PERGUNTA ESCRITA E-2892/02

apresentada por Erik Meijer (GUE/NGL) à Comissão

(14 de Outubro de 2002)

Objecto: Perigo de rotura das condutas de arrefecimento do Reactor de Alto Fluxo de Petten (Países Baixos) e a não execução de medidas para impedir este perigo

1. A Comissão tem conhecimento dos relatos publicados em diversos meios de comunicação neerlandeses, segundo os quais as condutas de entrada primárias do sistema de arrefecimento do

Reactor de Alto Fluxo (HFR) de Petten (Países Baixos) de cuja licença a Comissão é titular estão sob grande tensão e poderão sofrer roturas, o que faria secar e derreter o núcleo do reactor e provocaria a contaminação radioactiva da zona em redor?

2. A Comissão sabe que o perigo de rotura é agravado pelas perfurações com vista à prospecção de gás natural na zona em redor, as quais poderão provocar abatimentos por baixo do complexo nuclear, que assenta em dunas?

3. A Comissão confirma que os riscos decorrentes de uma rotura nas condutas já tinham sido assinalados em 1985, que é relativamente fácil eliminar estes riscos, que em 1994 foi proposta uma adaptação técnica visando remediar uma eventual rotura nas condutas mas que esta proposta ainda não foi executada, devido ao argumento polémico de que as condutas provavelmente poderiam resistir a terramotos?

4. A Comissão sabe por que motivo ao contrário das condutas de entrada as condutas de descarga de arrefecimento primárias foram efectivamente equipadas com um dispositivo destinado a remediar as consequências de uma eventual rotura?

5. A Comissão sabe que o sistema de arrefecimento primário foi concebido para um reactor de 20 megawatt e um fluxo de arrefecimento de 2 750 m3/hora mas que desde 1970 o reactor funciona a uma potência de 45 megawatt e um fluxo de arrefecimento de 4 150 m3/hora? As especificações de concepção do sistema de arrefecimento primário são suficientes para resistir a este forte aumento do fluxo de arrefecimento e às ressonâncias daí decorrentes?

6. O reconhecimento do problema descrito nas perguntas anteriores faz parte da avaliação resultante da visita efectuada ao reactor pela Agência Internacional de Energia Atómica (AIEA), de 3 a 8 de Março de 2002, e das recomendações elaboradas nesse contexto com vista a melhorar o sistema de gestão da segurança, bem como da revisão fundamental da autorização ali referida? Estas recomendações foram entretanto aplicadas?

7. Como se poderá eliminar de forma duradoura o receio de acidentes no sistema de arrefecimento? Qual será o contributo da Comissão para ajudar a concretizar este objectivo?

Resposta dada pelo Comissário Busquin em nome da Comissão

(3 de Dezembro de 2002)

1. A Comissão está ao corrente dos diversos relatos publicados nos meios de comunicação sobre os cenários de acidentes com o sistema de arrefecimento do reactor de alto fluxo (HFR) e suas eventuais consequências.

2. A Comissão tem conhecimento da subsidência da piscina do reactor. Este fenómeno traduz-se numa diferença de 1 centímetro (cm) na cota do perímetro da piscina que data de há trinta anos e, desde então, não se agravou. Além disso, o reactor foi concebido de forma a suportar a subsidência.

3. Aproveitando a actual reavaliação decenal de segurança, que teve início em 2001, a Comissão concordou com as autoridades de segurança no sentido de completar a análise de segurança com análise de um cenário de acidente provocado por uma grande rotura com perda de líquido refrigerante. Esta análise deverá ser finalizada e apresentada às autoridades competentes em meados de 2003. Tais cenários já foram avaliados a nível interno pelo pessoal da empresa que explorava o HFR em meados da década de oitenta e início da década de noventa, sendo descritos como cenário Veldman. Geralmente, esse cenário é considerado acidente de referência com reactores a água pressurizada, mas não tinha sido incluído no projecto de base do HFR em funcionamento com pressão e temperatura muito inferiores.

4. Os sistemas de emergência actualmente instalados no HFR registam diferenças ao nível das condutas de entrada e de descarga pois têm em conta a geometria do circuito primário e a localização da bomba primária.

5. O aumento da potência do HFR de 20 megawatt (Mw) para 45 Mw obteve o total acordo das autoridades de segurança e a licença de exploração do reactor foi alterada em 1970 para esse efeito.

6. O problema referido nas perguntas acima colocadas não foi considerado na avaliação efectuada pela Agência Internacional da Energia Atómica (AIEA) entre 3 de Março de 2002 e 8 de Março de 2002. Nessa avaliação, foram considerados os procedimentos de segurança do reactor e a formação do pessoal nessa matéria. As recomendações da AIEA não se referem à melhoria do sistema de segurança propriamente dito. A aplicação dessas recomendações está a ser executada em conformidade com o plano previsto e em contacto estreito com as autoridades de segurança. A revisão decenal da licença, que inclui a reavaliação dos cenários de fuga de líquido refrigerante, não está relacionada com a avaliação da AIEA e teve início mais de um ano antes da avaliação da AIEA.

7. A avaliação da segurança actualmente em curso será apresentada às autoridades competentes e dará lugar à inferência das devidas conclusões. Além disso, realizam-se consultas abertas com as autoridades regionais e locais.