O Presidente da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN), no uso das atribuições que lhe confere o item IV, do art. 14, do Anexo I ao Decreto nº 5.667, publicado no Diário Oficial da União de 11 de janeiro de 2006 publicado no Diário Oficial da União em 11 de janeiro de 2006, considerando que a Licença de Construção da Unidade 3 da Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto - CNAAA 3, concedida por meio da Resolução CNEN nº 77, de 25 de maio de 2010, estabelece em sua Condicionante 2.V.d que o Requerente deverá elaborar o Capítulo 19 do Relatório Final de Análise de Segurança (RFAS) sobre Análise Probabilística de Segurança e Acidentes Severos,

Resolve:

Art. 1º Estabelecer o conteúdo e abrangência do capítulo 19 do Relatório Final de Análise de Segurança (RFAS) da Unidade 3 da Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto - CNAAA 3 que se refere à análise probabilística de segurança e acidentes severos, conforme requisitos apresentados no anexo a essa Portaria.

Art. 2º A inclusão do capítulo 19 no RFAS não desobriga o Requerente de apresentar o estudo de Análise Probabilística de Segurança (APS) completo para prévia aprovação da CNEN.

Art. 3º Esta Portaria entrará em vigor na data de sua publicação, ad referendum da Comissão Deliberativa.

ODAIR DIAS GONÇALVES

1. Introdução

A CNEN, como órgão regulador, de acordo o disposto no item III do § 1º do art. 7º da Lei nº 6.189, de 16.12.74, e em linha com a prática internacional atual, passou a exigir da organização operadora de centrais nucleares a implementação de conceitos e metodologias probabilísticas para comprovar a segurança da instalação. É prática internacional a utilização de uma metodologia de Análise Probabilística de Segurança (APS) em conjunto com a Análise de Acidentes Além da Base de Projeto por parte da organização operadora da central nuclear. São denominados Acidentes Severos os Acidentes Além da Base de Projeto que levam a uma degradação significativa do núcleo do reator.

As Normas CNEN-NE-1.04 - Licenciamento de Instalações Nucleares (2002) e CNEN-NE-1.26 - Segurança na Operação de Usinas Nucleoelétricas (1997) requerem que seja realizada uma análise de risco dentro de seu processo de licenciamento. A Norma CNEN-NE-1.04, no subitem 8.4.7, estabelece que o Requerente deve apresentar no Relatório Final de Análise de Segurança (RFAS) uma análise final e avaliação do projeto como construído, e comportamento de itens, com a finalidade de avaliar o risco para a saúde e para a segurança da população resultante da operação da instalação. Enquanto a Norma CNEN-NE-1.26 estabelece no item 20 que o Requerente deverá implementar, aplicar e permanentemente aperfeiçoar um modelo para gerenciamento do risco associado às diversas configurações operacionais, incorporar a experiência operacional específica acumulada durante um período de tempo em que esses dados sejam estatisticamente significativos e quantificar e utilizar durante a operação o impacto no risco total nos processos de tomada de decisão.

Portanto, como forma de atender a Condicionante 2.V.d da Licença de Construção da Unidade 3 da Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto (CNAAA 3), o Requerente deverá incluir no RFAS da central nuclear um Capítulo 19, relativo a APS e Acidentes Severos, conforme modelo descrito neste documento.

As diretrizes reguladoras para a APS são apresentadas na Nota Técnica da CNEN, NT-GEDRE-01/93 - "Diretrizes Reguladoras para Elaboração e Uso de Uma Análise Probabilística de Segurança (APS) de Angra 1" (1993), e no documento do órgão regulador nuclear americano, Nuclear Regulatory Commission, Regulatory Guide 1.200 - "An Approach for Determining the Technical Adequacy of Probabilistic Risk Assessment Results for Risk-Informed Activities" (Revisão 2, 2009), sendo que as mesmas, se necessário, devem ser complementadas de forma a refletir o estado da arte da metodologia.

A apresentação da avaliação de acidentes severos deve atender, no mínimo, aos requisitos dos subitens "50.34 (f) - Additional TMI Related Requirements" e "50.34 (g) Combustible Gas Control"; do "Code of Federal Regulations 10 CFR 50 - Domestic Licensing of Production and Utilization of Facilities", USA, 2010, quando aplicáveis ao projeto de Angra 3.

