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
Nêutron
incidente
1
0
n 
140
53
I
Produtos
de fissão
93
39
Y  3 0n  γ  ν
1
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:
140
53

β ;T
 0,86s
1/2
I 


140
54

β ;T
 13,6s
1/2
Xe   


140
55

β ;T
 63,7s
1/2
Cs   


140
56

β ;T
 12,75d
1/2
Ba   
  
140
57

β ;T
 40,28h
1/2
La   
  
140
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
Fissão de 1 kg de 235U libera 2,3.107 kWh
 Cilindro metálico com



3,2 cm de diâmetro e


 6,6 cm de compriment o 
24 horas
   
1000 MW(t)
E  30%
   
300 MW(e)
Equivalent e ao consumo médio 


 diário de 1.325.804 Brasileiro s 
 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
Fissão de 1 kg de 235U libera 2,3.107 kWh
 Cilindro metálico com



3,2 cm de diâmetro e


 6,6 cm de compriment o 
24 horas
   
1000 MW(t)
E  30%
   
300 MW(e)
Equivalent e ao consumo médio 


 diário de 1.325.804 Brasileiro s 
 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)
0 ,2
Ppf  0 ,06  P  [t s
 (t o  t s )
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):
  33 %
460 MW elétri cos     1394 MW térmicos
P pf  4 %
 
  56 MW térmicos
* Usina 2 (inaugurada em 24/12/1973):
  33 %
7 84 MW elétri cos     2376 MW térmicos
P pf  4 %
 
  9 5 MW térmicos
* Usina 3 (inaugurada em 26/10/1974):
  33 %
7 84 MW elétri cos     2376 MW térmicos
P pf  4 %
 
  9 5 MW térmicos
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 (?)
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 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
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[27] BWR 6 – General Description of a Boiling Water Reactor, Nuclear Energy Division –
General Electric Company, San Jose / California (December/1973).
[28] Natural disasters lead to nuclear emergency at Japan’s Fukushima Daiichi, Nuclear News
54 (4), 8 pp. (2011).
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