Em todos os reatores nucleares, a energia é produzida dentro do combustível por uma reação em cadeia de fissões dos núcleos de seus átomos. O combustível nuclear mais comum é o urânio-235. Cada fissão divide um átomo de combustível em dois novos átomos de produto de fissão e também expele de seu núcleo nêutrons que causam novas fissões dos átomos. A maior parte da energia liberada pela fissão é transportada pelos produtos da fissão e, por sua vez, é convertida em energia térmica nos átomos de combustível adjacentes à medida que eles param esses produtos de fissão em movimento rápido e absorvem sua radiação. Os nêutrons carregam cerca de 3% da energia de fissão.

O núcleo do reator é impedido de ficar muito quente por um refrigerante líquido ou gasoso, que também produz o vapor (direta ou indiretamente) para acionar a turbina. Materiais absorvedores de nêutrons são incorporados nas hastes de controle, que podem ser movidas para dentro e para fora das cavidades no núcleo do reator para controlar a taxa de reação de fissão para aquela desejada pelo operador da usina. Em reatores de água pressurizada, os materiais absorventes podem ser colocados no sistema de refrigeração do reator por meio de absorvedores solúveis.

A maioria dos produtos de fissão são instáveis ​​e, portanto, radioativos. Eles decaem, liberando radiação de um tipo e a uma taxa característica de cada elemento produto de fissão, e um novo produto filho que também pode ser radioativo. Esta sequência de decaimento continua até que finalmente resulte em produtos filhos que são estáveis ​​(não radioativos). Outros produtos radioativos são formados no reator por absorção de nêutrons no núcleo dos átomos de materiais não físseis, como urânio-238, e materiais estruturais, como guias, suportes e revestimento de combustível.

Em reatores que estão operando há algum tempo, o decaimento dos produtos de fissão e a criação de novos produtos de fissão atingem um equilíbrio próximo. Neste ponto, a produção de radiação e energia resultante do decaimento de produtos radioativos é quase um décimo de tudo o que é produzido no reator.

É essa grande quantidade de material radioativo que cria os riscos específicos das usinas nucleares. Sob condições operacionais, a maioria desses materiais radioativos se comporta como sólidos, mas alguns se comportam como gases ou se tornam voláteis com a alta temperatura do reator. Alguns desses materiais radioativos podem ser facilmente absorvidos por organismos vivos e ter efeitos significativos nos processos biológicos. Assim, eles são perigosos se liberados ou dispersos no meio ambiente.

Tipos e características de estações nucleares

Os reatores térmicos usam materiais chamados moderadores para diminuir os nêutrons rápidos produzidos pela fissão para que possam ser capturados mais prontamente pelos átomos de urânio-235 físseis. Água comum é freqüentemente usada como moderadora. Outros moderadores usados ​​são grafite e deutério, um isótopo de hidrogênio, que é usado na forma de óxido de deutério – água pesada. A água comum é principalmente óxido de hidrogênio e contém uma pequena proporção (0.015%) de água pesada.

O calor é retirado do combustível por um refrigerante, que direta ou indiretamente produz vapor para acionar a turbina, e também controla a temperatura do núcleo do reator, evitando que ele fique muito quente e danifique o combustível ou os materiais estruturais. Os refrigerantes de uso comum em reatores térmicos incluem água comum, água pesada e dióxido de carbono. A água tem boas características de transferência de calor (alto calor específico, baixa viscosidade, facilmente bombeável) e é o refrigerante mais comum usado em usinas nucleares. Resfriar o núcleo do reator com água pressurizada ou fervente permite altas densidades de potência do núcleo, de modo que grandes unidades de potência podem ser construídas em vasos de reator relativamente pequenos. No entanto, o sistema de refrigeração do reator que usa água deve operar em alta pressão para atingir pressões e temperaturas de vapor úteis para operação eficiente da turbina a vapor-gerador. A integridade do limite do sistema de resfriamento do reator é, portanto, muito importante para todas as usinas nucleares refrigeradas a água, pois é uma barreira que protege a segurança dos trabalhadores, do público e do meio ambiente.

O combustível em todos os reatores de energia refrigerados a água, e na maioria dos outros reatores, é o dióxido de urânio cerâmico, revestido de metal - aço inoxidável ou uma liga de zircônio. O dióxido de urânio sinterizado fornece um combustível não combustível que pode operar por longos períodos e reter seus produtos de fissão em altas temperaturas sem distorção ou falha significativa. Os únicos reatores de energia térmica em operação que usam combustível diferente do dióxido de urânio são as estações Magnox (que são resfriadas com dióxido de carbono) e estão gradualmente sendo retiradas de serviço à medida que atingem o fim de sua vida útil.

Materiais absorvedores de nêutrons (como boro, cádmio, háfnio e gadolínio) usados ​​em várias formas, como em hastes de controle revestidas de aço ou em solução em refrigerantes ou moderadores, podem ser movidos para dentro e para fora do núcleo do reator para controlar a taxa de reação de fissão em qualquer nível designado. Em contraste com a geração de energia de combustível fóssil, nenhum aumento na quantidade de combustível é necessário para aumentar o nível de energia produzido em uma reação em cadeia de fissão.

