usina termoelétrica B) Usina nucleoelétrica

22 3 – Uso de energia nuclear para gerar energia elétrica
 Dados da Agência Internacional de Energia Atômica (AIEA) referentes a agosto de 2010: - 441 usinas nucleoelétricas funcionando em 30 países - Capacidade geradora total de MW elétricos - 13 países utilizavam usinas nucleoelétricas para gerar mais do que um terço da eletricidade que consumiam - Maior uso de energia nuclear para gerar eletricidade  França (75,2%) - Maior capacidade nucleoelétrica instalada  EUA (104 usinas; MW elétricos; 20,2% da eletricidade gerada) - 60 usinas nucleoelétricas sendo construídas em 16 países para gerar um total de MW elétricos

23 4 – Tipos de reatores nucleares de potência
Combustível Enriquecimento Moderador Refrigerante Tipo de reator País de origem UO2 2% a 4% H2O PWR EUA H2O (fervente) BWR U metálico Grafite CO2 GCR Reino Unido AGR ThC2 + UC2 93% He HTGR Alemanha D2O PHWR Canadá SGHWR RBMK URSS UO2 + PuO2 Na0 líquido FBR Vários

24 4 – Tipos de reatores nucleares de potência

25 4 – Tipos de reatores nucleares de potência
 Função dos componentes principais de um reator nuclear de potência: - Núcleo (cerne) do reator  constituir a fonte de energia do reator nuclear (com- ponente onde ocorre, de maneira auto-sustentada e controlada, a reação nuclear de fissão em cadeia) - Vaso de pressão  conter o refrigerante e proporcionar suporte mecânico ao núcleo (cerne) do reator - Blindagem biológica  evitar o escape de radiações ionizantes (raios-gama e nêutrons) para o meio-ambiente - Trocadores de calor  permitir a transferência de calor do refrigerante do reator para o fluido operante no ciclo de potência - Bombas de refrigeração  fazer com que o refrigerante circule através do núcleo (cerne) do reator e dos trocadores de calor

26 4 – Tipos de reatores nucleares de potência
 Distribuição dos reatores nucleares de potência por tipo: PWR (reator refrigerado a água pressurizada) – 61,00% BWR (reator refrigerado a água fervente) – 20,86% PHWR (reator refrigerado a água pesada pressurizada) – 10,43% RBMK (reator refrigerado a água fervente e moderado a grafite) – 3,40% AGR (reator avançado refrigerado a gás) – 3,17% GCR (reator refrigerado a gás) – 0,91% FBR (reator rápido) – 0,23% Fonte: Agência Internacional de Energia Atômica (AIEA), agosto/2010

27 4 – Tipos de reatores nucleares de potência
Principais diferenças de projeto entre reatores nucleares BWR e PWR Fonte: Pesquisa FAPESP, No. 182, 28-33, abril/2011

28 4 – Tipos de reatores nucleares de potência
Evolução tecnológica dos reatores nucleares de potência Fonte: T. Abram and S. Ion, Energy Policy 36, (2008) 28

29 5 – Reator nuclear refrigerado a água fervente (BWR)

30 5 – Reator nuclear refrigerado a água fervente (BWR)
Esquema representativo das partes componentes de um reator BWR 1 – Núcleo (cerne) do reator 2 – Separadores de vapor 3 – Secadores de vapor 4 – Bomba de refrigeração a jato 5 – Bomba de recirculação 6 – Barras de controle 7 – Separador de umidade e reaquecedor 8 – Pré-aquecedores 9 – Estrutura de sustentação do núcleo (cerne) 10 – Turbina

31 5 – Reator nuclear refrigerado a água fervente (BWR)
Características típicas de um reator BWR - Combustível nuclear Tipo  Dióxido de urânio (UO2) com grau de enriquecimento em 235U que perfaz entre 2% e 4% Formato  Pastilhas cilíndricas com 10,6 mm de diâmetro e 12 mm de comprimento, acondicionadas dentro de um revestimento metálico Revestimento metálico  Tubo de Zircaloy-2 com 12,3 mm de diâmetro e 3,75 m de comprimento, pressurizado com gás He e lacrado por soldagem para constituir uma vareta combustível Disposição  Arranjo quadrado com 14 cm de lado, contendo um total de 8 x 8 varetas, mantidas fixas no interior de uma caixa de Zircaloy-4 de mo- do a constituir um elemento combustível

32 5 – Reator nuclear refrigerado a água fervente (BWR)
Pastilhas de UO2

33 5 – Reator nuclear refrigerado a água fervente (BWR)

