Acidentes nucleares graves em PWR e EPR

Nuclear: acidentes graves de reatores com água de produção de eletricidade. Publicação IRSN, 12/2008. .pdf 53 páginas

Baixe o documento aqui: acidentes graves em PWRs e segurança nuclear de EPR

resumo

1 / Introdução
2 / Definição de acidente grave
3 / Física do derretimento cardíaco e fenômenos relacionados
4 / Modos de falha da contenção
5 / A abordagem adotada para os atuais PWRs em operação
6 / A abordagem adotada para o reator EPR
7 / Conclusões

Introdução

Este documento descreve o entendimento atual de acidentes graves em reatores de água pressurizada (PWRs).

Primeiro de tudo, o documento descreve a física da fusão do núcleo de uma PWR e os possíveis modos de falha da contenção nesse caso. Em seguida, apresenta as disposições adotadas para esses acidentes na França, em particular a abordagem pragmática que prevalece para os reatores já construídos.

Por fim, o documento trata do caso do reator EPR, para o qual o projeto leva em consideração explicitamente acidentes graves: esses são objetivos do projeto e seu respeito deve ser rigorosamente demonstrado, levando em consideração as incertezas.

Definição de acidente grave

Um acidente grave é um acidente no qual o combustível do reator é significativamente degradado por uma fusão mais ou menos completa do núcleo. Esta fusão é a conseqüência de um aumento significativo na temperatura dos materiais que compõem o núcleo, resultando ele próprio de uma ausência prolongada de resfriamento do núcleo pelo fluido de transferência de calor. Essa falha só pode ocorrer após um grande número de falhas, o que torna sua probabilidade muito baixa (em ordem de magnitude, 10-5 por reator por ano).
- Nas centrais elétricas existentes, se a deterioração do núcleo não puder ser interrompida com a injeção de água antes que a embarcação tenha rompido (afogamento do núcleo), o acidente poderá levar à perda da integridade do contenção e liberações significativas de produtos radioativos no meio ambiente.
- Para o reator europeu de água pressurizada (EPR), foram estabelecidos objetivos ambiciosos de segurança; eles fornecem uma redução significativa nas liberações radioativas que podem resultar de todas as situações concebíveis de acidentes, incluindo acidentes com colapso do núcleo. São eles:
- "eliminação prática" de acidentes que podem levar a descargas precoces significativas;
- limitação das consequências de acidentes com o derretimento do núcleo a baixa pressão.

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(...)

Conclusões

Em 1979, o principal acidente de fusão na Unidade 2 da usina de Three Mile Island, nos Estados Unidos, demonstrou que falhas cumulativas provavelmente levariam a um acidente grave.

As liberações para o ambiente causadas por este acidente foram muito baixas, graças ao retorno do resfriamento do núcleo e à manutenção da integridade do tanque. No entanto, por vários dias, autoridades centrais e autoridades locais e federais se perguntaram como as coisas provavelmente evoluiriam e se evacuariam as populações.

Este acidente marcou uma virada no estudo de acidentes graves.

Para PWRs em operação, foram realizados estudos, preocupados com o realismo, buscando melhorias (prevenção da fusão do núcleo, limitação das conseqüências da fusão do núcleo, procedimentos) de maneira pragmática para instalações cuja Foi estabelecido um desenho básico e disposições definidoras para garantir a proteção das populações nas melhores condições possíveis. Este trabalho é constante, levando em consideração a aquisição de novos conhecimentos a partir de avanços em pesquisas experimentais contínuas nessa área.

Quanto às consequências radiológicas de um acidente grave, na França, para a população mais radiossensível, com o termo fonte S 3, os níveis de intervenção associados à implementação de ações para proteger a população em situação emergências radiológicas são atingidas, respectivamente, até 6 km para evacuação e 18 km para abrigo e consumo de iodo estável, para condições climáticas médias.

Além disso, estão em andamento discussões para diminuir o nível de intervenção referente à ingestão de iodo estável, a fim de se harmonizar com os países vizinhos, levando em consideração as discussões em nível internacional (Agência Internacional de Energia) Atomic, Comissão Europeia).

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Finalmente, os limites de contaminação para a comercialização de produtos alimentares definidos pela Comissão Europeia em caso de novo acidente são muito baixos.

Essas descobertas levaram a uma tentativa de reduzir ainda mais o potencial de liberação e sua magnitude para a operação de reatores e limitar ainda mais a liberação de reatores de terceira geração.
geração. Assim, para o reator EPR, objetivos ambiciosos de segurança foram estabelecidos em 1993, proporcionando uma redução significativa nas libertações radioativas que poderiam resultar de todas as situações de acidente
concebível, incluindo acidentes de derreter o coração. Isso envolve a implementação de disposições de design específicas, como o recuperador de corium.

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