ATUALIZAÇÃO DA ANÁLISE DE RISCOS DO LABORATÓRIO DE CALIBRAÇÃO DE MONITORES DE RADIAÇÃO DA CENTRAL NUCLEAR ALMIRANTE ÁLVARO ALBERTO

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1 2005 International Nuclear Atlantic Conference - INAC 2005 Santos, SP, Brazil, August 28 to September 2, 2005 ASSOCIAÇÃO BRASILEIRA DE ENERGIA NUCLEAR - ABEN ISBN: ATUALIZAÇÃO DA ANÁLISE DE RISCOS DO LABORATÓRIO DE CALIBRAÇÃO DE MONITORES DE RADIAÇÃO DA CENTRAL NUCLEAR ALMIRANTE ÁLVARO ALBERTO Érica C. Gomes 1, P. F. Frutuoso e Melo 1, Antonio S. M. Alves 2 e Erivaldo M. Passos 2 1 COPPE/UFRJ Programa de Engenharia Nuclear Caixa Postal Rio de Janeiro, RJ egomes@con.ufrj.br, frutuoso@con.ufrj.br 2 Eletronuclear Eletrobrás Termonuclear S.A. Rua da Candelária, Rio de Janeiro, RJ asergi@eletronuclear.gov.br, epassos@eletronuclear.gov.br RESUMO Em 2001 foi realizado um estudo de Análise Probabilística de Segurança (APS) do Laboratório de Calibração de Monitores de Radiação (LCMR) situado na Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto (CNAAA). O objetivo deste trabalho é fazer uma reavaliação desse estudo e obter um novo valor de risco radiológico, baseado em novas informações, bem como incluir uma Avaliação da Confiabilidade Humana (ACH) no processo de calibração de monitores. Alguns cenários de acidentes foram incorporados a fim de avaliar a importância dos mesmos para um acidente que exponha um trabalhador à radiação gama e este venha a desenvolver um câncer. Para a obtenção da probabilidade de ocorrência de uma exposição de um trabalhador durante um acidente, utiliza-se a abordagem bayesiana para o cálculo da probabilidade de falha do irradiador, pois esta abordagem é bastante utilizada quando há falta de informações a respeito da planta estudada, como é o caso. Para os demais equipamentos utilizados na calibração de monitores de radiação, é utilizada a distribuição exponencial, considerando que os mesmos estão no período de vida útil. Para avaliar a confiabilidade humana, foi utilizado a modelagem THERP. Embora sejam considerados, neste trabalho, mais cenários de acidentes, incluindo a contribuição da falha humana, não foi utilizada abordagens conservativas e, assim, pôde-se obter um novo valor de risco radiológico cerca de uma ordem de magnitude menor do que o obtido no estudo original dos riscos do LCMR. 1. INTRODUÇÃO A APS teve início em centrais nucleares e é crescente a aplicação desta técnica em instalações químicas, industriais, laboratórios de diversas áreas e construções civis. O objetivo deste trabalho é fazer uma reavaliação do estudo realizado no Laboratório de Calibração de Monitores de Radiação (LCMR) [1], considerando novas informações, objetivando reavaliar a probabilidade de ocorrência de fatalidade devido a câncer induzido por radiação ionizante para um trabalhador do LCMR. Pode-se destacar neste trabalho a inserção da Avaliação da Confiabilidade Humana, pois o homem pode contribuir de uma forma significativa para um cenário de acidente. Para avaliar

