Faustina Beatriz Natacci* e Francisco Corrêa**

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1 SEQÜÊNCIAS ACIDENTAIS ENVOLVENDO A CONTENÇÃO DA INSTALAÇÃO NUCLEAR A ÁGUA PRESSURIZADA (INAP) Faustina Beatriz Natacci* e Francisco Corrêa** *Centro Tecnológico da Marinha em São Paulo - CTMSP Caixa Postal , São Paulo, SP, Brasil 2532@ctmsp.mar.mil.br **FCPLAN Consultores Associados S/C Ltda. fcplan@uol.com.br RESUMO A análise de seqüências acidentais envolvendo a Contenção é uma das tarefas de maior relevância no desenvolvimento da Análise Probabilística de Segurança (APS) de instalações nucleares, haja vista a importância desta na mitigação de conseqüências decorrentes de eventos iniciadores de acidentes postulados e severos. Este trabalho apresenta uma primeira abordagem da análise da Contenção da INAP, identificando falhas e eventos que possam comprometer seu desempenho, bem como delineando as seqüências acidentais e os estados finais de danos à mesma. Os estados iniciais de danos à planta, que são o ponto de partida da análise, baseiam-se nas árvores de eventos desenvolvidas na APS nível 1 da INAP que encontra-se em um estágio preliminar. É importante ressaltar que, com o detalhamento e a complementação desta, será elaborada a revisão da análise da Contenção, incorporando, de forma mais abrangente possível, os demais estados iniciais de danos à planta, correspondentes árvores de eventos, e os estados finais da Contenção. Concluindo, a avaliação qualitativa da análise aqui apresentada permite uma visualização concisa, porém bastante completa, da evolução de seqüências acidentais envolvendo a Contenção da INAP. Keywords : accidental sequences, containment, probabilistic safety assessment (PSA), event trees. I. INTRODUÇÃO A Análise Probabilística de Segurança (APS) nível 2 de uma instalação nuclear requer a avaliação de processos químicos e físicos complexos, para os quais se dispõem apenas de dados experimentais limitados. Os fenômenos a serem considerados no decorrer de um acidente após o início de danos ao núcleo do reator podem ser agrupados em duas categorias [1]: a. fenômenos associados à termohidráulica da progressão do acidente e respectivas respostas da e b. fenômenos associados aos processos químicos que afetam os radionuclídeos provenientes do combustível, desde o início do acidente, até sua eventual liberação para o meio ambiente através da Contenção. O objetivo deste trabalho é apresentar a análise da Contenção da INAP, desenvolvendo possíveis seqüências acidentais para a instalação, utilizando a técnica de árvores de eventos. A principal contribuição advinda dessa análise está na identificação dos estados finais da Contenção, delineando todo o espectro de conseqüências possíveis após a ocorrência de eventos iniciadores de acidentes postulados. A análise da Contenção está apresentada conforme detalhado a seguir: a seção II mostra um esquema simplificado dos itens que compõem o sistema de a seção III detalha as categorias de eventos iniciadores considerados; a seção IV contém a análise de modos de falha e efeitos; a seção V apresenta os estados iniciais de danos à planta, os eventos topos, os estados finais da Contenção, bem como as árvores de eventos propriamente ditas; e a seção VI tece uma breve conclusão sobre a análise feita.

