PUBLICAÇÃO
Subseção V
Da Modelagem
Art. 70. Para o estudo do transporte de radionuclídeos no corpo hídrico receptor direto, deve ser adotado modelo de cálculo adequado, em condições de operação normal e de acidente
potencial, incluindo:
I - as principais premissas dos modelos, assim como suas equações básicas;
II - a justificativa da seleção do modelo, com base no tipo de descarga (superficial ou submersa), no tipo de corpo dágua (rio, estuário, reservatório, lago ou oceano), na magnitude do termo fonte, na precisão requerida e no tipo de uso da água; e
III - a modelagem da dispersão aquática, que deve ser feita com base em levantamentos decampo e informações disponíveis que considerem as características específicas do corpo dágua.
Seção IV
Da Dispersão de Material Radioativo nas Águas Subterrâneas
Art. 71. Com base na caracterização hidrogeológica requerida no art. 59, o requerente deve desenvolver um programa de estudos hidrogeológicos que permita avaliar o movimento dos radionuclídeos nas unidades hidrogeológicas.
Parágrafo único. Esse programa deve incluir investigações da migração e as características de retenção dos solos, as características de dispersão e diluição dos aquíferos, as propriedades físicas e físico-químicas do subsolo, principalmente as relacionadas aos mecanismos de transferência dos radionuclídeos na água subterrânea.
Art. 72. No Relatório do Local, deve ser apresentado o modelo de transporte de radionuclídeos nas águas subterrâneas, em condições de acidente potencial, contendo:
I - as principais premissas dos modelos, assim como suas equações básicas;
II - avaliação da dispersão, com base em levantamentos de campo e informações disponíveis, utilizando modelos de cálculo adequados que considerem as características específicas do aquífero.
Parágrafo único. O código computacional empregado para obtenção do modelo deve ser, preferencialmente, um que já tenha sido aplicado a instalações nucleares similares.
Seção V
Do Uso e Ocupação do Solo e do Uso da Água na Região
Art. 73. No Relatório do Local deve ser descrito o uso e ocupação do solo, caracterizando, em especial, as seguintes atividades:
I - instalações nucleares e radiativas;
II - instalações militares;
III - instalações industriais;
IV - instalações de aproveitamento de recursos minerais, existentes e potenciais;
V - instalações físicas e rotas de transporte, incluindo vias de transporte de material perigoso;
VI - hospitais, escolas, asilos, hotéis e penitenciárias;
VII - unidades de conservação e sítios arqueológicos, fossilíferos, culturais e históricos;
VIII - áreas de recreação;
IX - áreas agropecuárias e de culturas de subsistência, atividades pesqueiras e extrativistas;
X - oleodutos e poços de petróleo e gás natural; e
XI - represas.
§ 1º O detalhamento dos estudos a serem apresentados deve variar de acordo com a distância à(s) usina(s), de forma que, quanto mais próximo, maior deve ser o detalhamento.
§ 2º O detalhamento deve permitir uma estimativa razoável da dose potencial de radiação resultante da liberação de efluentes da(s) usina(s) da Central para o meio ambiente.
§ 3º Devem ser fornecidos mapas, em escalas adequadas, em função da distância, com a localização e a identificação das atividades listadas neste artigo.
§ 4º Devem ser levantados os programas governamentais nas esferas municipal, estadual e federal que possam interferir no empreendimento.
Art. 74. No Relatório do Local devem ser descritos os usos dos corpos dágua superficiais, para os seguintes propósitos:
I - comercial e industrial;
II - abastecimento da população local;
III - agricultura, aquicultura e pecuária;
IV - recreacional (banho, pesca e navegação); e
V - pesca comercial.
§ 1º O detalhamento dos estudos a serem apresentados deve variar de acordo com a distância à(s) usina(s), de forma que, quanto mais próximo, maior deve ser o detalhamento.
§ 2º O detalhamento deve permitir uma estimativa razoável da dose potencial de radiação no grupo crítico (ou pessoa representativa), resultante da liberação de efluentes da(s) usina(s) para o meio ambiente.
§ 3º Devem ser fornecidos mapas em diferentes escalas, em função da distância, com a localização e a identificação das atividades listadas neste artigo.
Art. 75. No Relatório do Local deve ser apresentado o inventário das fontes de água subterrânea na região, utilizadas para os seguintes propósitos:
I - abastecimento da população local;
II - agricultura, aquicultura e pecuária; e
III - comercial e industrial.
§ 1º O detalhamento dos estudos a serem apresentados deve variar de acordo com a distância à(s) usina(s), de forma que, quanto mais próximo, maior deve ser o detalhamento.
§ 2º O detalhamento deve permitir uma estimativa razoável da dose potencial de radiação no grupo crítico (ou pessoa representativa) da população, resultante da liberação de efluentes da(s)usina(s) para o meio ambiente.