Uma vez iniciado um aumento na taxa de produção de energia de fissão, ele continuará até ser interrompido pela inserção no núcleo da quantidade apropriada de materiais de absorção de nêutrons e moderador. Esse aumento de energia é causado por um excesso de nêutrons na reação em cadeia da fissão em relação ao necessário para apenas uma reação em cadeia de equilíbrio. Portanto, a taxa de fissão e a produção de energia resultante podem ser controladas com muita sensibilidade adicionando ou removendo quantidades muito pequenas de materiais que absorvem nêutrons. Se for necessária uma redução repentina no nível de potência, uma quantidade relativamente grande de material absorvedor de nêutrons é injetada no núcleo. Cada conceito de reator tem sua própria característica de reatividade que determina os projetos de controle e desligamento dos dispositivos de absorção de nêutrons para garantir o controle de energia eficiente e desligamento seguro e rápido quando necessário. No entanto, os mesmos princípios básicos de controle e segurança se aplicam a todos.

Os principais tipos de reatores térmicos em serviço atualmente são ilustrados na figura 1, e as principais características são dadas na tabela 1. Nas ilustrações simplificadas da figura 1, são mostradas blindagens de concreto envolvendo os reatores e os sistemas primários de refrigeração. As blindagens, que compreendem uma variedade de designs, geralmente fornecem proteção contra a radiação direta do reator e também fornecem contenção de quaisquer vazamentos de resfriamento do reator ou sistemas moderadores e geralmente são projetados para suportar as pressões significativas que podem resultar no caso de uma grande falha dos sistemas de refrigeração.

Figura 1. Tipos de usinas nucleares

Tabela 1. Características da central nuclear (1997)

Em um artigo do reator de água pressurizada (PWR) Na estação de energia, o refrigerante primário do reator e o moderador são os mesmos - água comum purificada, que é separada do circuito secundário de água/vapor por um limite metálico em geradores de vapor (às vezes chamados de caldeiras), através dos quais o calor é transferido por condução. O vapor alimentado ao gerador de turbina não é, portanto, radioativo, e a usina de gerador de turbina a vapor pode ser operada como uma usina de energia convencional. Como o hidrogênio na água do refrigerante primário/moderador absorve uma fração significativa dos nêutrons, é necessário enriquecer o teor de isótopos de urânio-235 físsil do combustível entre 2% e 5% para sustentar uma reação em cadeia prática para produção de energia a longo prazo.

Em todas as usinas nucleares em operação com reatores de água pesada pressurizada (PHWRs), o moderador do reator e o refrigerante primário são água pesada com um teor de deutério isotópico muito alto (>99%). No CANDU PHWR, que constitui quase todos os PHWRs operacionais, o moderador é separado do refrigerante primário e mantido em temperatura e pressão relativamente baixas, o que fornece um ambiente conveniente para localizar instrumentação de monitoramento e controle e uma capacidade de resfriamento de backup integrada no caso de falha na tubulação de refrigeração primária. O combustível e o refrigerante primário no CANDU estão em tubos de pressão horizontais no núcleo do reator. Assim como nos PWRs, o refrigerante primário e o circuito secundário de água/vapor são separados por uma barreira metálica nos geradores de vapor, através do qual o calor é transferido da água pesada primária para o sistema de água de alimentação de vapor de água comum. O vapor alimentado à usina geradora de turbina é, portanto, vapor de água comum, não radioativo (exceto em pequenas quantidades devido a vazamentos), e a usina geradora de turbina pode ser operada como uma usina termelétrica convencional. O moderador de água pesada e refrigerante absorve apenas uma fração muito pequena dos nêutrons gerados durante a fissão, permitindo uma reação em cadeia prática para produção de energia a longo prazo usando urânio natural (0.071% de urânio-235). Os PHWRs existentes podem operar com combustível de urânio-235 ligeiramente enriquecido, o que resulta em extração proporcionalmente maior de energia total do combustível.

Em um artigo do reator de água fervente (BWR) central nuclear, a água de resfriamento primário é parcialmente evaporada no próprio núcleo do reator, e o vapor ali gerado é alimentado diretamente para a turbina-gerador. A pressão de operação no reator é menor do que nos PWRs, mas a pressão do vapor alimentado à turbina é semelhante. O vapor alimentado à turbina é levemente radioativo, exigindo algumas precauções devido ao potencial de contaminação de baixo nível do sistema turbina/água de alimentação. No entanto, isso não provou ser um fator importante na operação e manutenção de BWRs. Nos BWRs, o controle da potência do reator é afetado pela quantidade de vapor no núcleo, e isso deve ser compensado pelo controle apropriado da taxa de fluxo de refrigerante ou inserções de reatividade à medida que o nível de potência do reator é alterado.