Em resumo, para fins de atendimento ao estabelecido no item 8.4 da Norma CNEN-NE-1.04, e à Condicionante 2.V.d da Licença de Construção da CNAAA 3, deve ser incluído no RFAS de Angra 3 o Capítulo 19 - Análise Probabilística de Segurança e Avaliação de Acidentes Severos, sendo que este terá o formato mínimo conforme apresentado a seguir. Adicionalmente, ressalta-se que a inclusão deste capítulo 19 no RFAS não desobriga o Requerente de apresentar o estudo de APS completo para prévia aprovação da CNEN.

2. Modelo para a elaboração do Capítulo 19 do RFAS da CNAAA 3 - "Análise Probabilística de Segurança e Avaliação de Acidentes Severos": Descrição dos itens e de seu conteúdo mínimo

19.1. ANÁLISE PROBABILÍSTICA DE SEGURANÇA (APS)

Esta seção deve apresentar:

(a) uma descrição da utilização da Análise Probabilística de Segurança (APS) na melhoria de projeto, bem como outras utilizações em processos orientados por risco;

(b) a Qualidade da APS;

(c) características mitigadoras e preventivas de projeto;

(d) uma análise crítica pela organização operadora com relação à APS Nível 1 e 2 considerando eventos iniciadores internos e a planta operando a plena potência, com relação à APS considerando eventos externos para operação em plena potência, operação a baixa potência e usina desligada; e

(e) conclusões.

19.1.1. Introdução

19.1.1.1. Usos e Aplicações da APS

Apresentar uma descrição dos principais aplicações orientadas por risco para APS (conforme requer o item 2.0 da NT-GEDRE-01/1993). Deve incluir a avaliação sistemática do risco associado ao projeto, à construção e à operação da central nuclear de forma a identificar: a robustez do projeto, os níveis da defesa em profundidade e a tolerância da central nuclear em relação aos acidentes severos decorrentes de eventos iniciadores internos e externos.

19.1.2. Qualidade da APS

Descrever a Qualidade da APS no contexto dos usos e aplicações identificados em 19.1.1.1.

19.1.2.1. Escopo e Objetivo da APS

Apresentar o escopo da APS, considerando as aplicações identificadas em 19.1.1.1.

19.1.2.2. Nível de Detalhe da APS

Apresentar o grau de detalhamento da APS. O grau de detalhamento é dependente do tipo de aplicação pretendida, conforme apresentado e avaliado em 19.1.1.1.

19.1.2.3. Adequação Técnica da APS

Apresentar a adequação técnica da APS desenvolvida para cumprir com os objetivos preconizados em 19.1.1.1.

19.1.2.4. Controle e Atualização da APS

Apresentar o processo de atualização contínua da APS de forma a garantir que a mesma continue refletindo a realidade da central nuclear.

19.1.3. Metodologia para Eventos Internos da APS para Operação em Potência

Apresentar a metodologia utilizada no processo de identificação e agrupamento dos eventos iniciadores, incluindo:

(1) as fontes de informações utilizadas na identificação dos eventos iniciadores;

(2) uma visão geral dos métodos utilizados para identificar os eventos iniciadores;

(3) uma lista dos principais eventos iniciadores excluídos da análise e a respectiva justificativa de não inclusão;

(4) características que distinguem os grupos de eventos iniciadores;

(5) uma lista dos eventos iniciadores e seus respectivos grupos considerados na análise; e

(6) informações sobre os resultados obtidos.

19.1.3.1. Avaliação das Sequências de Acidentes, para o Nível 1, que Resultem em Dano ao Núcleo

Apresentar a metodologia adotada para o desenvolvimento da APS Nível 1, incluindo:

(1) lista de critérios de sucesso utilizados, discussão sobre a forma de sua determinação, e identificação dos códigos termohidráulicos utilizados;

(2) lista de sistemas incluídos no modelo da APS e suas funções, identificando as dependências funcionais;

(3) delineamento dos estados finais considerados; e

(4) apresentação de um resumo das sequências de acidentes modeladas na APS.