34 5 – Reator nuclear refrigerado a água fervente (BWR)

35 5 – Reator nuclear refrigerado a água fervente (BWR)
- Barras de controle e segurança Formato  Cruciforme Material  Carbeto de boro (B4C), revestido com aço inoxidável Inserção no núcleo (cerne)  Efetuada de baixo para cima, em meio aos espaços existentes entre os elementos combustíveis - Núcleo (cerne) do reator Configuração  Elementos combustíveis posicionados lado a lado dentro do vaso de pressão Dimensões  4,70 m de diâmetro e 3,75 m de altura (parte ativa)

36 5 – Reator nuclear refrigerado a água fervente (BWR)

37 5 – Reator nuclear refrigerado a água fervente (BWR)
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38 5 – Reator nuclear refrigerado a água fervente (BWR)
Elementos combustíveis no núcleo (cerne) de um reator BWR 38

39 5 – Reator nuclear refrigerado a água fervente (BWR)
Elementos combustíveis no núcleo (cerne) de um reator BWR 39

40 5 – Reator nuclear refrigerado a água fervente (BWR)
- Vaso de pressão Material  Aço carbono revestido internamente por uma camada de aço inoxidável Dimensões  6,05 m de diâmetro interno, 21,6 m de altura e 152 mm de espessura total de parede - Água no sistema de refrigeração primário Pressão  72,5 atm Temperatura de entrada (líquida)  269 0C Temperatura de saída (vapor)  286 0C

41 5 – Reator nuclear refrigerado a água fervente (BWR)
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42 5 – Reator nuclear refrigerado a água fervente (BWR)
- Eficiência térmica geral Aproximadamente igual a 33% - Sistema de refrigeração secundário Resfria e condensa o vapor de água após este haver passado pela turbina, utilizando a água do mar ou de um rio - Utilização de reatores BWR em todo o mundo Segundo tipo de reator nuclear mais utilizado em todo o mundo, com tecnologia desenvolvida desde 1957

43 5 – Reator nuclear refrigerado a água fervente (BWR)
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44 5 – Reator nuclear refrigerado a água fervente (BWR)
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45 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi
 Panorama geral das usinas nucleoelétricas no Japão em 2010 - 54 usinas nucleoelétricas operacionais (30 BWR e 24 PWR) - Capacidade geradora total de MW elétricos - Responsáveis por 29% da energia elétrica gerada no País  Central Nuclear Fukushima Daiichi - Constituída por seis usinas BWR inauguradas entre 1970 e 1979 - Capacidade geradora total de MW elétricos - Usina 1  460 MW elétricos - Usinas 2, 3, 4 e 5  784 MW elétricos cada - Usina 6  MW elétricos 45

46 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi
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47 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi
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48 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi
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49 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi
- Localização dos elementos combustíveis nas usinas em 11/03/2011 * Alguns poucos elementos combustíveis usados na usina 3 contêm óxido misto (MOX), em que 235U é substituído por 239Pu como principal nuclídeo físsil Usina 1 2 3 4 5 6 Cerne 400 548 764 Piscina (Gastos) 292 587 514 1331 946 876 (Usáveis) 100 28 52 204 48 64 49

50 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi
 Terremoto ocorrido no Japão em 11/03/2011 - Magnitude 9 na escala Richter (M = 9) - Estimativa da energia total liberada log E = 11,4 + 1,5.M  log E = 24,9  E ≈ 7, erg ≈ 7, J equivalente à explosão de aproximadamente 193 milhões de toneladas de trinitrotolueno (TNT) - Quarto maior registrado no mundo e aquele com magnitude mais elevada a atingir o Japão até hoje 50

51 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi
 Sequência provável de eventos do acidente - A Central Nuclear Fukushima Daiichi está localizada a aproximadamente 160 km do epicentro do forte terremoto ocorrido em 11/03/2011 - No dia em que ocorreu o terremoto, as usinas 1, 2 e 3 estavam em pleno funcionamento, enquanto as usinas 4, 5 e 6 estavam desligadas para ma- nutenção 51

52 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi
 Sequência provável de eventos do acidente - Ao serem atingidas pelas primeiras ondas sísmicas, as usinas 1, 2 e 3 desligaram imediata e automaticamente, conforme estabelecem normas de segurança em caso de emergência - Todas as usinas da central nuclear resistiram aos violentos abalos sem sofrer grandes danos estruturais, conforme especificação de projeto - Falta de energia elétrica atingiu toda a região, inclusive a central nuclear - Sem energia elétrica, não foi possível acionar as bombas de refrigeração do circuito destinado a remover o calor decorrente do decaimento dos pro- dutos de fissão radioativos acumulados no combustível nuclear 52