Reatores Magnox, também conhecido como reatores refrigerados a gás (GLRs), são abastecidos com urânio natural metálico revestido de magnésio. Eles são resfriados por dióxido de carbono a uma pressão modesta, mas geram vapor de temperatura relativamente alta, o que proporciona boa eficiência térmica. Eles têm núcleos grandes com densidades de baixa potência, de modo que os vasos de pressão, que também atuam como as únicas estruturas de contenção, também são grandes. Os vasos de pressão nos primeiros reatores Magnox eram de aço. Nos reatores Magnox posteriores, um vaso de concreto protendido continha tanto o núcleo do reator quanto os trocadores de calor de vaporização.

Reatores avançados refrigerados a gás (AGRs) usar combustível de óxido de urânio enriquecido (2.3% U-235). Eles são resfriados por dióxido de carbono a uma pressão mais alta do que os reatores Magnox e melhoraram a transferência de calor e a eficiência térmica. A maior densidade de potência do núcleo nos AGRs em comparação com os reatores Magnox permite que o reator AGR seja menor e mais poderoso. O vaso de pressão de concreto protendido, que contém tanto o núcleo do reator quanto os trocadores de calor para geração de vapor, também atua como estrutura de contenção.

Reatores de grafite de água leve (LWGRs) são um híbrido de diferentes sistemas de energia nuclear. As únicas usinas desse tipo em operação hoje são os reatores RBMK localizados na antiga União Soviética, ou seja, na Rússia, Ucrânia e Lituânia. Nos reatores RBMK, o refrigerante de água comum flui para cima através de canais refrigerantes verticais (tubos) que contêm o combustível e ferve dentro do núcleo. O vapor produzido no núcleo é alimentado diretamente para a turbina-gerador como em um BWR. O moderador de grafite que envolve os canais de refrigerante opera a uma temperatura suficientemente superior à do refrigerante de modo que o calor gerado no grafite pela moderação dos nêutrons é removido pelos canais de refrigerante. Os reatores RBMK são grandes e possuem muitos canais de refrigeração (>1,500).

Reatores de reprodução rápida (FBRs) requerem enriquecimento de material físsil na faixa de 20% e podem sustentar a reação em cadeia da fissão principalmente absorvendo os nêutrons rápidos produzidos no processo de fissão. Esses reatores não precisam de um moderador para desacelerar os nêutrons e podem usar o excesso de nêutrons para produzir plutônio-239, um potencial combustível para reatores. Eles podem produzir mais combustível do que consomem. Embora vários desses reatores tenham sido construídos para produzir eletricidade em nove países ao redor do mundo, as dificuldades técnicas e práticas relacionadas ao uso de refrigerantes de metal líquido (sódio) e as altas taxas de calor fizeram com que o interesse diminuísse. Existem agora apenas três ou quatro relativamente pequenos reatores de criação rápida de metal líquido (LMFBRs) em serviço como produtores de energia no mundo, produzindo um total de menos de 1,000 megawatts de energia elétrica (MWe), e estão sendo gradualmente retirados de serviço. A tecnologia de reatores de reprodução, no entanto, foi consideravelmente desenvolvida e documentada para uso futuro, se necessário.

Combustível e Manuseio de Combustível

O processo que começa com a mineração do minério contendo urânio e termina com a disposição final do combustível usado e de todos os resíduos do processamento do combustível é geralmente chamado de ciclo do combustível nuclear. Existem muitas variações nos ciclos de combustível, dependendo do tipo de reator envolvido e do projeto dos arranjos de remoção de calor no núcleo do reator.

Os ciclos básicos de combustível PWR e BWR são quase idênticos, variando apenas nos níveis de enriquecimento e no projeto detalhado dos elementos de combustível. As etapas envolvidas, geralmente em locais e instalações diferentes, são:

• mineração e moagem de urânio para produzir bolo amarelo (U₃O8)
• conversão de urânio em hexafluoreto de urânio (UF₆)
• enriquecimento
• fabricação de combustível, que envolve a conversão de urânio em dióxido de urânio (UO₂), produção de pellets alimentados, fabricação de barras de combustível em comprimentos iguais à altura do núcleo do reator e fabricação de conjuntos de combustível contendo cerca de 200 barras de combustível por conjunto em uma matriz quadrada
• instalação e operação em uma usina nuclear
• reprocessamento ou armazenamento temporário
• envio de combustível usado ou resíduos de enriquecimento para um repositório federal/central
• eventual descarte, que ainda está em fase de desenvolvimento.

Precauções são necessárias durante esses processos para garantir que a quantidade de combustível enriquecido em qualquer local seja menor do que o que poderia resultar em uma reação em cadeia de fissão significativa, exceto, é claro, no reator. Isso resulta em restrições de espaço de material na fabricação, transporte e armazenamento.