2 a confiabilidade humana, utiliza-se o modelo THERP por ser uma modelagem bastante utilizada em vários países e ser uma técnica eficaz na realização de estudos que consideram as atividades humanas no contexto de um acidente [2]. 2. REALIZAÇÃO DA ANÁLISE DE RISCOS Para o desenvolvimento da análise de riscos do LCMR obteve-se, primeiramente, as probabilidades de falhas dos componentes envolvidos no procedimento e a seguir, a probabilidade de falha humana Probabilidade de falha do irradiador O irradiador de radiação gama do LCMR, é um sistema de exposição tipo B com múltiplas fontes seladas 5 fontes de 137 Cs e 3 fontes de 60 Co. Os dados acerca de tal equipamento são escassos, assim utilizou-se a abordagem bayesiana para o cálculo da probabilidade de falha deste componente. O teorema de Bayes é capaz de combinar informações tais como, conhecimentos de projeto e desempenho histórico da planta, a fim de se obter curvas de distribuição de taxas de falhas atualizáveis. Utiliza-se a abordagem bayesiana para o caso de variáveis contínuas, pois a probabilidade de falha pode, teoricamente, assumir qualquer valor. As evidências consideradas são do tipo temporal, tendo em vista que o componente não é de reserva, mas é único, e somente pode falhar em operação [3]. Assim, tem-se como função densidade de probabilidade: f ( λ E) = n [ 1 exp( λt) ] exp[ ( N n) λt] f ( λ) n [ 1 exp( λt) ] exp[ ( N n) λt] f ( λ) dλ (1) onde f (λ E) é a função densidade de probabilidade de λ, dado um evento E (distribuição posterior); λ é a taxa de falha; n é o número de falhas durante um determinado tempo t; N é o número de componentes ensaiados; f (λ) é a densidade de probabilidade antes de ocorrer um evento E, a distribuição a priori; Admitindo que a incerteza f(λ) pode ser expressa por uma distribuição lognormal [4], por representar a duração da vida de algumas peças tem-se, como distribuição a priori, com média 5, e variância 1, , ( λ) = exp( 0,25521ln 52, 173λ ) f (2) λ

3 E uma distribuição a posteriori dada por: 0, λ 2 ( λ E) = e exp( 0,25521ln 52,173λ ) f (3) λ Para o cálculo do risco radiológico, utiliza-se a média da posteriori (P Fir ), assim, P Fir = 1, A priori e a posteriori podem ser expressas graficamente, como mostra a Fig.1. f(λ Ε) y Distribuição a posteriori Distribuição a priori x λ Figura 1 Gráfico da probabilidade de falha versus a taxa de falha. Observa-se que a distribuição a posteriori, específica, do componente é distinta da distribuição a priori, genérica, o que caracteriza a experiência operacional do equipamento estudado. À medida que a planta adquire experiência esta distinção aumenta Probabilidade de falha do indicador do nível de radiação Existe um indicador do nível de radiação na sala de operação próximo à mesa de controle. Este alarme é um indicador de cor, vermelho, amarelo e verde, que segue as orientações da IAEA [5]. Em cada nível existem duas lâmpadas fluorescentes independentes. Tendo em vista que os fios estão protegidos e não podem ser desligados por eventuais manutenções, a probabilidade de falha do indicador do nível de radiação restringe-se à probabilidade de falha das lâmpadas. A partir dos cálculos efetuados [6], pôde-se obter como a probabilidade de falha das lâmpadas nas primeiras 2000 horas, E 1 = 0,033. A simbologia aqui utilizada para as probabilidades de falhas de equipamentos e de falha humana segue o NUREG 1278 [2] Probabilidade de falha dos dosímetros eletrônicos Estes dosímetros são utilizados pelo operador como mais uma barreira de proteção. Caso o operador entre na sala de exposição ainda com radiação, o dosímetro emite um alarme sonoro