2 II. ESQUEMA SIMPLIFICADO DA CONTENÇÃO DA INAP A Figura 1 apresenta o esquema simplificado do sistema de Contenção da INAP. Além da barreira de Contenção propriamente dita, estão discriminados, também, os demais itens considerados relevantes na análise das seqüências acidentais envolvendo a Contenção. Piscina de Blindagem Recombinadores de Hidrogênio Vaso do Reator Prédio do Reator Barreira de Contenção Filtro de Areia Figura 1. Esquema Simplificado da Contenção da INAP. III. CATEGORIAS DE EVENTOS INICIADORES CONSIDERADOS As árvores de eventos desenvolvidas na presente análise tomaram por base a APS nível 1 da INAP; nesta, as categorias de eventos iniciadores têm seu enfoque em acidentes envolvendo o Sistema de Resfriamento do Reator (SRR) e estão listadas a seguir: a. médios/grandes acidentes de perda de refrigerante do SRR; b. pequenos acidentes de perda de refrigerante do SRR; c. perda súbita de pressão no SRR sem perda de refrigerante; d. vazamento nos tubos dos geradores de vapor; e. perda de vazão de refrigerante do SRR; f. perda de vapor dentro da g. desligamento do reator; e h. aumento de potência do núcleo. IV. ANÁLISE DE MODOS DE FALHA E EFEITOS DA CONTENÇÃO DA INAP A análise de modos de falha e efeitos (AMFE) da Contenção da INAP [2], resumidamente, mostra que os modos básicos de falha identificados resumem-se a: a. falha de isolamento da Contenção ( bypass da Contenção); e b. ruptura da Contenção. Cada modo de falha pode apresentar diversas causas, efeitos, métodos de detecção, bem como vários recursos para compensação. As causas que podem levar a esses modos de falha estão descritas sucintamente a seguir. A simbologia de identificação das causas de falha dos itens a. a h. foi mantida conforme consta na literatura especializada existente, como por exemplo a referência [3]. a. falha tipo â: falha no fechamento ou abertura inadvertida de penetrações na b. falha tipo V: acidente de perda de refrigerante de interface fora da c. falha tipo DCH ou ó: sobrepressão e temperatura alta devido ao aquecimento direto da Contenção ( Direct Containment Heating - DCH) imediatamente após a ejeção a alta pressão de fragmentos fundidos do núcleo; d. falha tipo ã: sobrepressão e temperatura alta devido a incêndio e/ou explosão de hidrogênio na Contenção, com ignição imediata ou retardada em relação ao momento da falha do vaso do reator; e. falha tipo á: sobrepressão e/ou impacto de mísseis devido à explosão física de vapor pelo contato de água com o núcleo fundido, dentro do vaso do reator, ou, fora do mesmo, imediatamente após sua falha; f. falha tipo R: sobrepressão e/ou impacto devido à falha estrutural do vaso do reator (ou seja, o vaso falha dentro de sua faixa normal de operação); g. falha tipo ä: sobrepressão devido ao acúmulo imediato ou lento de gases não condensáveis e vapor na h. falhas tipo å ou ð: falha da Contenção por meltthrough, ou seja, por derretimento; i. ruptura de tubo de gerador de vapor; j. causas externas (inundação, terremoto, tornado, incêndio, explosões, mísseis, sabotagem, etc..); k. sobrepressão e/ou temperatura alta devido a incêndio incontrolado na Contenção ou no SRR; e l. sobrepressão, temperatura alta e/ou impacto de mísseis na Contenção devido à falha catastrófica do vaso do reator por operar acima dos limites de projeto. A falha de isolamento da Contenção pode ocorrer devido às causas identificadas nos itens a., b. e i.; as demais causas podem levar à ruptura da Contenção. Esses dois modos de falha podem ter como efeitos: a. vazamentos radioativos confinados; e/ou b. liberações de material radioativo para o meio ambiente, caso ocorra a ruptura da Contenção com a perda simultânea da integridade do prédio do reator. Os recursos para compensação desses efeitos são distintos e dependem da causa envolvida [2], havendo procedimentos e dispositivos específicos preestabelecidos no projeto da INAP.