Em contraste, o reator CANDU usa urânio natural e possui um ciclo de combustível simples, desde a mineração do minério até o descarte do combustível, que não inclui as etapas envolvidas para fornecer enriquecimento e reprocessamento. O combustível para o CANDU é fabricado de forma semi-automática em feixes redondos de meio metro de comprimento de 28 ou 37 varetas de combustível contendo UO₂ pelotas. Não há restrições de espaço na fabricação de combustível de urânio natural, ou no transporte ou armazenamento do combustível novo ou usado. A imobilização e descarte de combustível CANDU usado está em desenvolvimento há 17 anos no Canadá e está atualmente em fase de aprovação de conceito.

Em todos os reatores de potência em operação, com exceção do tipo Magnox, o componente básico do combustível do reator é o pellet combustível cilíndrico, composto de dióxido de urânio (UO₂) que é compactado e depois sinterizado para atingir a densidade necessária e as características cerâmicas. Esses grânulos sinterizados, que são selados em liga de zircônio sem costura ou tubos de aço inoxidável para produzir varetas ou elementos de combustível, são quimicamente inertes em relação ao seu revestimento nas temperaturas e pressões normais do reator. Mesmo se o revestimento estiver danificado ou rompido e o refrigerante entrar em contato com o UO₂, este material cerâmico retém a maior parte dos produtos de fissão radioativos e resiste à deterioração causada pela alta temperatura da água.

Os reatores Magnox usam combustível natural de urânio metálico revestido de magnésio e operam com sucesso em temperaturas relativamente altas, porque o refrigerante, o dióxido de carbono, não reage com esses metais em condições secas.

O objetivo básico do projeto das varetas de combustível em um reator nuclear é transferir o calor de fissão gerado no combustível para o refrigerante, mantendo a integridade das varetas de combustível mesmo nas condições transitórias mais severas. Para todos os reatores em operação, testes extensivos de combustível simulado em laboratórios de transferência de calor demonstraram que a condição transitória de calor máxima antecipada no reator pode ser acomodada com margens de segurança adequadas pelo combustível específico projetado e licenciado para a aplicação.

O novo combustível fornecido da planta de fabricação para a estação de energia não é significativamente radioativo e pode ser manuseado manualmente ou por ferramentas de elevação/manuseio operadas manualmente, sem blindagem. Um típico montagem de combustível para um reator PWR ou BWR é uma matriz quadrada de cerca de 200 barras de combustível, cerca de 4 m de comprimento, pesando cerca de 450 kg. Cerca de 200 desses conjuntos são necessários em um grande reator PWR ou BWR. O combustível é manuseado por ponte rolante e colocado em estantes verticais a seco no novo depósito de combustível. Para instalar novo combustível em um reator de água leve em serviço, como um PWR ou BWR, todas as operações são conduzidas sob uma profundidade de água suficiente para fornecer proteção para qualquer pessoa acima do reator. A tampa flangeada do recipiente do reator deve primeiro ser removida e parte do combustível usado retirado (geralmente um terço a metade do núcleo do reator), por ponte rolante e elevadores de manuseio de combustível.

O combustível usado é colocado em baias de armazenamento cheias de água. Outros conjuntos de combustível usados ​​no núcleo podem ser reorganizados em posição (geralmente movidos em direção ao centro do núcleo), para moldar a produção de energia no reator. Novos conjuntos de combustível são então instalados em todas as posições vagas do local de combustível. Pode levar de 2 a 6 semanas para reabastecer um reator maior, dependendo da força de trabalho e da quantidade de combustível a ser substituído.

O reator CANDU e alguns reatores refrigerados a gás são alimentados por equipamentos operados remotamente que removem o combustível usado e instalam novos elementos ou feixes de combustível. No caso do CANDU, o combustível são feixes de varetas de combustível de meio metro de comprimento, aproximadamente 10 cm de diâmetro e pesando cerca de 24 kg. O combustível é recebido do fabricante em caixas de papelão e armazenado em uma área designada para armazenamento de combustível novo, pronto para ser carregado no reator. O combustível é geralmente carregado em um reator operacional diariamente para sustentar a reatividade do reator. Em um grande reator CANDU, 12 pacotes por dia é uma taxa de reabastecimento típica. Os feixes são carregados manualmente em um dispositivo de carregamento de combustível novo que, por sua vez, carrega os feixes em um máquina de abastecimento que é controlado remotamente da sala de controle da estação. Para carregar novo combustível em um reator, duas máquinas de abastecimento operadas remotamente são manobradas por controle remoto e acopladas nas extremidades do canal horizontal de combustível para serem reabastecidas. O canal é aberto pelas máquinas de abastecimento em ambas as extremidades enquanto o sistema de resfriamento está na pressão e temperatura de operação, e o combustível novo é empurrado em uma extremidade e o combustível usado é retirado na outra extremidade do canal. Quando o número necessário de feixes de combustível tiver sido instalado, as vedações do canal são reinstaladas pela máquina de abastecimento, e as máquinas de abastecimento podem reabastecer outro canal ou descarregar o combustível usado no compartimento de armazenamento cheio de água do combustível usado .