4 e o trabalhador pode sair da sala. A falha deste aparelho pode contribuir para a ocorrência de uma exposição aguda como mostra a Fig. 2. A probabilidade de falha dos dosímetros eletrônicos, é: E 2 = 2, [6] Probabilidade de erro humano Uma Avaliação de Confiabilidade Humana (ACH) eficaz necessita de um processo de estimação da Probabilidade de Erro Humano razoavelmente preciso. Em geral, as técnicas de ACH utilizam a opinião de analistas ou um banco de dados de probabilidades de erro genéricos que são tratados para a situação especifica avaliada. Uma técnica bastante utilizada em diversos países, que utiliza um banco de dados de probabilidade humana, bem como considera Fatores Delimitadores do Desempenho humano (PSF), como o estresse, por exemplo, é o THERP Técnica para Predição de Taxa de Erro Humano [2]. O desenvolvimento da ACH pela metodologia THERP é composto por quatro fases. A análise da falha humana do LCMR foi desenvolvida respeitando-se estas quatro fases: Fase 1: Familiarização Realizaram-se várias visitas ao laboratório e uma minuciosa revisão das informações fornecidas pela Eletronuclear, e com base nestas informações e nas observações feitas no local, foi desenvolvida a análise. Fase 2: Avaliação Qualitativa Primeiramente, desenvolveu-se uma análise das tarefas que têm ativa contribuição humana a partir da descrição do sistema de calibração e de observações realizadas no laboratório. Ainda nesta fase são desenvolvidas árvores de eventos baseadas nas informações obtidas. Com base nos dados têm-se as possíveis falhas humanas: * Má interpretação da mensagem emitida pelo computador de término da calibração: Considera-se este item irrelevante para uma falha humana que leve a uma exposição à radiação tendo em vista que a mensagem é de término da calibração e não de que a sala está livre de radiação, portanto o operador não pode considerar esta informação para entrar na sala de exposição. * Má interpretação da sinalização do indicador do nível de radiação: Considerado relevante para a análise porque este indicador sinaliza a presença, ou ausência, de radiação na sala de exposição, indicando se o operador pode ou não entrar na sala considerada. * Má interpretação do sinal do dosímetro eletrônico: Também é relevante, pois se a sala estiver com radiação quando o operador entrar para retirar o equipamento que foi calibrado, o dosímetro emitirá um alarme sonoro para que ele saia

5 imediatamente. Caso este sinal seja mal interpretado pelo operador, este poderá ficar exposto à radiação gama. Fase 3: Avaliação Quantitativa Nesta fase são incorporadas as probabilidades de falhas dos equipamentos e as probabilidades de falhas humanas à árvore de eventos. As probabilidades de falhas humanas foram retiradas de tabelas do Nureg 1278 [2]. Nelas, foram considerados fatores delimitadores do desempenho humano (PSF), como o estresse, pois influenciam na realização de tarefas. Estes fatores também foram retirados do Nureg Falha no Indicador do Identificação Dosímetro Eletrônico Interpretação do Probabilidade Ocorrencia de Irradiador nível de Radiação do sinal luminoso sinal do dosímetro Final Exposição Aguda Pfir PEA 0,7875 0,0001 5,9331E-09 Sim 0, ,967 0,004 0,2125 0,9999 1,60083E-05 Sim 0,0001 1,60099E-09 Sim 0,7875 0,0001 2,02474E-10 Sim 0,033 0,004 0,9999 5,46303E-07 Sim 0,2125 Sucesso 0,0001 5,46358E-11 Sim Falha Soma 1,65624E-05 Figura 2: Árvore de Eventos Reduzida com as probabilidades de falha Fase 4: Incorporação A probabilidade de ocorrer uma exposição aguda é a soma das probabilidades, como observado na Fig. 2. O valor encontrado é P EA = 1, , inferior ao do estudo anterior 96,6% [1]. Embora tenha sido considerada a falha humana no processo de calibração, esta análise mais realista do processo reduziu a probabilidade P EA, o que influencia fortemente na diminuição do risco radiológico do laboratório. Para o cálculo do risco radiológico, assumese a probabilidade de exposição aguda como a freqüência de ocorrência de uma exposição à radiação por ano [1,4] Determinação do Risco Radiológico O risco radiológico, R, é o risco da ocorrência de uma fatalidade por câncer devido a uma exposição à radiação gama e pode ser obtido a partir de [1]:

