Accidente de Three Mile Island

El accidente de Three Mile Island fue una fusión parcial del reactor de la Unidad 2 (TMI-2) de Three Mile Island en el río Susquehanna en Londonderry Township, Pensilvania, cerca de Harrisburg, la capital de Pensilvania. Comenzó a las 4 a. m. del 28 de marzo de 1979. Es el accidente más importante en la historia de una planta de energía nuclear comercial de EE. UU. En la Escala Internacional de Sucesos Nucleares de siete puntos, tiene una calificación de Nivel 5: Accidente con consecuencias más amplias.

El accidente comenzó con fallas en el sistema secundario no nuclear seguido de una válvula de alivio operada por piloto (PORV) que se atascó y se abrió en el sistema primario que permitió que escaparan grandes cantidades de refrigerante del reactor nuclear. Las fallas mecánicas se vieron agravadas por la incapacidad inicial de los operadores de la planta para reconocer la situación como un accidente por pérdida de refrigerante (LOCA). La capacitación y los procedimientos de TMI dejaron a los operadores y la gerencia mal preparados para el deterioro de la situación. Durante el evento, estas insuficiencias se vieron agravadas por fallas de diseño, incluidos instrumentos y controles colocados de manera inconveniente, el uso de múltiples alarmas similares y una falla del equipo para indicar claramente el nivel de inventario de refrigerante o la posición del PORV atascado.

El accidente cristalizó las preocupaciones de seguridad antinucleares entre los activistas y el público en general, y resultó en nuevas regulaciones para la industria nuclear. Se ha citado como contribuyente al declive de un nuevo programa de construcción de reactores, una desaceleración que ya estaba en marcha en la década de 1970. La fusión parcial resultó en la liberación de gases radiactivos y yodo radiactivo al medio ambiente.

Activistas del movimiento antinuclear expresaron su preocupación por los efectos del accidente en la salud regional. Algunos estudios epidemiológicos que analizaron la tasa de cáncer en el área y sus alrededores desde el accidente determinaron que hubo un aumento estadísticamente significativo en la tasa de cáncer, mientras que otros estudios no lo hicieron. Debido a la naturaleza de tales estudios, es difícil probar una conexión causal que vincule el accidente con el cáncer.

La limpieza en TMI-2 comenzó en agosto de 1979 y finalizó oficialmente en diciembre de 1993, con un costo total de alrededor de mil millones de dólares (equivalente a dos mil millones de dólares en 2021). Mientras tanto, TMI-1 se cerró en 2019 debido a pérdidas operativas y se está desmantelando a un costo estimado de $ 1.2 mil millones. Se espera que el desmantelamiento se complete en 2079.

Accidente

Antecedentes

En las horas de la noche antes del incidente, el reactor TMI-2 estaba funcionando al 97 % de su potencia, mientras que el reactor TMI-1 compañero se apagó para recargar combustible. La cadena principal de eventos que condujeron a la fusión parcial del núcleo el miércoles 28 de marzo de 1979 comenzó a las 4:00:37 a. m. EST en el circuito secundario de TMI-2, uno de los tres circuitos principales de agua/vapor en un reactor de agua (PWR).

La causa inicial del accidente ocurrió 11 horas antes, durante un intento de los operadores de reparar un bloqueo en uno de los ocho pulidores de condensado, los filtros sofisticados que limpian el agua del circuito secundario. Estos filtros están diseñados para evitar que los minerales y las impurezas del agua se acumulen en los generadores de vapor y para disminuir las tasas de corrosión en el lado secundario.

Las obstrucciones son comunes con estos filtros de resina y generalmente se solucionan fácilmente, pero en este caso, el método habitual de expulsar la resina atascada con aire comprimido no tuvo éxito. Los operadores decidieron soplar el aire comprimido en el agua y dejar que la fuerza del agua limpiara la resina. Cuando expulsaron la resina, una pequeña cantidad de agua se abrió paso a través de una válvula de retención atascada y encontró su camino hacia una línea de aire del instrumento. Eventualmente, esto haría que las bombas de agua de alimentación, las bombas de refuerzo de condensado y las bombas de condensado se apagaran alrededor de las 4:00 a. m., lo que, a su vez, provocaría un disparo de la turbina.