O combustível usado descarregado de todos os reatores em operação é muito radioativo e requer resfriamento para evitar superaquecimento e blindagem para evitar a irradiação direta de quaisquer organismos vivos sensíveis ou equipamentos próximos. O procedimento usual é descarregar o combustível usado em uma piscina de armazenamento de água com pelo menos 4 m de cobertura de água sobre o combustível para blindagem. Isso permite a observação segura do combustível através da água e o acesso para movê-lo debaixo d'água para um local de armazenamento de longo prazo.

Um ano após a descarga de um reator, a radioatividade geral e a geração de calor do combustível usado diminuirão para cerca de 1% de seu valor inicial na descarga e, em 10 anos, para cerca de 0.1% de seu valor inicial na descarga. Após cerca de 5 a 10 anos da descarga, a produção de calor diminuiu a ponto de ser viável retirar o combustível da poça d'água e armazená-lo na forma seca em um recipiente com apenas circulação natural de ar ao redor do recipiente de combustível. No entanto, ainda é bastante radioativo e a blindagem de sua radiação direta é necessária por muitas décadas. A prevenção da ingestão do material combustível por organismos vivos é necessária por um período muito mais longo.

A destinação efetiva do combustível usado dos reatores de potência ainda está em fase de desenvolvimento e aprovação. O descarte de combustível usado de reatores de energia em várias estruturas geológicas está sendo intensamente estudado em vários países, mas ainda não foi aprovado em nenhum lugar do mundo. O conceito de armazenamento subterrâneo profundo em estruturas rochosas estáveis ​​está agora em processo de aprovação no Canadá como um método seguro e prático de finalmente descartar esses resíduos radioativos de alto nível. No entanto, prevê-se que, mesmo com a aprovação do conceito até o ano 2000, o descarte real do combustível usado não ocorrerá até cerca de 2025.

Operações internas

Em todos os 33 países com programas de energia nuclear, existem órgãos reguladores que estabelecem e fazem cumprir os regulamentos de segurança relacionados à operação de instalações nucleares. No entanto, geralmente é a concessionária de energia que possui e opera instalações de energia nuclear que é considerada responsável pela operação segura de suas usinas de energia nuclear. O papel do operador é realmente uma tarefa de gerenciamento de coleta de informações, planejamento e tomada de decisões, e apenas ocasionalmente inclui um controle mais ativo quando a operação de rotina é interrompida. O operador não é o sistema de proteção principal.

Todas as usinas nucleares modernas têm sistemas de controle e segurança altamente confiáveis ​​e altamente responsivos, que protegem o reator e outros componentes da usina continuamente e que geralmente são projetados para serem à prova de falhas em caso de perda de energia. Não se espera que o operador duplique ou substitua esses sistemas automáticos de controle e proteção. O operador, no entanto, deve ser capaz de desligar o reator quase instantaneamente, se necessário, e deve ser capaz de reconhecer e responder a qualquer aspecto da operação da planta, aumentando assim a diversidade de proteção. O operador precisa da capacidade de entender, diagnosticar e antecipar o desenvolvimento da situação geral a partir de uma grande quantidade de dados fornecidos pelos sistemas automáticos de dados e informações.

Espera-se que o operador:

• entender quais são as condições normais em todos os sistemas relevantes para o estado geral atual da planta
• reconhecer, com a ajuda de sistemas automáticos ou dispositivos especiais de monitoramento, quando surgem condições anormais e seu significado
• saiba como responder corretamente para restaurar a planta à operação normal ou colocar a planta em uma condição de desligamento seguro.

Quão bem o operador pode fazer isso depende do projeto da máquina, bem como da habilidade e treinamento do operador.

Toda usina nuclear deve ter operadores competentes, estáveis ​​e bem treinados em serviço o tempo todo. Operadores nucleares em potencial passam por um programa de treinamento abrangente, que geralmente inclui treinamento em sala de aula e no trabalho em ciência, equipamentos e sistemas de energia, proteção contra radiação e políticas e princípios operacionais. Simuladores de treinamento são sempre usados ​​na operação de usinas nucleares de serviços públicos nos EUA para fornecer ao operador experiência prática em operações de usinas, durante perturbações e em condições incomuns. A interface entre o operador e os sistemas de energia é feita por meio da instrumentação da sala de controle. Sistemas de instrumentação bem projetados podem melhorar a compreensão e a resposta adequada dos operadores.

É comum nomear a equipe principal de operação de uma usina nuclear enquanto ela ainda está em construção, para que eles possam aconselhar do ponto de vista operacional e reunir a equipe que irá comissionar e operar a estação. Eles também preparam um conjunto abrangente de procedimentos operacionais antes que a estação seja comissionada e autorizada a operar. Os especialistas em design e o pessoal regulador inspecionam esses procedimentos quanto à consistência da intenção do design e das práticas operacionais.

