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

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

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 energiaEnergia gerada [TWh]Fração [%] Total / ,04100 Hidroelétrica349,883,08 Biomassa19,64,65 Gás natural18,24,32 Nuclear13,83,28 Derivados de petróleo12,02,85 Carvão mineral7,41,76 Eólica0,240,06

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: 235 U (0,72 % do urânio natural)  enriquecimento do urânio natural por difusão gasosa ou ultracentrifugação 239 Pu (não existe na natureza)  captura radiativa de nêutron pelo 238 U: 233 U (não existe na natureza)  captura radiativa de nêutron pelo 232 Th:  Os nuclídeos 238 U e 232 Th 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 T 1/2  Meia-vida E   Energia cinética máxima da partícula beta E   Energia do raio-gama I   Intensidade absoluta de emissão do raio-gama y t  Rendimento na fissão por nêutrons térmicos y r  Rendimento na fissão por nêutrons rápidos

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 235 U por nêutron térmico:  Resultados análogos são obtidos para 239 Pu e 233 U Energia cinética dos fragmentos de fissão167 MeV Energia cinética dos nêutrons emitidos5 MeV Energia dos raios-gama prontos7 MeV Energia do decaimento beta5 MeV Energia do decaimento gama5 MeV Energia dos anti-neutrinos11 MeV ENERGIA TOTAL DA FISSÃO200 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 235 U libera 2, kWh 1000 MW(t) 300 MW(e)  Enquanto isso, para gerar 300 MW(e) ao longo de 24 horas em uma usina termoelétrica... Combustível fóssil consumidoCO 2 emitido 2500 toneladas de carvão mineral7200 toneladas 1955 toneladas de óleo combustível5760 toneladas 1172 toneladas de gás natural3216 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 235 U libera 2, kWh 1000 MW(t) 300 MW(e)  Enquanto isso, para gerar 300 MW(e) naquela usina hidroelétrica... Média nacional  0,56 km 2 de reservatório por MW(e) instalado  168 km 2 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 t s  10 s) onde t o e t s 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 (P pf ) 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: 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 CombustívelEnriquecimentoModeradorRefrigeranteTipo de reatorPaís de origem UO 2 2% a 4%H2OH2OH2OH2OPWREUA UO 2 2% a 4%H2OH2O H 2 O (fervente) BWREUA U metálico  GrafiteCO 2 GCRReino Unido UO 2 2% a 4%GrafiteCO 2 AGRReino Unido EUA ThC 2 + UC 2 93%GrafiteHeHTGRReino Unido Alemanha UO 2  D2OD2OD2OD2OPHWRCanadá UO 2 2% a 4%D2OD2O H 2 O (fervente) SGHWRReino Unido UO 2 2% a 4%Grafite H 2 O (fervente) RBMKURSS UO 2 + PuO 2  Na 0 líquidoFBRVários

24 4 – Tipos de reatores nucleares de potência

25  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)

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

30 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 (UO 2 ) com grau de enriquecimento em 235 U 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 UO 2

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

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35 - Barras de controle e segurança Formato  Cruciforme Material  Carbeto de boro (B 4 C), 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)

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38 Elementos combustíveis no núcleo (cerne) de um reator BWR

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

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)  C Temperatura de saída (vapor)  C

41 5 – Reator nuclear refrigerado a água fervente (BWR)

42 - 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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45 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi  Panorama geral das usinas nucleoelétricas no Japão em 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 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

46 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi  Central Nuclear Fukushima Daiichi

47 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi  Central Nuclear Fukushima Daiichi

48 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi  Central Nuclear Fukushima Daiichi

49 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi  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 235 U é substituído por 239 Pu como principal nuclídeo físsil Usina Cerne  764 Piscina (Gastos) Piscina (Usáveis)

50 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi  Terremoto ocorrido no Japão em 11/03/ 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

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/ 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

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

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):

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

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

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 H 2 O  ZrO H 2 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 p rodutos 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

57 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi  Sequência provável de eventos do acidente - Fração volumétrica de H 2 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, m 3 b) BWR, Mark III, m 3 c) PWR, Ice condenser, m 3 c) PWR, Subatmospheric, m 3 d) PWR, Dry, m 3 e) PWR, Dry, m 3

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 H 2 + O 2  2 H 2 O 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

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

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 (UO 2 ) em até 40% - Degradação do núcleo (cerne) do reator agravou-se consideravelmente, mesmo a temperaturas bastante inferiores ao ponto de fusão tanto do UO 2 (2730  C) quanto do B 4 C das barras de controle (2375  C) - A presença de produtos de fissão radioativos voláteis ( 137 Cs, 134 Cs, 131 I) 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

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

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 ( 137 Cs, 134 Cs, 131 I) 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 m 3 /hora - Nas três usinas acumulou-se, notadamente nos respectivos edifícios das turbinas, um total de quase 70 mil toneladas de água contaminada

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

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

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/ 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

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 N O 2  2 ZrN + ZrO Zr 2 ON 2 - 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

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 H 2 O  ZrO H 2  Risco de explosão (!) 7 Zr + 3 N O 2  2 ZrN + ZrO Zr 2 ON 2  Risco de incêndio (?)

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

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

70 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi  Deposição acumulada de 137 Cs e 134 Cs (Bq/m 2 ) em 29/04/2011

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

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

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

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

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

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

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

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).

79 Referências Bibliográficas [7] G. Castellan, Fundamentos de Físico-Química, LTC – Livros Técnicos e Científicos Editora Ltda., Rio de Janeiro (1986). [8] R. Alvarez, What about the spent fuel ?, Bulletin of the Atomic Scientists 58 (1), 45 – 47 (2002). [9] F. A. Cotton and G. Wilkinson, Advanced Inorganic Chemistry – A Comprehensive Text, John Wiley & Sons Inc., New York (1980). [10] INES – The International Nuclear and Radiological Event Scale, International Atomic Energy Agency (IAEA), Vienna (2008). [11] C. Lomnitz, Global Tectonics and Earthquake Risk, Elsevier Scientific Publishing Company, Amsterdam (1974). [12] Y. Ishiguro, A Energia Nuclear para o Brasil, Makron Books Ltda., São Paulo (2002). [13] I. Kaplan, Nuclear Physics, Addison-Wesley Publishing Company Inc., Reading (1977).

80 Referências Bibliográficas [14] M. J. Gaines, Energia Atômica, Edições Melhoramentos – Série Prisma – Número 18, São Paulo (1977). [15] K. Tasaka, H. Ihara, M. Akiyama, T. Yoshida, Z. Matumoto and R. Nakasima, JNDC Nuclear Data Library of Fission Produsts, Japan Atomic Energy Research Institute – JAERI 1287, Tokai-mura – Naka-gun – Ibaraki-ken (October/1983). [16] U. Reus and W. Westmeier, Catalog of Gamma Rays from Radioactive Decay – Part II, Atomic Data and Nuclear Data Tables 29, 193 – 406 (1983). [17] R. B. Firestone / V. S. Shirley (Editor), Table of Isotopes – 8 th Edition – Volume I: A = 1 – 150, John Wiley & Sons Inc., New York (1996). [18] M. Berman and J. C. Cummings, Hydrogen Behavior in Light-Water Reactors, Nuclear Safety 25, 53 – 74 (1984). [19] M. P. Sherman, Hydrogen Combustion in Nuclear Plant Accidents and Associated Containment Loads, Nuclear Engineering and Design 82, 13 – 24 (1984). [20] Reactor Concepts Manual – Boiling Water Reactor (BWR) Systems, US NRC Technical Training Center, Chattanooga (2003).

81 Referências Bibliográficas [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).


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