53 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi
 Sequência provável de eventos do acidente - Estimativa da potência decorrente do decaimento dos produtos de fissão radioativos, cerca de 10 segundos após o desligamento das usinas 1, 2 e 3 * Usina 1 (inaugurada em 17/11/1970 – 2ª usina mais antiga do Japão): * Usina 2 (inaugurada em 24/12/1973): * Usina 3 (inaugurada em 26/10/1974): 53

54 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi
 Sequência provável de eventos do acidente - Tsunami com altura em torno de 14 metros atingiu a central nuclear, cujo projeto previa uma altura máxima de 5,7 metros 54

55 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi
 Sequência provável de eventos do acidente - A devastação causada pela tsunami tornou completamente inoperantes os geradores a óleo diesel que forneceriam energia elétrica para acionar o bombeamento de água nos circuitos de refrigeração de emergência - Os geradores a óleo diesel foram afetados tanto por danos diretos quanto por falta de combustível, que foi carregado pela enxurrada - As baterias utilizadas para substituir os geradores esgotaram-se depois de algumas horas em funcionamento - A refrigeração insuficiente no núcleo (cerne) do reator fez a temperatura do combustível nuclear aumentar até atingir valores bem acima dos usuais - Na superfície externa do revestimento das varetas combustíveis, feito de Zircaloy-2, a temperatura, que em condições usuais de funcionamento da usina perfaz 330 C em média, superou 1000 C em diversos pontos 55

56 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi
 Sequência provável de eventos do acidente - O revestimento das varetas combustíveis, feito de Zircaloy-2, excedeu a temperatura de 1204 C, aumentando muito a velocidade da reação quími- ca entre zircônio e vapor de água Zr + 2 H2O  ZrO2 + 2 H2 que além de acelerar a corrosão do revestimento em si, facilitando o vaza- mento de produtos de fissão radioativos, produz hidrogênio, acarretando o risco adicional de explosão química - Durante manobra para liberação controlada de vapor de água visando di- minuir a pressão demasiadamente elevada no núcleo (cerne) do reator pa- ra evitar a ruptura do vaso de pressão (o que liberaria grande quantidade de produtos de fissão radioativos para o meio ambiente), acumulou-se hidro- gênio na contenção, o qual atingiu proporção em volume entre 4% e 75% ao misturar-se com o ar 56

57 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi
 Sequência provável de eventos do acidente - Fração volumétrica de H2 na contenção da usina em função da fração de Zr que reagiu quimicamente no núcleo (cerne) do reator: a) BWR, Mark I e Mark II, m3 b) BWR, Mark III, m3 c) PWR, Ice condenser, m3 c) PWR, Subatmospheric, m3 d) PWR, Dry, m3 e) PWR, Dry, m3 57

58 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi
 Sequência provável de eventos do acidente - Na contenção, hidrogênio reagiu quimicamente com o oxigênio do ar 2 H2 + O2  2 H2O de maneira explosiva e liberando a elevada energia de 286 kJ/mol - Explosões de hidrogênio destruíram parcialmente a contenção da usina 1 em 12/03/2011 e a contenção da usina 3 em 14/03/2011 58

59 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi
 Sequência provável de eventos do acidente - Explosão de hidrogênio ocorrida na usina 2 em 15/03/2011 danificou a câmara de supressão localizada na base do reator 59

60 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi
 Sequência provável de eventos do acidente - A temperatura do revestimento das varetas combustíveis, em decorrência da refrigeração insuficiente no núcleo (cerne) do reator, continuou aumen- tando até atingir 1800 C, ponto de fusão do Zircaloy-2, que após derretido apresenta a propriedade de dissolver localmente o combustível nuclear só- lido constituído por dióxido de urânio (UO2) em até 40% - Degradação do núcleo (cerne) do reator agravou-se consideravelmente, mesmo a temperaturas bastante inferiores ao ponto de fusão tanto do UO2 (2730 C) quanto do B4C das barras de controle (2375 C) - A presença de produtos de fissão radioativos voláteis (137Cs, 134Cs, 131I) detectada no meio ambiente constitui mais uma evidência da degradação severa do núcleo (cerne) do reator das três usinas afetadas pelo acidente - Estima-se que 55% do núcleo (cerne) da usina 1, 35% do núcleo (cerne) da usina 2 e 30% do núcleo (cerne) da usina 3 tenham sofrido danos 60