§ 3º Devem ser fornecidos mapas em escalas adequadas, em função da distância, com a localização e a identificação das fontes de água subterrânea.
Seção VI
Da Distribuição da População
Art. 76. No Relatório do Local devem ser apresentados o diagnóstico e o prognóstico da distribuição da população residente e transiente na região, por faixa etária.
§ 1º Deve-se obter a distribuição da população em círculos concêntricos com centro na(s)usina(s), para as diversas direções da rosa dos ventos e distâncias.
§ 2º As projeções da população futura devem ser feitas para as datas previstas do início da construção, da operação e do descomissionamento.
§ 3º Deve-se considerar como população transiente os trabalhadores residentes em tempo parcial, participantes em atividades educacionais e recreacionais, desde que não sejam residentes permanentes.
Art. 77. O requerente deve coletar os dados demográficos para as áreas de impacto e controle e apresentá-los no Relatório do Local.
§ 1º Para a área de impacto, os raios devem ter incremento de 1 (um) km.
§ 2º Para a área de controle, os raios devem ter incremento de 10 (dez) km.
Art. 78. No Relatório do Local deve ser descrita a população que vive nas imediações da Central, em áreas densamente povoadas e centros populacionais da região, e em instituições como escolas, hospitais, asilos, prisões.
§ 1º Devem ser utilizados dados do censo demográfico mais recente da região.
§ 2º Na hipótese de os dados estarem desatualizados, realizar a extrapolação dos dados do censo para obtenção da distribuição da população atual.
§ 3º Na ausência de dados confiáveis, realizar um estudo específico para o local.
Art. 79. No Relatório do Local devem ser apresentados mapas da distribuição da população atual e futura por setores.
Parágrafo único. Destacar os principais grupamentos populacionais e cidades.
Seção VII
Da Avaliação do Impacto Radiológico Ambiental em Operação Normal
Art. 80. Deve ser apresentada, no Relatório do Local, a estimativa do impacto radiológico ambiental potencial em condições operacionais normais das usinas.
§ 1º Devem ser identificadas as vias de exposição à radiação, diretas e indiretas, considerando as características específicas da região e da população, tais como:
I - localização, características e hábitos da população; e
II - usos do solo e da água.
§ 2º Deve ser estimada a dose para os grupos mais potencialmente expostos (indivíduos do grupo crítico ou pessoa representativa), por faixa etária e vias de exposição identificadas, considerando:
I - atividade liberada no ambiente;
II - características da dispersão e diluição dos efluentes atmosféricos e aquáticos no meio ambiente; e
III - características e hábitos da população.
§ 3º Devem ser identificados outros possíveis impactos radiológicos ambientais devidos a qualquer outra instalação existente na região.
CAPÍTULO V
DA LICENÇA PRÉVIA DE LOCAL
Art. 81. Uma Licença Prévia de Local (LPL) pode ser emitida pelo Regulador, quando atendidos os requisitos desta resolução acrescidos dos descritos neste capítulo. É definida como uma licença especial para quando o Requerente deseja aprovação de um local sem possuir ainda os tipos, as potências e o número de reatores nucleares da Central Nuclear em pauta.
Art. 82. Uma Licença Prévia de Local (LPL) exige que o Requerente apresente um Envelope de Parâmetros de Segurança (EPS) da Central, que deve conter, no mínimo:
I - uma lista descritiva de todos os tipos de reatores nucleares e suas respectivas potências a serem considerados pelo Requerente como passíveis de serem futuramente escolhidos de forma definitiva para a composição da Central. Os reatores dessa lista são aqui denominados reatores listados;
II - todos os requisitos estabelecidos nos artigos 63 e 64 calculados para todos os tipos de reatores listados, e as simulações de acidentes devem incluir os mais graves acidentes postulados de cada um dos tipos listados;
III - o número máximo de reatores nucleares a serem pretendidos pelo requerente como passível de inclusão no projeto da Central;
IV - o cálculo da Área de Exclusão (AE) para a LPL deverá incluir os cálculos para o número máximo de reatores listados pelo Requerente na solicitação da LPL;
V - uma análise de acidentes de base de projeto (ABP) de todos os tipos de reatores listados já realizada previamente pelo fabricante, fornecedor, órgão regulador de outro país ou instituição científica de reconhecida competência pelo Regulador brasileiro;
VI - uma análise de acidentes considerando condições estendidas de projeto, considerando acidente severo; e
VII - a potência máxima somada de todos os reatores listados, considerando o número máximo de reatores previsto para o local.
Art. 83. A LPL terá validade de 5 anos a partir do momento de sua emissão pelo Regulador.
Art. 84. Após a definição dos tipos de reatores, sua quantidade na Central e suas respectivas potências pelo Requerente, este deverá revisar o Relatório do Local de modo a atender os requisitos de uma licença convencional e requerer uma Aprovação de Local padrão tal como definida nesta resolução.