Espera-se que o pessoal opere a estação de forma sistemática e rigorosa de acordo com os procedimentos operacionais e autorizações de trabalho. A equipe operacional trabalha continuamente para garantir a segurança pública, conduzindo um programa abrangente de testes e monitoramento dos sistemas de segurança e barreiras de proteção e mantendo a capacidade de lidar com qualquer emergência da planta. Onde os operadores podem ter que agir em resposta a uma alteração no estado da planta, existem procedimentos escritos e sistemáticos para orientá-los e fornecer as informações detalhadas necessárias para controlar a planta. Tais procedimentos são revisados ​​pelos comitês de segurança da estação e reguladores.

Um programa de gerenciamento de segurança operacional bem pensado inclui:

• conhecimento detalhado das áreas críticas para a segurança
• padrões ou metas que definem o desempenho aceitável
• um programa para monitorar o desempenho, responder a problemas e relatar resultados
• um programa de revisão de experiência para estabelecer tendências, o grau de conformidade com os padrões e a causa de qualquer desempenho inaceitável ou deteriorado
• um meio de avaliar o impacto das alterações propostas no hardware ou nos procedimentos operacionais e implementar alterações consistentes com o padrão aceito.

Além dos procedimentos para operação normal, existe um sistema de relatório de eventos em cada usina nuclear para investigar e documentar quaisquer falhas e deterioração de equipamentos, deficiências de projeto ou construção e erros operacionais detectados por sistemas de monitoramento ou testes e inspeções regulares. A causa básica de cada evento é determinada para que a ação corretiva ou preventiva apropriada possa ser desenvolvida. Os relatórios de eventos, incluindo os resultados da análise e recomendações, são revisados ​​pela administração da estação e por especialistas em segurança e fatores humanos, que geralmente estão fora do local da estação.

O Sistema de Relato de Incidentes da Agência Internacional de Energia Atômica (IAEA) opera em todo o mundo para complementar os sistemas nacionais e garantir que as informações sejam compartilhadas entre todos os países participantes. A Associação Mundial de Operadores Nucleares (WANO) também fornece uma troca de informações detalhadas no nível operacional.

Os reatores nucleares e todos os seus sistemas auxiliares e relacionados à segurança são mantidos e testados de acordo com os requisitos de garantia de qualidade em intervalos planejados, para garantir a confiabilidade ao longo de sua vida útil. Além do monitoramento automático, são realizados testes manuais sistemáticos e investigações de indícios de deficiência ou falha dos sistemas dos equipamentos. Isso inclui vigilância regular de campo, manutenção preventiva, testes periódicos e estudo de mudanças nas condições da planta.

Metas de desempenho muito exigentes são definidas para processos e sistemas de segurança para manter o risco para o público e para o pessoal da estação aceitavelmente pequeno. Para sistemas de processo, que estão operando ativamente enquanto a eletricidade está sendo gerada, as taxas de falha são comparadas com as metas de desempenho, o que pode resultar em alterações de projeto onde o desempenho está abaixo do padrão. Os sistemas de segurança precisam de uma abordagem diferente, porque eles entram em operação apenas se os sistemas de processo falharem. Programas de teste abrangentes monitoram esses sistemas e seus componentes, e os resultados são usados ​​para determinar quanto tempo cada um deles provavelmente estaria fora de serviço. O tempo total calculado para que os sistemas de segurança fiquem fora de serviço é comparado a um padrão de desempenho muito alto. Se for detectada uma deficiência em um sistema de segurança, ela é corrigida imediatamente ou o reator é desligado.

Há também testes extensivos e programas de manutenção durante paradas programadas periódicas. Por exemplo, todos os vasos de pressão, componentes e suas soldas são sistematicamente inspecionados por métodos não destrutivos de acordo com os regulamentos do código de segurança.

Princípios de segurança e recursos de design de segurança relacionados

Existem quatro aspectos da reação em cadeia da fissão que podem ser perigosos e que não podem ser separados do uso de energia nuclear para produzir eletricidade e, portanto, requerem medidas de segurança:

1. A fissão resulta em radiação ionizante, que requer proteção contra exposição direta à radiação.
2. Produtos de fissão altamente radioativos são criados, exigindo invólucros apertados para evitar a contaminação do ambiente externo e possível ingestão.
3. A reação em cadeia da fissão é um processo dinâmico que requer controle contínuo.
4. A produção de calor não pode ser interrompida instantaneamente, pois o decaimento radioativo continua a produzir calor após o término da reação em cadeia de fissão, exigindo resfriamento de longo prazo.

Os requisitos de segurança exigidos por essas características respondem pelas principais diferenças em equipamentos de segurança e estratégia operacional em uma usina nuclear em comparação com aqueles em uma usina de geração de energia utilizando combustível fóssil. A forma como esses requisitos de segurança são cumpridos difere para diferentes tipos de usinas nucleares, mas os princípios fundamentais de segurança são os mesmos em todas as usinas nucleares.