61 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi
 Sequência provável de eventos do acidente - Antecedente histórico  Acidente de Three Mile Island, ocorrido em 1979 nos EUA, no qual houve degradação severa do núcleo (cerne) de um reator PWR causada por perda de refrigeração 1 – Bocal de entrada 2B 2 – Bocal de entrada 1A 3 – Cavidade 4 – Fragmentos do cerne soltos 5 – Crosta 6 – Material que derreteu durante o acidente 7 – Fragmentos acumulados no pleno inferior 8 – Região possivelmente depletada em urânio 9 – Tubo-guia de instrumentação desgastado 10 – Buraco na placa defletora 11 – Superfícies internas revestidas com o material que derreteu 12 – Danos na placa de suporte superior 61

62 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi
 Sequência provável de eventos do acidente - Nenhuma das três usinas afetadas pelo acidente sofreu ruptura do vaso de pressão e da estrutura de concreto que o envolve e, portanto, a imensa maioria dos produtos de fissão radioativos permanece confinada dentro do vaso de pressão do reator de cada usina - Em decorrência de danos na câmara de supressão da usina 2 e no pleno inferior do vaso de pressão da usina 1, um grande volume de água com al- ta concentração de produtos de fissão radioativos e solúveis (137Cs, 134Cs, 131I) vazou nestas usinas para o piso e para o edifício da turbina - A degradação do núcleo (cerne) dos reatores das três usinas afetadas é um fator que contribui para reduzir a eficácia dos procedimentos emergen- ciais de refrigeração, que consistem em usar energia elétrica externa para injetar água dentro do vaso de pressão a uma taxa em torno de 7 m3/hora - Nas três usinas acumulou-se, notadamente nos respectivos edifícios das turbinas, um total de quase 70 mil toneladas de água contaminada 62

63 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi
 Sequência provável de eventos do acidente - A usina 4, inaugurada em 24/02/1978 e cujas características de projeto são idênticas às das usinas 2 e 3, embora desligada para manutenção no dia em que ocorreu o terremoto, sofreu pane de refrigeração na piscina do combustível usado, onde se armazena tanto os elementos combustíveis gastos quanto os elementos combustíveis que ainda poderão ser usados no reator 63

64 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi
 Sequência provável de eventos do acidente - A pane de refrigeração na piscina do combustível usado da usina 4 cau- sou aumento de temperatura da água contida na instalação - Parte considerável da água contida na piscina do combustível usado da usina 4 evaporou - Em diversos pontos do revestimento das varetas combustíveis dos ele- mentos armazenados com maior tempo de uso no reator e menor tempo decorrido desde a retirada do núcleo (cerne) do reator, a temperatura ex- cedeu 1204 C, aumentando a velocidade da reação química entre zircô- nio e vapor de água, conforme descrito anteriormente - O hidrogênio gerado na reação química entre zircônio e vapor de água acumulou-se na contenção até atingir proporção em volume entre 4% e 75% ao misturar-se com o ar e reagir quimicamente de maneira explosi- va com o oxigênio, conforme descrito anteriormente 64

65 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi
 Sequência provável de eventos do acidente - Explosão de hidrogênio destruiu parcialmente a contenção da usina 4 em 15/03/2011 - A evaporação da água da piscina do combustível usado expôs a parte superior dos elementos combustíveis armazenados diretamente ao ar - A convecção natural no ar foi insuficiente para evitar sobreaquecimento dos elementos combustíveis armazenados com maior tempo de uso no reator e menor tempo decorrido desde a retirada do núcleo (cerne) do reator - Em diversos pontos do revestimento das varetas combustíveis dos ele- mentos armazenados com maior tempo de uso no reator e menor tempo decorrido desde a retirada do núcleo (cerne) do reator, a temperatura ex- cedeu 1000 C em contato direto com o ar 65

66 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi
 Sequência provável de eventos do acidente - O zircônio componente do revestimento das varetas combustíveis nestes pontos queimou ao ar, reagindo mais rápido com o nitrogênio do que com o oxigênio, fornecendo uma mistura de nitreto, óxido e óxido nitreto 7 Zr + 3 N2 + 2 O2  2 ZrN + ZrO2 + 2 Zr2ON2 - Especula-se que um incêndio deste tipo tenha ocorrido durante cerca de duas horas em 15/03/2011 na piscina do combustível usado da usina 4 - Caso tenha efetivamente ocorrido, o incêndio na piscina do combustível usado da usina 4 contribuiu significativamente para liberar produtos de fis- são radioativos nas áreas próximas da central nuclear - Por envolver combustão de material pirofórico (no caso, o zircônio), este tipo de incêndio é classificado como Classe D, requerendo uso de pó seco especial para ser extinto - Um incêndio deste tipo é absolutamente inédito em usinas nucleares 66