19.1.3.2. Análise de Dados e de Falha de Causa Comum

Apresentar os métodos utilizados e resultados obtidos com relação à base de dados desenvolvida, incluindo:

(1) as fontes de dados de falha;

(2) métodos utilizados para combinar os dados genéricos com os dados específicos; e

(3) comparação da base de dados resultante com outras bases de dados existentes.

19.1.3.3. Análise dos Sistemas

Apresentar os métodos utilizados e resultados obtidos com relação à modelagem dos sistemas, incluindo:

(1) uma breve descrição dos sistemas analisados (ou referenciar a seção do RFAS que contenha a descrição);

(2) uma descrição das fontes de informações relacionadas ao projeto da planta, sistemas e componentes utilizados na construção das árvores de falhas (ex. RFAS, Manual de Treinamento);

(3) uma lista dos eventos topo correspondentes incluindo condições iniciais e limites relevantes;

(4) apresentação da estrutura lógica dos eventos topo incluindo os critérios de sucesso; e

(5) uma descrição das principais hipóteses adotadas com relação ao projeto de sistemas, operação, ou respostas as condições de acidentes postulados.

19.1.3.4. Análise de Confiabilidade Humana

Apresentar a metodologia utilizada na análise da Confiabilidade Humana, incluindo:

(1) delineamento das fontes de informação para identificação ou quantificação dos erros humanos ou das ações de recuperação;

(2) uma descrição da Experiência Operacional;

(3) discussão sobre os principais tipos de ações humanas incluídas na análise;

(4) métodos utilizados na quantificação dos eventos de ações humanas; e

(5) métodos utilizados na incorporação das ações humanas ou dos efeitos destas sobre os modelos lógicos.

19.1.3.5. Análise de Sensibilidade e Incertezas

Apresentar a Análise de Sensibilidade e Incertezas, incluindo:

(1) um resumo dos métodos utilizados para identificação, análise e verificação das implicações da incerteza nos dados e nos modelos;

e (2) uma demonstração de que a análise de incerteza realizada foi orientada e de forma apropriada segundo os objetivos identificados no item 19.1.1.1.

19.1.3.6. Metodologia para a APS Nível 2

Apresentar uma discussão sobre a interface Nível 1-2, isto é, entre a avaliação de dano ao núcleo (APS Nível 1) e a modelagem e os fenômenos/processos físicos, critérios de sucesso, classes de acidentes e categorias de liberação, e a pressão máxima admissível para a contenção (APS Nível 2).

19.1.4. Metodologia Utilizada para Inclusão dos Eventos Iniciadores:

Internos (Inundação e Incêndio) e Externos na APS para Operação em Potência

Apresentar os arranjos físicos e projeto de Estruturas, Sistemas e Componentes (ESC) que fornecem proteção contra os eventos externos e internos. A discussão apresentada deve incluir informações sobre a filosofia de projeto (ou referenciar a seção do RFAS que contenha tais informações).

19.1.4.1. Arranjo Físico da Planta

Apresentar os arranjos físicos e projeto de Estruturas, Sistemas e Componentes (ESC) que fornecem proteção contra os eventos externos e internos. A discussão apresentada deve incluir informações sobre a filosofia de projeto (ou referenciar a seção do RFAS que contenha tais informações).

19.1.4.2. Inundação Interna

Apresentar os métodos utilizados, análises realizadas e os resultados obtidos na Análise de Risco de Inundação, incluindo:

(1) metodologia e abordagem adotada, e os processos de seleção ou classificação utilizados;

(2) iniciadores, modelagem de danos, e a modelagem e análise da resposta da planta;

(3) susceptibilidade de componentes e efeitos de barreiras e sistemas de segurança; e

(4) descrição das sequências de acidentes induzidas que contribuem significativamente para o risco.

19.1.4.3. Incêndio Interno

Apresentar os métodos utilizados, análises realizadas e os resultados obtidos na Análise de Risco de Incêndio, incluindo:

(1) metodologia e abordagem adotada, e os processos de seleção ou classificação utilizados;

(2) iniciadores, modelagem de danos, e a modelagem e análise da resposta da planta;

(3) susceptibilidade de componentes e efeitos de barreiras e sistemas de segurança; e

(4) descrição das sequências de acidentes induzidas que contribuem significativamente para o risco.

