Avaliação do impacto de acidente com liberação do refrigerante do reator PWR. Estudo de caso: Angra 3

Este trabalho teve como objetivo avaliar o impacto de liberação acidental postulada de radionuclídeos a partir de reator de potência, através da modelagem ambiental no meio aquático. Para isso foram usados modelos computacionais hidrodinâmico e de transporte para a simulação da dispersão de radionuclídeos causada por uma acidente em uma central nuclear do tipo PWR. Este exercício foi realizado com auxílio de um sistema acadêmico de códigos desenvolvido pela COPPE/UFRJ, chamado SisBaHiA. A usina de Angra 3 é um reator que usa a água leve pressurizada como moderador e refrigerante do núcleo. Postulou-se então, um acidente do tipo LOCA (Loss of coolant accident), precisamente um LBLOCA, no sistema de resfriamento do núcleo (sem fusão), durante o qual foram quase instantaneamente perdidos 431m3 de refrigerante. Tal inventário continha 1,87x10 Bq/m3 de trício, 2,22x10 Bq/m3 de cobalto e 3,48x10 Bq/m3 de césio, usina a 100% de operação, e foi lançado próximo a praia de Itaorna, Angra dos Reis,RJ. Aplicando o modelo no cenário proposto (usina Angra 1 e 2 em funcionamento e Angra 3 com variação da captação e descarga tendo a descarga progressivamente reduzida após o acidente), a diluição da atividade específica da mancha dos radionuclídeos simulados, alcançou valores inferiores após 22 horas, aos níveis de referência para água do mar (1,1x10 Bq/m3, 1,11x10 Bq/m3 e 1,85x10 Bq/m3), respectivamente para o 3H, 60Co e 137 Cs. Após 54 horas de simulação os níveis dos radionuclídeos, na área de influência indireta, já estão abaixo dos valores mínimos de atividade detectados pelo laboratório de monitoração ambiental da CNAAA (5,2x10 Bq/m3, 3,0x10 Bq/m3 e 2,5x10 Bq/m3), respectivamente para o 3H, 60Co e 137 Cs