CAPÍTULO VI
REQUISITOS ESPECÍFICOS PARA REATORES NUCLEARES MODULARES PEQUENOS E MICRORREATORESNUCLEARES
Art. 85. O Relatório do Local de reatores modulares pequenos e microrreatores devem atender aos requisitos estabelecidos nesta resolução.
Art. 86. O Relatório do Local para as instalações de RNMP Multi-módulos, em complemento ao art. 6º, deve:
I - apresentar uma análise de risco onde um acidente em qualquer dos reatores possa causar impactos nos demais reatores no mesmo local, podendo gerar uma cadeia de acidentes na instalação;
II - apresentar uma análise de acidentes com causa de falha comum.
Art. 87. O Relatório do Local para os RNMP e para os MRN deve apresentar uma análise de segurança sobre o potencial impacto da falta de suprimento de energia externa alternativa disponível para a instalação.
Art. 88. O Relatório do Local para os RNMP e para os MRN deve apresentar uma análise de risco em relação ao impacto da logística para o suprimento de material nuclear, material não nuclear e recursos humanos para a instalação.
Art. 89. Para o caso de instalação nuclear acoplada a uma instalação não nuclear, o Relatório do Local para os RNMP deve apresentar uma análise de risco do impacto de acidentes de qualquer das instalações na outra.
Art. 90. O Relatório do Local para os RNMP e para os MRN deve apresentar uma análise de segurança do impacto do descomissionamento no sítio.
CAPÍTULO VII
DAS MEDIDAS PARA ADEQUAÇÃO DE LOCAL
Art. 91. Caso os estudos, levantamentos ou análises apontem que o local apresenta características que não atendem a requisitos desta resolução, mas o requerente entenda que é possível adequar o local por meio de obras ou outras medidas cabíveis, estas devem ser apresentadas com um nível de informação que seja suficiente para o entendimento da solução escolhida para a adequação e as bases de projeto que serão adotadas, sem, contudo, necessidade de detalhamento do projeto ou das medidas adotadas.
Art. 92. As soluções para cada caso devem ser apresentadas nos respectivos capítulos do Relatório do Local e listadas em item específico na introdução do mesmo, com a devida correlação aos itens do Relatório do Local que detalham as mesmas.
Art. 93. A aprovação do local não se constitui em aprovação do projeto das soluções para a adequação de que trata o Art. 86, sendo a implementação satisfatória das mesmas condicionantes para as demais etapas do licenciamento.
CAPÍTULO VIII
DA GARANTIA DA QUALIDADE
Art. 94. O requerente deve estabelecer um Programa de Garantia da Qualidade em conformidade com resolução específica, abrangendo as investigações, análises e atividades de engenharia realizadas nos diferentes estágios da avaliação do local.
§ 1º O programa de garantia da qualidade deve englobar a organização, o planejamento, o controle dos trabalhos, a qualificação e treinamento do pessoal, documentação e verificação das atividades para assegurar que a qualidade requerida para os trabalhos seja alcançada.
§ 2º Os resultados das investigações e estudos devem ser documentados em detalhes suficientes para permitir uma avaliação independente.
§ 3º Os registros de todas as atividades realizadas para a avaliação do local devem ser mantidos durante toda a vida da(s) usina(s) da Central, da operação até a conclusão do descomissionamento, abrangendo a utilização futura da área, conforme a Autorização para Descomissionamento.
CAPÍTULO IX
DAS DISPOSIÇÕES FINAIS
Art. 95. A análises e caracterização do local devem ser atualizadas ou revalidadas por ocasião da submissão de requerimento para Licença de Construção e, após a Autorização para Operação, a cada 10 anos, dentro da Reavaliação Periódica de Segurança.
Parágrafo único. A atualização ou revalidação para a Licença de Construção pode ser dispensada caso a Aprovação do local tenha sido emitida pela Autoridade Nacional de Segurança Nuclear (ANSN) há menos de 5 anos.
Art. 96. Cada solicitante de uma Aprovação de Local deve proteger as informações de salvaguardas contra divulgação não autorizada, conforme aplicável.
Art. 97. Fica revogada a Resolução CNEN 09/1969, publicada no DOU em 31 de julho de1969.
Art. 98. Esta resolução entra em vigor na data de sua publicação no DOU.
ANEXO
Tabela - Comprimento mínimo de falha geológica em função da distância ao local
Distância ao local(km) | Comprimentomínimo(km)* |
0 < d £30 | 1,6 |
30 < d £80 | 8 |
80 < d £160 | 16 |
160 < d£ 240 | 32 |
240 < d£ 320 | 64 |
*Comprimento mínimo da falha geológica a ser considerado na definição do Sismo de Desligamento Seguro
Alessandro Facure Neves de Salles Soares
Diretor-Presidente
Ailton Fernando Dias
Membro
Lorena Pozzo
Membro