19.1.4.4. Eventos Sísmicos

Apresentar os métodos utilizados, análises realizadas e os resultados obtidos na Análise de Risco de Eventos Sísmicos, incluindo:

(1) metodologia e abordagem adotada, e os processos de seleção ou classificação utilizados;

(2) iniciadores, modelagem de danos, e a modelagem e análise da resposta da planta;

(3) susceptibilidade de componentes e efeitos de barreiras e sistemas de segurança; e

(4) descrição das sequências de acidentes induzidas que contribuem significativamente para o risco.

19.1.4.5. Outros Eventos Externos

Apresentar os métodos utilizados, análises realizadas e os resultados obtidos na Análise de Risco de Outros Eventos Externos, incluindo:

(1) metodologia e abordagem adotada, bem como os processos de seleção ou classificação utilizados;

(2) susceptibilidade de componentes e efeitos de barreiras em relação aos eventos considerados;

(3) descrição das seqüências de acidentes induzidas pelos eventos considerados e que contribuem significativamente para o risco; e

(4) delineamento dos eventos que foram excluídos e suas respectivas justificativas.

19.1.5. APS de Desligamento e Baixa Potência da Planta

19.1.5.1. Escopo da Análise do Modo Operacional de Baixa Potência e de Desligamento (LPSD)

Apresentar o escopo da Análise do Modo Operacional de Baixa Potência e de Desligamento (LPSD), incluindo informações sobre os POSs (Estados Operacionais da Planta) relacionados a: Prontidão, Desligado Quente, Desligado Frio, Despressurizado Frio, Reabastecimento e Partida.

19.1.5.2. Estados de Operação da Planta

Apresentar o processo utilizado na identificação de um conjunto razoável de POSs incluídos na avaliação.

19.1.5.3. Eventos Iniciadores Selecionados para LPSD

Apresentar o processo utilizado para a seleção e classificação dos eventos iniciadores para a análise LPSD.

19.1.5.4. Critérios de Sucesso para LPSD

Apresentar os principais critérios de sucesso utilizados com base nas ações e sistemas necessários para prevenir a ocorrência do processo de ebulição no Sistema de Refrigeração do Reator com consequente efeito indesejado de que o núcleo fique descoberto. A discussão deve incluir informações de tempo de resposta e tipo de resposta de sistemas.

19.1.5.5. Análises de Sistemas para LPSD

Apresentar a modelagem de sistemas e as hipóteses adotadas.

19.1.5.6. Confiabilidade Humana para LPSD

Apresentar a modelagem da confiabilidade humana utilizada.

A discussão deve incluir aspectos relacionados: às especificações técnicas, ao controle e planejamento de parada, ao treinamento do operador, e aos procedimentos de resposta a emergência.

19.1.6. Uma análise crítica dos Resultados da APS para Operação em Potência e da APS de LPSD

Apresentar os principais resultados obtidos, incluindo:

(1) frequência de Danos ao Núcleo (FDN);

(2) principais sequências de acidentes;

(3) descrição dos processos/fenômenos físicos relacionados aos acidentes severos;

(4) definição das categorias de liberações ou classes de acidentes; e

(5) caracterização do desempenho da contenção.

A apresentação desses resultados deve abranger, no mínimo, os seguintes itens:

19.1.6.1.Uma análise crítica dos Resultados da APS Nível 1 e Nível 2 para Eventos Internos;

19.1.6.2.Uma análise crítica dos Resultados da APS Nível 1 e Nível 2 para Eventos Externos;

19.1.6.3.Uma análise crítica dos Resultados da APS de LPSD.

19.1.7. Características Especiais do Projeto ou Operacionais

Esta subseção deve apresentar as características (ou dispositivos) especiais de projeto e operacionais incorporadas, destinadas a melhorar a segurança da central, reduzindo assim o risco em relação ao seu projeto original.

19.1.7.1. Características de Projeto ou Operacionais para a Prevenção da Ocorrência de Danos ao Núcleo

Apresentar as principais características preventivas que visam a:

(1) minimizar o início dos transitórios;

(2) interromper a sequência iniciada de transitórios; e

(3) prevenção da ocorrência de acidentes severos (dano ao núcleo).