3 V. ÁRVORES DE EVENTOS PARA A CONTENÇÃO Com base na AMFE, foram desenvolvidas as árvores de eventos da Contenção. Para a elaboração dessas árvores, primeiramente foram determinados os estados iniciais de danos à planta; a seguir, foram identificados os eventos topos relevantes para as seqüências acidentais; e, por fim, foram classificados os estados finais da Contenção. Estados Iniciais de Danos à Planta (EDP). Os EDP são os eventos iniciadores das árvores desenvolvidas para a Contenção. Esses EDP foram determinados levando em consideração o estado operacional do reator no início do acidente, o estado de potência do reator, o estado do SRR e o estado da Contenção. A TABELA 1 detalha os EDP considerados. É importante ressaltar que a APS nível 1 da INAP é a base do presente estudo. Tendo em vista que esta APS encontra-se em uma fase preliminar, novos EDP podem ser caracterizados com o detalhamento da mesma. Não foram desenvolvidas árvores de eventos para os EDP 5 a 8 (reator ligado), visto serem análogas àquelas dos EDP 1 a 4 (reator desligado), respectivamente. Infere-se que, com o reator ligado, provavelmente as seqüências se desenvolvam mais rapidamente, acarretando maiores termos fontes. Estados Iniciais de Danos à Planta EDP TABELA 1. Estados Iniciais de Danos à Planta Estado Operacional do Reator no Início do Acidente Estado de Potência do Reator Pressão no Sistema de Resfriamento do Reator Estado da Contenção EDP-1 Operação Normal Desligado Alta Pressão Inundada EDP-2 Operação Normal Desligado Alta Pressão Não Inundada EDP-3 Operação Normal Desligado Baixa Pressão Inundada EDP-4 Operação Normal Desligado Baixa Pressão Não Inundada EDP-5 Operação Normal Ligado Alta Pressão Inundada EDP-6 Operação Normal Ligado Alta Pressão Não Inundada EDP-7 Operação Normal Ligado Baixa Pressão Inundada EDP-8 Operação Normal Ligado Baixa Pressão Não Inundada Eventos Topos Relevantes. Foram identificados os seguintes eventos topos, de acordo com o que se julga ser o desenvolvimento cronológico das seqüências acidentais das árvores de eventos: a. R/á1/P: Contenção falha devido à falha catastrófica do vaso do reator por falha estrutural no mesmo (R); por explosão de vapor no vaso (á1); ou por excesso de pressão no vaso (P); b. MT: Contenção falha por melt-through do vaso do reator; c. σ ou DCH: Contenção falha por aquecimento direto; d. á2: Contenção falha por explosão de vapor na e. β: Contenção falha por falha no isolamento da mesma; f. H2: concentração de hidrogênio na faixa inflamável; g. SCGIC: falha do sistema de controle de gases inflamáveis existente no interior da h. γ: Contenção falha por explosão de hidrogênio na mesma; i. P-ALTA: pressão alta na j. δ: Contenção falha por falha do sistema de alívio de sobrepressão existente na INAP para sua proteção; k. ε/π/sup: Contenção falha por melt-through da mesma (ε ou π), ou por falha do suporte do vaso do reator (SUP). Na bifurcação de cada ramo das árvores, para cada evento topo, o ramo inferior corresponde sempre à condição insegura, ou seja, à ocorrência do evento; já, o ramo superior corresponde ao seu complemento, ou seja, à não ocorrência do evento. Estados Finais da Contenção (EC). Os EC foram classificados em onze categorias, conforme descrito a seguir, de acordo com o desenvolvimento das seqüências acidentais: a. : núcleo fundido contido no vaso do reator; b. : núcleo fundido contido na c. : liberação de radionuclídeos para a atmosfera devido à ocorrência simultânea da falha tipo MT com pelo menos uma das falhas tipo å, ð ou SUP; d. : liberação de radionuclídeos para a atmosfera, pela chaminé, a partir do sistema de alívio de sobrepressão da e. : liberação de radionuclídeos para a atmosfera com a ocorrência simultânea dos estados e ; f. : liberação de radionuclídeos para a atmosfera devido à ocorrência de falha tipo ä da g. : liberação de radionuclídeos para a atmosfera devido à ocorrência de falha tipo ã da h. : liberação de radionuclídeos para a atmosfera devido à ocorrência de falha tipo â da i. EC9: liberação de radionuclídeos para a atmosfera devido à ocorrência de falha tipo á2 da j. 0: liberação de radionuclídeos para a atmosfera devido à ocorrência de falha tipo ó (DCH) da e k. 1: liberação de radionuclídeos para a atmosfera por falha da Contenção devido à ocorrência de falhas tipo R, á1 ou P. Árvores de Eventos. As figuras 2, 3, 4 e 5 apresentam as árvores de eventos desenvolvidas para os EDP 1 a 4, respectivamente.