Recalentamiento del reactor y mal funcionamiento de la válvula de alivio

Dado que los generadores de vapor ya no recibían agua de alimentación, la transferencia de calor desde el sistema de refrigeración del reactor (RCS) se redujo considerablemente y la temperatura del RCS aumentó. El refrigerante que se calentaba rápidamente se expandió y entró en el presurizador, comprimiendo la burbuja de vapor en la parte superior. Cuando la presión del RCS aumentó a 2255 psi (155,5 bar), la válvula de alivio operada por piloto (PORV) se abrió, liberando vapor a través de la tubería al tanque de drenaje de refrigerante del reactor (RCDT) en el sótano del edificio de contención. La presión del RCS siguió aumentando, alcanzando el punto de ajuste de disparo de alta presión del sistema de protección del reactor (RPS) de 2355 psi (162,4 bar) ocho segundos después del disparo de la turbina. El reactor se disparó automáticamente, sus barras de control cayeron en el núcleo por gravedad, deteniendo la reacción nuclear en cadena y deteniendo el calor generado por la fisión. Sin embargo, el reactor continuó generando calor de decaimiento, inicialmente equivalente a aproximadamente el 6% del nivel de potencia previo al viaje. Debido a que la turbina ya no usaba vapor y no se suministraba alimentación a los generadores de vapor, la eliminación de calor del circuito de agua principal del reactor se limitaba a vaporizar la pequeña cantidad de agua que quedaba en el lado secundario del vapor. generadores al condensador mediante válvulas de derivación de turbina.

Cuando las bombas de agua de alimentación se dispararon, tres bombas de agua de alimentación de emergencia se pusieron en marcha automáticamente. Un operador notó que las bombas estaban funcionando, pero no notó que una válvula de bloqueo estaba cerrada en cada una de las dos líneas de agua de alimentación de emergencia, bloqueando el flujo de alimentación de emergencia a ambos generadores de vapor. Las luces de posición de la válvula para una válvula de bloque estaban cubiertas por una etiqueta amarilla de mantenimiento. Se desconoce la razón por la que el operador no vio las luces de la segunda válvula, aunque una teoría es que su propia barriga grande la ocultó de su vista. Es posible que las válvulas se hayan dejado cerradas durante una prueba de vigilancia dos días antes. Con las válvulas de bloqueo cerradas, el sistema no pudo bombear agua. El cierre de estas válvulas fue una violación de una regla clave de la Comisión Reguladora Nuclear (NRC), según la cual el reactor debe apagarse si todas las bombas de alimentación auxiliares están cerradas por mantenimiento. Esto fue señalado más tarde por los funcionarios de la NRC como una falla clave.

Después de que el reactor se disparó, las válvulas de vapor del sistema secundario operaron para reducir la temperatura y la presión del generador de vapor, enfriando el RCS y bajando la temperatura del RCS, según lo diseñado, lo que resultó en una contracción del refrigerante primario. Con la contracción del refrigerante y la pérdida de refrigerante a través de la PORV abierta, la presión del RCS cayó al igual que el nivel del presurizador después de alcanzar su punto máximo quince segundos después del disparo de la turbina. Además, quince segundos después del disparo de la turbina, la presión del refrigerante había caído a 2205 psi (152,0 bar), el punto de ajuste de reinicio para el PORV. La energía eléctrica al solenoide de la PORV se cortó automáticamente, pero la válvula de alivio se quedó abierta y se siguió liberando agua refrigerante.

En las investigaciones posteriores al accidente, la indicación de la PORV fue una de las muchas fallas de diseño identificadas en las instrucciones del operador. controles, instrumentos y alarmas. No hubo indicación directa de la posición real de la válvula. Una luz en un panel de control, instalada después de que el PORV se quedara abierto durante la prueba de arranque, se encendió cuando se abrió el PORV. Cuando esa luz, etiquetada como Luz encendida - RC-RV2 abierta, se apagó, los operadores creyeron que la válvula estaba cerrada. De hecho, la luz, cuando estaba encendida, solo indicaba que el solenoide de la válvula piloto PORV estaba activado, no el estado real de la PORV. Mientras que la válvula de alivio principal estaba atascada abierta, los operadores creyeron que la lámpara apagada significaba que la válvula estaba cerrada. Como resultado, no diagnosticaron correctamente el problema durante varias horas.

Los operadores no habían sido capacitados para comprender la naturaleza ambigua del indicador de la válvula de alivio operada por piloto y para buscar una confirmación alternativa de que la válvula de alivio principal estaba cerrada. Un indicador de temperatura aguas abajo, cuyo sensor estaba ubicado en el tubo de escape entre la válvula de alivio operada por piloto y el tanque de alivio del presurizador, podría haber insinuado una válvula atascada si los operadores hubieran notado su lectura más alta de lo normal. Sin embargo, no formaba parte del "grado de seguridad" conjunto de indicadores diseñados para usarse después de un incidente, y el personal no había sido capacitado para usarlo. Su ubicación detrás del panel de instrumentos de siete pies de alto también significaba que estaba efectivamente fuera de la vista.