Durante o procedimento de licenciamento, cada instalação nuclear deve provar que as emissões radioativas serão inferiores aos limites regulamentares especificados, tanto em condições normais de operação quanto em caso de falhas ou acidentes. A prioridade é prevenir falhas ao invés de simplesmente mitigar suas consequências, mas o projeto deve ser capaz de lidar com falhas se, apesar de todas as precauções, elas ocorrerem. Isso requer o mais alto grau de garantia e controle de qualidade, aplicado a todos os equipamentos, funções de construção e operações. Características de segurança inerentes e medidas de segurança projetadas são projetadas para prevenir e controlar acidentes e conter e minimizar a liberação de materiais radioativos.

Em particular, a geração de calor e a capacidade de resfriamento devem ser sempre combinadas. Durante a operação, o calor é removido do reator por um refrigerante, que é bombeado através da tubulação conectada ao reator e flui sobre a superfície do revestimento do combustível. Em caso de perda de energia das bombas ou falha repentina da tubulação de conexão, o resfriamento do combustível seria interrompido, o que poderia resultar em um aumento rápido da temperatura do combustível, possível falha do revestimento do combustível e vazamento de material radioativo do combustível para o vaso do reator. Um desligamento rápido da reação em cadeia da fissão, apoiado pela possível ativação de sistemas de resfriamento de emergência ou de espera, evitaria danos ao combustível. Essas medidas de segurança são fornecidas em todas as usinas nucleares.

Mesmo quando o reator foi desligado, a perda de resfriamento e a falha da capacidade de espera ou resfriamento de emergência podem resultar em superaquecimento do combustível por causa da produção contínua de calor de decaimento do produto de fissão no combustível, conforme indicado na figura 2. Enquanto o decaimento calor é apenas 1% ou 2% da produção de calor de potência total, se não for removido, a temperatura do combustível pode atingir níveis de falha dentro de minutos de perda completa de resfriamento. O princípio do projeto de segurança da usina nuclear exige que todas as circunstâncias que possam levar ao superaquecimento do combustível, danos e liberação de materiais radioativos do combustível sejam cuidadosamente avaliadas e evitadas por sistemas de controle e proteção projetados.

Figura 2. Decaimento de calor após desligamento do reator

Para proteger uma usina nuclear, existem três tipos de recursos de segurança: características inerentes, sistemas passivos e sistemas ativos. Estes são usados ​​em várias combinações na operação de estações nucleares.

Características de segurança inerentes faça uso das leis da natureza para manter a usina segura. Existem características de segurança inerentes a alguns combustíveis nucleares, de modo que, à medida que sua temperatura aumenta, a taxa de reação em cadeia da fissão é reduzida. Existem características de segurança inerentes a alguns projetos de sistemas de resfriamento em que o refrigerante circulará sobre o combustível por circulação natural para remover adequadamente o calor de decomposição sem a operação de nenhuma bomba. Existem características de segurança inerentes na maioria das estruturas metálicas que resultam em escoamento ou alongamento sob cargas severas, em vez de ruptura ou falha.

Recursos de segurança passiva incluem o levantamento de peso morto (gravidade) válvulas de alívio pela pressão do fluido a ser aliviado, ou no uso de energia armazenada em sistemas de injeção de refrigerante de emergência, ou em alguns vasos de contenção que são projetados para acomodar a energia da falha da tubulação sistemas e calor de decaimento subseqüente.

Sistemas de segurança ativa incluem todos os sistemas que requerem sinais de ativação e algum tipo de fonte de alimentação. Os sistemas ativos geralmente podem controlar uma gama mais ampla de circunstâncias do que os sistemas inerentes e passivos e podem ser testados sem restrições durante a operação do reator.

O projeto de segurança das usinas nucleares é baseado em uma combinação selecionada de sistemas inerentes, passivos e ativos para atender aos requisitos regulamentares de segurança da jurisdição em que a usina nuclear está localizada. Um alto grau de automação em sistemas relacionados à segurança é necessário para aliviar o pessoal de operações, tanto quanto possível, da necessidade de tomar decisões rápidas e ações sob estresse. Os sistemas de reatores de energia nuclear são projetados para se ajustar automaticamente às mudanças na potência demandada e, geralmente, as mudanças são graduais. É particularmente importante que os sistemas relacionados à segurança sejam continuamente capazes de responder prontamente, de forma eficaz e confiável quando necessário. Para atender a esse alto nível de desempenho, esses sistemas devem atender aos mais altos critérios de garantia de qualidade e ser projetados de acordo com os princípios de design de segurança bem estabelecidos de redundância, diversidade e separação física.

Redundância é o fornecimento de mais componentes ou subsistemas do que o necessário apenas para fazer o sistema funcionar - por exemplo, fornecer três ou quatro componentes onde apenas dois são necessários para funcionar para que o sistema funcione adequadamente.

Diversidade é o fornecimento de dois ou mais sistemas baseados em diferentes projetos ou princípios funcionais para executar a mesma função de segurança.

Separação física de componentes ou sistemas projetados para executar a mesma função de segurança, fornece proteção contra danos locais que poderiam prejudicar o desempenho dos sistemas de segurança.