67 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi
 Sequência provável de eventos do acidente Reações químicas que podem ocorrer entre zircônio, vapor de água e ar em temperaturas maiores que 1000 C: Zr + 2 H2O  ZrO2 + 2 H2  Risco de explosão (!) 7 Zr + 3 N2 + 2 O2  2 ZrN + ZrO2 + 2 Zr2ON2  Risco de incêndio (?) 67

68 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi
 Raio de exclusão - A população residente num raio de 10 km em torno da central nuclear foi evacuada assim que surgiram os primeiros problemas de refrigeração nas usinas 1, 2 e 3 - Após a explosão de hidrogênio na usina 1, ampliou-se o raio de exclusão para 20 km em torno da central nuclear e incentivou-se a saída voluntária da população residente entre 20 km e 30 km da central nuclear - Cerca de dois meses após o início do acidente, o limite externo da região na qual incentivou-se a saída voluntária foi estendido para 40 km em torno da central nuclear - Cidadãos dos EUA e Reino Unido foram instruídos pelas respectivas em- baixadas a observarem um raio de exclusão de 80 km em torno da central nuclear - A cidade de Tóquio está situada a 240 km da central nuclear 68

69 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi
 Raio de exclusão 69

70 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi
 Deposição acumulada de 137Cs e 134Cs (Bq/m2) em 29/04/2011 70

71 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi
 Fotos das usinas danificadas 71

72 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi
 Fotos das usinas danificadas 72

73 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi
 Fotos das usinas danificadas 73

74 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi
 Fotos das usinas danificadas 74

75 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi
 Fotos das usinas danificadas 75

76 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi
 Classificação provisória do acidente segundo a INES 76

77 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi
 Classificação provisória do acidente segundo a INES - INES  Escala Internacional de Eventos Nucleares e Radiológicos - Estabelecida na atual versão em 2008 pela AIEA - Gradação com níveis entre 0 a 7 em ordem crescente de agravamento - Usinas 1, 2 e 3  Nível 7 – Acidente Grave - Usina 4  Nível 3 – Incidente Sério - Liberação de radioatividade para o meio ambiente estimada em cerca de 15% da registrada no acidente de Chernobyl, ocorrido em 1986 na Ucrânia 77

78 Referências Bibliográficas
[1] Power Reactor Information System (PRIS), International Atomic Energy Agency (IAEA), Vienna (2010). [2] J. J. Duderstadt and L. J. Hamilton, Nuclear Reactor Analysis, John Wiley & Sons Inc., New York (1976). [3] D. J. Bennet and J. R. Thomson, The Elements of Nuclear Power, Longman Scientific & Technical, London (1989). [4] R. T. Lahey Jr. and F. J. Moody, The Thermal  Hydraulics of a Boiling Water Nuclear Reactor, American Nuclear Society (ANS), Washington D. C. (1977). [5] H. Bailly, D. Ménessier and C. Prunier (Editors), The Nuclear Fuel of Pressurized Reactors and Fast Reactors – Design and Behavior, Intercept Ltd., Andover (1999). [6] J. Bond, Sources of Ignition – Flammability Characteristics of Chemicals and Products, Butterworth-Heinemann Ltd., Oxford (1991). 78

79 Referências Bibliográficas
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[21] T. Abram and S. Ion, Generation-IV nuclear power: A review of the state of the science, Energy Policy 36, 4323 – 4330 (2008). [22] F. Marques e C. Fioravanti, Segurança na Berlinda, Pesquisa FAPESP No. 182, 28 – 33 (Abril/2011). [23] The Kingfisher Science Encyclopedia, Kingfisher Publications Plc, London (2000). [24] J. Goldemberg, O que é energia nuclear, Livraria Brasiliense Editora S. A., São Paulo (1980). [25] S. Ruben, Manual de Elementos Químicos, Editora Edgard Blücher Ltda. / Editora da Universidade de São Paulo, São Paulo (1970). [26] Assuring the quality of BWR nuclear fuel, Nuclear Energy Division – General Electric Company, San Jose / California (March/1973). [27] BWR 6 – General Description of a Boiling Water Reactor, Nuclear Energy Division – General Electric Company, San Jose / California (December/1973). [28] Natural disasters lead to nuclear emergency at Japan’s Fukushima Daiichi, Nuclear News 54 (4), 8 pp. (2011). 81


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