Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN/CNEN-SP) ACIDENTE NUCLEAR NO JAPÃO Dr. Luís Antônio Albiac Terremoto 2011 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 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 1 – Fontes de energia usadas para gerar energia elétrica Fontes de energia utilizadas para gerar energia elétrica no mundo: 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 1 – Fontes de energia usadas para gerar energia elétrica Fontes de energia utilizadas para gerar energia elétrica no Brasil: 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 Fonte: Empresa de Pesquisa Energética (EPE), maio/2007 2 – Obtenção de energia nuclear a partir da fissão Fissão nuclear induzida por nêutrons Reação nuclear que ocorre mediante incidência de nêutrons com qualquer energia cinética em nuclídeos físseis, por exemplo: 235 92 Nuclídeo físsil U 01n 140 53 I Nêutron incidente Produtos de fissão Y 3 01n γ ν 93 39 Nêutrons emitidos Anti-neutrinos ν β Raios-gama prontos Raios-gama de decaimento Partículas beta negativas 2 – Obtenção de energia nuclear a partir da fissão Obtenção de nuclídeos físseis: (0,72 % do urânio natural) enriquecimento do urânio natural por difusão gasosa ou ultracentrifugação 235U 239Pu 238 233U 232 (não existe na natureza) captura radiativa de nêutron pelo 238U: U(n, γ) 239 ; T1 / 2 23,5 min U 239 ; T1 / 2 2,36 d Np 239 Pu (não existe na natureza) captura radiativa de nêutron pelo 232Th: Th(n , γ) 233 ; T1 / 2 22,3 min Th 233 ; T1 / 2 27,0 d Pa 233 U Os nuclídeos 238U e 232Th são denominados férteis, sendo fissionados mediante a incidência de nêutrons rápidos 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 radioativos 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: β ;T1/2 0,86s β ;T1/2 13,6s β ;T1/2 63,7s β ;T1/2 12,75d β ;T1/2 40,28h 140 140 140 140 140 I Xe Cs Ba La 140 53 54 55 56 57 58 Ce Fissão induzida por nêutrons térmicos é quase sempre assimétrica, conforme mostra a curva de produtos de fissão 2 – Obtenção de energia nuclear a partir da fissão 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 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: 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 5 MeV Energia do decaimento gama 5 MeV Energia dos anti-neutrinos 11 MeV ENERGIA TOTAL DA FISSÃO 200 MeV Resultados análogos são obtidos para 239Pu e 233U 2 – Obtenção de energia nuclear a partir da fissão Emissão de ~ 2,5 nêutrons (em média) Reação em cadeia Fissão nuclear Fonte de energia Liberação de ~ 200 MeV (em média) Energia elevada 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 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 ocorrem 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 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 horas E 30% Fissão de 1 kg de 235U libera 2,3.107 kWh 24 1000 MW(t) 300 MW(e) Cilindro m e tálico com 3,2 cm de diâm e tro e 6,6 cm de com prim e nt o Equivalente ao consum o m édio diário de 1.325.804 Brasileiros 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 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 horas E 30% Fissão de 1 kg de 235U libera 2,3.107 kWh 24 1000 MW(t) 300 MW(e) Cilindro m e tálico com 3,2 cm de diâm e tro e 6,6 cm de com prim e nt o Equivalente ao consum o m édio diário de 1.325.804 Brasileiros 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 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 decaimento 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 produtos 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 intermédio da circulação contínua de refrigerante, pois caso contrário a temperatura 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 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) Ppf 0,06 P [ts0 ,2 (to ts )0 ,2 ] onde to e ts são dados em segundos e a margem de incerteza perfaz aproximadamente 50% 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 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 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 374.692 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; 100.747 MW elétricos; 20,2% da eletricidade gerada) - 60 usinas nucleoelétricas sendo construídas em 16 países para gerar um total de 58.600 MW elétricos 4 – Tipos de reatores nucleares de potência Combustível Enriquecimento Moderador Refrigerante Tipo de reator País de origem UO2 2% a 4% H2O H2O PWR EUA UO2 2% a 4% H2O H2O (fervente) BWR EUA U metálico Grafite CO2 GCR Reino Unido UO2 2% a 4% Grafite CO2 AGR Reino Unido EUA ThC2 + UC2 93% Grafite He HTGR Reino Unido Alemanha UO2 D2O D2O PHWR Canadá UO2 2% a 4% D2O H2O (fervente) SGHWR Reino Unido UO2 2% a 4% Grafite H2O (fervente) RBMK URSS UO2 + PuO2 Na0 líquido FBR Vários 4 – Tipos de reatores nucleares de potência 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 (componente 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 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 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 4 – Tipos de reatores nucleares de potência Evolução tecnológica dos reatores nucleares de potência Fonte: T. Abram and S. Ion, Energy Policy 36, 4323-4330 (2008) 5 – Reator nuclear refrigerado a água fervente (BWR) 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 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 modo a constituir um elemento combustível 5 – Reator nuclear refrigerado a água fervente (BWR) Pastilhas de UO2 5 – Reator nuclear refrigerado a água fervente (BWR) 5 – Reator nuclear refrigerado a água fervente (BWR) 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) 5 – Reator nuclear refrigerado a água fervente (BWR) 5 – Reator nuclear refrigerado a água fervente (BWR) 5 – Reator nuclear refrigerado a água fervente (BWR) Elementos combustíveis no núcleo (cerne) de um reator BWR 5 – Reator nuclear refrigerado a água fervente (BWR) Elementos combustíveis no núcleo (cerne) de um reator BWR 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 5 – Reator nuclear refrigerado a água fervente (BWR) 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 5 – Reator nuclear refrigerado a água fervente (BWR) 5 – Reator nuclear refrigerado a água fervente (BWR) 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 38.633 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 4.696 MW elétricos - Usina 1 460 MW elétricos - Usinas 2, 3, 4 e 5 784 MW elétricos cada - Usina 6 1.100 MW elétricos 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi Central Nuclear Fukushima Daiichi 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi Central Nuclear Fukushima Daiichi 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi Central Nuclear Fukushima Daiichi 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi Central Nuclear Fukushima Daiichi - Localização dos elementos combustíveis nas usinas em 11/03/2011 Usina 1 2 3 4 5 6 Cerne 400 548 548 548 764 Piscina (Gastos) 292 587 514 1331 946 876 Piscina (Usáveis) 100 28 52 204 48 64 * Alguns poucos elementos combustíveis usados na usina 3 contêm óxido misto (MOX), em que 235U é substituído por 239Pu como principal nuclídeo físsil 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 ≈ 7,94.1024 erg ≈ 7,94.1017 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 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 manutenção 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 produtos de fissão radioativos acumulados no combustível nuclear 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): 4% 33% pf 460 MW elétri cos 1394 MW térmicos 56 MW térmicos P * Usina 2 (inaugurada em 24/12/1973): 4% 33% pf 784 MW elétri cos 2376 MW térmicos 95 MW térmicos P * Usina 3 (inaugurada em 26/10/1974): 4% 33% pf 784 MW elétri cos 2376 MW térmicos 95 MW térmicos P 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 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 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 química entre zircônio e vapor de água Zr + 2 H2O ZrO2 + 2 H2 que além de acelerar a corrosão do revestimento em si, facilitando o vazamento de produtos de fissão radioativos, produz hidrogênio, acarretando o risco adicional de explosão química - Durante manobra para liberação controlada de vapor de água visando diminuir a pressão demasiadamente elevada no núcleo (cerne) do reator para evitar a ruptura do vaso de pressão (o que liberaria grande quantidade de produtos de fissão radioativos para o meio ambiente), acumulou-se hidrogênio na contenção, o qual atingiu proporção em volume entre 4% e 75% ao misturar-se com o ar 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, 8.500 m3 b) BWR, Mark III, 42.500 m3 c) PWR, Ice condenser, 35.400 m3 c) PWR, Subatmospheric, 52.400 m3 d) PWR, Dry, 56.600 m3 e) PWR, Dry, 99.100 m3 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 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 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 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 aumentando até atingir 1800 C, ponto de fusão do Zircaloy-2, que após derretido apresenta a propriedade de dissolver localmente o combustível nuclear sólido 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 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 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 alta 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 emergenciais 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 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 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 causou 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 elementos armazenados com maior tempo de uso no reator e menor tempo decorrido desde a retirada do núcleo (cerne) do reator, a temperatura excedeu 1204 C, aumentando a velocidade da reação química entre zircônio 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 explosiva com o oxigênio, conforme descrito anteriormente 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 elementos armazenados com maior tempo de uso no reator e menor tempo decorrido desde a retirada do núcleo (cerne) do reator, a temperatura excedeu 1000 C em contato direto com o ar 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 fissão 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 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 (?) 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 embaixadas 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 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi Raio de exclusão 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi Deposição acumulada de 137Cs e 134Cs (Bq/m2) em 29/04/2011 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi Fotos das usinas danificadas 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi Fotos das usinas danificadas 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi Fotos das usinas danificadas 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi Fotos das usinas danificadas 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi Fotos das usinas danificadas 6 – Acidente na Central Nuclear Fukushima Daiichi Classificação provisória do acidente segundo a INES 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 Referências Bibliográficas [1] Power Reactor Information System (PRIS), International Atomic Energy Agency (IAEA), Vienna (2010). 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