Uma ilustração importante da aplicação desses princípios de projeto de segurança está no fornecimento de energia elétrica em usinas nucleares, que é baseado em mais de uma conexão com o sistema de energia principal, apoiado no local por vários motores diesel de partida automática e/ou turbinas de combustão , e por bancos de baterias e grupos motogeradores para garantir o fornecimento confiável de eletricidade aos sistemas vitais relacionados à segurança.

A medida preventiva básica contra a liberação de materiais radioativos de uma estação nuclear é muito simples em princípio: uma série de barreiras estanques entre os materiais radioativos e o meio ambiente, a fim de fornecer proteção contra radiação direta e contenção dos materiais radioativos. A barreira mais interna é o próprio combustível cerâmico ou metálico, que liga a maioria dos materiais radioativos dentro de sua matriz. A segunda barreira é o revestimento estanque e resistente à corrosão. A terceira barreira é o limite primário de suporte de pressão do sistema de refrigeração. Finalmente, a maioria dos sistemas de energia nuclear é encerrada em uma estrutura de contenção resistente à pressão, projetada para resistir à falha do maior sistema de tubulação interna e para conter quaisquer materiais radioativos liberados na contenção.

O objetivo básico do projeto de segurança da usina nuclear é manter a integridade dessas múltiplas barreiras por meio de uma abordagem de defesa em profundidade que pode ser caracterizada por três níveis de medidas de segurança: medidas preventivas, protetivas e mitigadoras.

Medidas preventivas incluem: atender ao mais alto nível de garantia de qualidade durante o projeto, construção e operação; operadores altamente treinados que passam por retreinamento periódico; utilizando recursos de segurança inerentes; fornecendo margens de projeto apropriadas; realizar cuidadosa manutenção preventiva, testes contínuos e inspeção e correção de deficiências; monitoramento constante; avaliações de segurança completas e reavaliações quando necessário; e avaliação e análise causal de incidentes e falhas, fazendo as devidas modificações.

Medidas protetoras incluem: sistemas de desligamento de ação rápida; válvulas/sistemas automáticos responsivos de alívio de pressão; circuitos de intertravamento para proteger contra operação falsa; monitoramento automático de funções vitais de segurança; e medição contínua e controle de níveis de radiação e radioatividade de efluentes para não exceder os limites permitidos.

Medidas mitigadoras incluem: sistemas de resfriamento de reatores de emergência; sistemas de água de alimentação de emergência altamente confiáveis; sistemas de energia de emergência diversificados e redundantes; contenção para evitar qualquer vazamento de materiais radioativos da estação, que é projetada para uma variedade de estresses naturais e artificiais, como terremotos, ventos fortes, inundações ou impacto de aeronaves; e, por fim, planejamento de emergência e gestão de acidentes, que inclui monitoramento de radiação, informação às autoridades de segurança e orientação à população, controle de contaminação e distribuição de materiais mitigadores.

A segurança nuclear não depende apenas de fatores técnicos e científicos; fatores humanos desempenham um papel muito importante. O controle regulatório fornece uma verificação independente de todos os aspectos de segurança das estações nucleares. No entanto, a segurança nuclear é garantida principalmente não por leis e regulamentos, mas por projeto responsável, operação e gerenciamento de utilidade, que inclui revisões e aprovações apropriadas por aqueles com conhecimento e autoridade.

O único acidente de estação nuclear com consequências muito graves para o público ocorreu durante um teste de capacidade de resfriamento em uma configuração incomum em uma estação nuclear RBMK em Chernobyl, na Ucrânia, em 1986. Nesse grave acidente, o reator foi destruído e uma grande quantidade de radiação radioativa materiais escaparam para o meio ambiente. Posteriormente, descobriu-se que o reator não tinha um sistema de desligamento adequado e que era instável em baixa potência. Fraquezas de projeto, erro humano e falta de gerenciamento adequado de serviços públicos contribuíram para o acidente. Modificações foram feitas nos reatores RBMK operacionais restantes para eliminar sérias deficiências de projeto, e as instruções de operação foram aprimoradas para garantir que não haverá uma repetição desse infeliz acidente.

Muito se aprendeu com o acidente do RBMK e com outros acidentes menos graves da estação nuclear (como o acidente de Three Mile Island nos Estados Unidos em 1978) e de muitos acidentes menores e incidentes ao longo de mais de 30 anos de operação da estação de energia nuclear. O objetivo da comunidade nuclear é garantir que nenhum incidente na usina nuclear ponha em risco os trabalhadores, o público ou o meio ambiente. A estreita cooperação sob programas como os Sistemas de Relatórios de Incidentes da AIEA e WANO, o escrutínio de grupos industriais e agências reguladoras e a vigilância de proprietários e operadores de usinas nucleares tornam esse objetivo mais viável.

Agradecimento: O editor agradece a Tim Meadler e ao Uranium Institute por fornecer informações para a tabela 1.

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