19.1.7.2. Características de Projeto ou Operacionais para Mitigação das Consequências dos Danos ao Núcleo e Prevenção da Ocorrência de liberações a partir da Contenção

Apresentar as principais características preventivas que visam a interromper a sequência de ocorrência de eventos de dano ao núcleo e manter a integridade tanto do vaso do reator quanto do limite de pressão da contenção, quando exequíveis.

19.1.7.3. Características de Projeto ou Operacionais para Mitigação das Consequências das Liberações a partir da Contenção

Apresentar as características preventivas que visam a interromper a liberação a partir da contenção, quando exequíveis.

19.2. AVALIAÇÃO DE ACIDENTES SEVEROS

Descrever as características do projeto para prevenir e mitigar acidentes severos. Essa descrição deve abordar as características relacionadas à prevenção (acidente postulado com falha do desligamento do reator, operação com inventário reduzido, perda de alimentação elétrica, proteção contra incêndio, e acidente de perda de refrigerante por sistemas de interface) e à mitigação (geração e controle do hidrogênio, atuação da contenção, penetrações da contenção dedicadas e funcionabilidade dos equipamentos).

19.2.1. Introdução

Apresentar a abordagem para resolver as questões relacionadas a Acidentes Severos.

19.2.2. Prevenção de Acidentes Severos

Apresentar uma avaliação determinística para mostrar como as características preventivas de acidentes severos da central nuclear abordariam os seguintes eventos:

i - acidente postulado com falha do desligamento do reator;

ii - operação da central nuclear com inventário reduzido (em caso de perda do sistema de remoção de calor residual);

iii - perda de alimentação elétrica interna e/ou externa;

iv - proteção contra incêndio;

v - acidente de perda de refrigerante por sistemas de interface (em caso de falha de isolamento entre o sistema e o contorno pressurizado);

Adicionalmente, devem ser descritas outras características preventivas relacionadas a acidentes severos.

19.2.3. Mitigação de Acidentes Severos

Esta subseção deve:

a) apresentar uma visão geral do projeto da contenção;

b) descrever a progressão de acidentes severos;

c) descrever as características de mitigação de acidentes severos para resfriamento do vaso do reator, geração e controle de hidrogênio, desvios (bypass) da contenção (incluindo ruptura de tubo do gerador de vapor e perda de refrigerante por sistemas de interface) e funcionabilidade dos equipamentos.

Adicionalmente, devem ser descritas outras características mitigadoras relacionadas a acidentes severos.

19.2.4. Capacidade de Atuação da Contenção

Abordar os objetivos da contenção e seus sistemas visando à prevenção e mitigação de acidentes severos.

19.2.5. Gerenciamento de Acidentes Severos

Descrever o Programa de Gerenciamento de Acidentes Severos desenvolvido para nortear as medidas operacionais que permitam uma resposta mais eficaz em um cenário de Acidentes Severos. Este programa deve implicar no desenvolvimento de um Guia de Gerenciamento de Acidentes específico para a central nuclear, que deve abordar as medidas necessárias a serem adotadas para:

a) evitar danos ao núcleo do reator;

b) interromper a sequência de dano ao núcleo de tal forma que o núcleo (parte estrutural do núcleo) seja mantido dentro do vaso do reator;

c) manter a integridade da contenção tanto quanto possível; e

d) minimizar quaisquer vazamentos para o ambiente.

19.2.6. Considerações em Relação à Melhoria de Projeto de acordo com o Item 10CFR50.34 (f)

Apresentar as melhorias do projeto da central nuclear que se encontram estabelecidas nº 10CFR50.34 (f), elaboradas após o acidente de TMI, quando aplicáveis ao projeto da central nuclear.

19.3. QUALIFICAÇÃO DA METODOLOGIA DE CÁLCULO DA APS E DA AVALIAÇÃO DE ACIDENTES SEVEROS

Apresentar, em detalhes, as ferramentas (metodologias e códigos computacionais) para o desenvolvimento da APS e da Análise de Acidentes Severos, assim como, a descrição dos procedimentos empregados para a sua validação.

19.4. RESULTADOS E CONCLUSÕES

Apresentar as principais conclusões advindas dos resultados obtidos com a análise de segurança apresentada neste capítulo.

19.5. REFERÊNCIAS

Apresentar a lista completa dos documentos referenciados no Capítulo 19 do RFAS.