Despresurización del sistema de refrigeración del reactor primario

Menos de un minuto después del comienzo del evento, el nivel del agua en el presurizador comenzó a subir, aunque la presión del RCS estaba cayendo. Con el PORV atascado abierto, se perdía refrigerante del RCS, un accidente por pérdida de refrigerante (LOCA). Los síntomas esperados de una LOCA fueron caídas tanto en la presión del RCS como en el nivel del presurizador. Los operadores' los procedimientos de capacitación y planta no cubrieron una situación en la que los dos parámetros iban en direcciones opuestas. El nivel de agua en el presurizador estaba aumentando porque el vapor en el espacio en la parte superior del presurizador se ventilaba a través de la PORV atascada, lo que reducía la presión en el presurizador debido a la pérdida de inventario. La reducción de la presión en el presurizador hizo que entrara agua del circuito de refrigerante y creó una burbuja de vapor en la cabeza del recipiente de presión del reactor, con la ayuda del calor de descomposición del combustible. Esta burbuja de vapor era invisible para los operadores y este mecanismo no había sido entrenado. Las indicaciones de niveles altos de agua en el presurizador contribuyeron a la confusión, ya que a los operadores les preocupaba que el circuito primario se 'sólida' (es decir, no existiera una bolsa de vapor en el presurizador) que en el entrenamiento se les había indicado que hicieran. nunca permitas Esta confusión fue un factor clave en la falla inicial en reconocer el accidente como LOCA y llevó a los operadores a apagar las bombas de enfriamiento de emergencia del núcleo, que se habían puesto en marcha automáticamente después de que la válvula de alivio operada por piloto se atascara y comenzara la pérdida de refrigerante del núcleo, debido a los temores el sistema estaba siendo sobrellenado.

Con la válvula de alivio operada por piloto aún abierta, el tanque de alivio del presurizador que recogía la descarga de la válvula de alivio operada por piloto se sobrellenó, lo que provocó que el sumidero del edificio de contención se llenara y sonara una alarma a las 4:11 a. m. Esta alarma, junto con temperaturas más altas de lo normal en la línea de descarga de la válvula de alivio operada por piloto y temperaturas y presiones del edificio de contención inusualmente altas, eran indicaciones claras de que había un accidente continuo por pérdida de refrigerante, pero estas indicaciones fueron inicialmente ignoradas por los operadores. A las 4:15 a. m., el diafragma de alivio del tanque de alivio del presurizador se rompió y el refrigerante radiactivo comenzó a filtrarse hacia el edificio de contención general. Este refrigerante radiactivo se bombeó desde el sumidero del edificio de contención a un edificio auxiliar, fuera de la contención principal, hasta que las bombas del sumidero se detuvieron a las 4:39 a. m.

Fusión parcial y mayor liberación de sustancias radiactivas

Alrededor de las 5:20 a.m., después de casi 80 minutos con una burbuja de vapor creciente en la cabeza del recipiente de presión del reactor, las cuatro bombas de refrigerante del reactor principal del circuito primario comenzaron a cavitar cuando una mezcla de agua y burbujas de vapor, en lugar de agua, pasó a través de ellos. Las bombas se apagaron y se creía que la circulación natural continuaría con el movimiento del agua. El vapor en el sistema impidió el flujo a través del núcleo y, cuando el agua dejó de circular, se convirtió en vapor en cantidades cada vez mayores. Poco después de las 6:00 am, la parte superior del núcleo del reactor quedó expuesta y el intenso calor provocó una reacción entre el vapor que se formaba en el núcleo del reactor y la barra de combustible nuclear de zircaloy. revestimiento, produciendo dióxido de circonio, hidrógeno y calor adicional. Esta reacción derritió el revestimiento de la barra de combustible nuclear y dañó las pastillas de combustible, que liberaron isótopos radiactivos al refrigerante del reactor y produjeron gas hidrógeno que se cree que causó una pequeña explosión en el edificio de contención más tarde esa tarde.

A las 6:00 a. m. hubo un cambio de turno en la sala de control. Un recién llegado notó que la temperatura en el tubo de escape de la válvula de alivio operada por piloto y en los tanques de retención era excesiva, y usó un respaldo — llamado "bloque válvula": para cerrar la ventilación del refrigerante a través de la válvula de alivio operada por piloto, pero ya se habían filtrado alrededor de 32 000 galones estadounidenses (120 000 L) de refrigerante del circuito principal. No fue hasta las 6:45 a.m., 165 minutos después del inicio del problema, que se activaron las alarmas de radiación cuando el agua contaminada llegó a los detectores; en ese momento, los niveles de radiación en el agua refrigerante principal eran alrededor de 300 veces los niveles esperados y el edificio de contención general estaba seriamente contaminado.