4 EDP-1 R/á1/P MT ó á2 â H2 SCGIC ã P-ALTA ä å/ð/sup EC9 0 1 Figura 2. Árvore de Eventos da Contenção para a Condição EDP-1. EDP -2 R/á1/P MT ó á2 â H2 SCGIC ã P-ALTA ä å/ð/sup 0 1 Figura 3. Árvore de Eventos da Contenção para a Condição EDP-2 EDP-3 R/á1/P MT ó á2 â H2 SCGIC ã P-ALTA ä å/ð/sup EC9 1 Figura 4. Árvore de Eventos da Contenção para a Condição EDP-3.

5 EDP-4 R/á1/P MT ó á2 â H2 SCGIC ã P-ALTA ä å/ð/sup 1 Figura 5. Árvore de Eventos da Contenção para a Condição EDP-4. VI. CONCLUSÃO A interpretação e avaliação das árvores de eventos apresentadas neste trabalho permite uma visualização concisa, porém bastante completa, da evolução de seqüências acidentais envolvendo a Contenção da INAP. Com base nos estudos de APS nível 1 da instalação e na literatura correlata para reatores a água pressurizada, foram desenvolvidas e/ou definidas as seguintes etapas: a. definição dos estados iniciais de danos à planta; b. elaboração da análise de modos de falha e efeitos da c. determinação dos eventos topos envolvidos nas árvores de eventos; d. classificação cronológica desses eventos; e. desenvolvimento das seqüências acidentais; e f. determinação dos estados finais da Contenção. Cabe mencionar que, com o detalhamento e aprofundamento da APS, a revisão da análise aqui apresentada far-se-á necessária para garantir coerência e alcançar completeza na avaliação da Contenção. Ressalta-se ainda que, embora o enfoque neste estudo tenha sido puramente qualitativo, o aspecto quantitativo também é bastante importante, devendo, para isso, serem quantificadas as probabilidades de ocorrência dos evento topo e a freqüência de ocorrência de cada evento iniciador. REFERÊNCIAS [1] Organisation for Economic Co-operation and Development, Level 2 PSA Methodology and Severe Accident Management, OECD/GD(97)198, Paris, [2] Centro Tecnológico da Marinha em São Paulo, Análise de Modos de Falha e Efeitos do Sistema de Contenção, doc. nº R RA-06/00, São Paulo, [3] United States Nuclear Regulatory Commission, Reactor Safety Study - An Assessment of Accident Risks in U.S. Commercial Nuclear Power Plants, WASH-1400, NUREG-75/014, ABSTRACT The analysis of accidental sequences associated with the Containment is one of the most important tasks during the development of the Probabilistic Safety Assessment (PSA) of nuclear plants, mainly because of its importance on the mitigation of consequences of severe postulated accident initiating events. This paper presents a first approach of the Containment analysis of the INAP, identifying failures and events that can compromise its performance, and outlining accidental sequences and Containment end states. The initial plant damage states, which are the input for this study, are based on the event trees developed in the PSA level 1 for the INAP. It should be emphasized that since this PSA is still in a preliminary stage it is subjected to further completion. Consequently, the Containment analysis shall also be revised in order to incorporate, in an extension as complete as possible, all initial plant damage states, the corresponding event trees, and the related Containment end states. Finally, it can be concluded that the evaluation of the qualitative analysis presented herein allows a concise and broad knowledge of the development of accidental sequences related to the Containment of the INAP.