6 R = P EA C r D t (5) Cr é o coeficiente de risco. Este parâmetro corresponde a 4, Sv -1 [7]. D t é a dose total de radiação gama à qual o operador estará exposto em um acidente cuja fonte de cobalto fique presa na posição de exposição. Esta dose é composta por uma parcela de radiação direta e uma parcela de radiação refletida. A menor distância que o operador pode ficar da fonte é de 0,80m. Este valor corresponde ao pior caso, onde D t = 0,30 Sv [6]. Assim, o novo valor do risco radiológico do Laboratório de Calibração de Monitores de Radiação será: R = 2, /ano. 3. CONCLUSÕES Quanto à probabilidade de falha do irradiador, para falhas cuja fonte fique presa na posição de exposição, obteve-se um valor um pouco menor. A probabilidade obtida utilizando a análise bayesiana é de 1, , no entanto, esta abordagem permite atualizações. O laboratório ainda não realiza calibrações com este irradiador, assim, este valor pode ser atualizado em função da experiência operacional da instalação. Ainda com relação à probabilidade de falha de outros equipamentos, também houve uma melhora dos resultados, embora tenha havido dificuldades na obtenção de dados. A avaliação da confiabilidade humana não foi considerada no estudo anterior, mas observouse a relevância da mesma no cenário de acidente, já que o procedimento de calibração exige que ações humanas sejam desenvolvidas, e atividades humanas podem incorrer em erros humanos. Foi considerado, na árvore de eventos, o erro humano associado à falhas de equipamentos, pois esta conjugação traduz o pior cenário passível de ocorrência no LCMR. O Nureg 1278 expõe uma maneira prática de fazer tal análise [2]. A probabilidade de ocorrência de uma exposição aguda encontrada, calculada de uma forma mais realista, é 96,6% inferior à anterior, o que contribuiu para uma diminuição de 95% do risco radiológico associado ao LCMR, embora tenha sido considerada a contribuição humana para um suposto acidente. Além disso, o valor atual, 2, /ano, está bastante abaixo do valor da freqüência predita para instalações nucleares estabelecido pela ICRP 64 [8]. Observa-se neste trabalho a relevância de estudos desta natureza em instalações nucleares que não sejam centrais nucleares bem como em plantas de processos, tendo em vista que a atuação humana é presente na realização das tarefas e contribuem significativamente em um processo de acidente. Além disso, estudos como o realizado, evidenciam pontos que podem ser melhorados para que possíveis riscos a trabalhadores e à população possam ser minimizados.

7 REFERÊNCIAS 1. Alves, A.S. e Passos, E.M., Análise de Segurança para o Laboratório de Calibração de Monitores de Radiação, Relatório ETN nº GAS.T/BN/1170/010040, Rio de Janeiro, Brasil (2001). 2. NUREG/CR-1278, Handbook of Human Reliability Analysis with Emphasis on Nuclear Power Plant Applications Final Report. U. S. Nuclear Regulatory Commission: Washington DC, August (1983). 3. Kaplan, S., Garrick, B.J. and Bieniarz, P. On the use of Bayes theorem in assessing the frequency of anticipated transients, Nuclear Engineering and Design, v. 65, pp , (1981). 4. Lewis, E. E. Introduction to Reliability Engineering, 2 ed. United States of America, John Wiley & Sons, Inc (1996). 5. IAEA TECDOC 1267, Procedures for conducting probabilistic safety assessment for non-reactor nuclear facilities, International Atomic Energy Agency, Vienna, Austria (2002). 6. Gomes, E.C. Atualização da Análise de Riscos do Laboratório de Calibração de Monitores de Radiação da Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto, Tese M. Sc., COPPE/UFRJ, Rio de Janeiro, Brasil (2005). 7. ICRP Publication 60, Radiation Protection: Recommendations of the International Commission on Radiological Protection, International Commission on Radiological Protection, Pergamon Press, USA (1990). 8. ICRP Publication 64, Protection from Potential Exposure: A Conceptual Framework, International Commission on Radiological Protection, Pergamon Press, Oxford (1993).