Declaración de emergencia y secuelas inmediatas

A las 6:56 a. m., un supervisor de la planta declaró una emergencia en el área del sitio y, menos de 30 minutos después, el gerente de la estación, Gary Miller, anunció una emergencia general. Metropolitan Edison (Met Ed) notificó a la Agencia de Manejo de Emergencias de Pensilvania (PEMA), que a su vez se puso en contacto con las agencias estatales y locales, el gobernador Richard L. Thornburgh y el vicegobernador William Scranton III, a quienes Thornburgh asignó la responsabilidad de recopilar y reportar información sobre el accidente. La incertidumbre de los operadores de la planta se reflejó en declaraciones fragmentarias, ambiguas o contradictorias hechas por Met Ed a las agencias gubernamentales y a la prensa, particularmente sobre la posibilidad y la gravedad de las emisiones de radiactividad fuera del sitio. Scranton realizó una conferencia de prensa en la que se mostró tranquilizador, aunque confuso, sobre esta posibilidad, afirmando que aunque hubo una "pequeña liberación de radiación... ningún aumento en los niveles normales de radiación" había sido detectado. Estos fueron contradichos por otro funcionario y por declaraciones de Met Ed, quienes afirmaron que no se había liberado radiactividad. De hecho, las lecturas de los instrumentos en la planta y los detectores fuera del sitio habían detectado emisiones de radiactividad, aunque a niveles que era poco probable que amenazaran la salud pública mientras fueran temporales y siempre que se mantuviera la contención del reactor entonces altamente contaminado.

Enfadados porque Met Ed no les había informado antes de realizar una descarga de vapor de la planta y convencidos de que la empresa estaba minimizando la gravedad del accidente, los funcionarios estatales recurrieron a la NRC. Después de recibir noticias del accidente de Met Ed, la NRC activó su sede de respuesta de emergencia en Bethesda, Maryland, y envió miembros del personal a Three Mile Island. El presidente de la NRC, Joseph Hendrie, y el comisionado Victor Gilinsky inicialmente vieron el accidente como un "motivo de preocupación pero no de alarma". Gilinsky informó a los periodistas y miembros del Congreso sobre la situación e informó al personal de la Casa Blanca, y a las 10:00 a. m. se reunió con otros dos comisionados. Sin embargo, la NRC enfrentó los mismos problemas para obtener información precisa que el estado, y se vio obstaculizada aún más por su mala preparación organizativa para hacer frente a las emergencias, ya que carecía de una estructura de mando clara y tampoco tenía la autoridad para decirle a la empresa de servicios públicos qué hacer u ordenar una evacuación del área local.

En un artículo de 2009, Gilinsky escribió que tomó cinco semanas enterarse de que 'los operadores del reactor habían medido las temperaturas del combustible cerca del punto de fusión'. Además, escribió: "Durante años no supimos, hasta que se abrió físicamente la vasija del reactor, que cuando el operador de la planta llamó a la NRC alrededor de las 8:00 a. m., aproximadamente la mitad del combustible de uranio se había ya derretido."

Todavía no estaba claro para el personal de la sala de control que los niveles de agua del circuito principal eran bajos y que más de la mitad del núcleo estaba expuesto. Un grupo de trabajadores tomó lecturas manuales de los termopares y obtuvo una muestra de agua del circuito primario. Siete horas después de la emergencia, se bombeó agua nueva al circuito principal y se abrió la válvula de alivio de respaldo para reducir la presión y poder llenar el circuito con agua. Después de 16 horas, las bombas del circuito principal se encendieron nuevamente y la temperatura central comenzó a descender. Una gran parte del núcleo se había derretido y el sistema seguía siendo peligrosamente radiactivo.

Al día siguiente del accidente, el 29 de marzo, los operadores de la sala de control necesitaban garantizar la integridad de la vasija del reactor. Para hacer esto, alguien necesitaba extraer una muestra de concentración de boro, para asegurarse de que hubiera suficiente en el sistema primario para apagar el reactor por completo. El supervisor de química de la Unidad 2, Edward "Ed" Houser, se había ofrecido como voluntario para sacar la muestra, después de que sus compañeros de trabajo dudaran. Richard Dubiel, el supervisor de turno, le pidió a Pete Vélez, el capataz de protección radiológica de la Unidad 2, que lo acompañara. Vélez monitorearía los niveles de radiación en el aire y se aseguraría de que ninguno de ellos se sobreexpusiera. Usando cantidades excesivas de ropa protectora: tres pares de guantes, un par de botas de goma y un respirador, los dos navegaron por el edificio auxiliar del reactor para extraer la muestra. Sin embargo, Houser había perdido su dosímetro de bolsillo mientras tomaba medidas. Houser había notado que la muestra que extrajo parecía "como Alka-Seltzer" y era altamente radiactivo, con lecturas de hasta 1000 rem/hr. Luego, los dos huyeron del edificio. Houser había superado el límite de dosis anual de exposición a la radiación de la NRC (5 rem/año en 1979) y pasó aproximadamente 8 horas en la ducha intentando descontaminarse.

Al tercer día después del accidente, se descubrió una burbuja de hidrógeno en la cúpula del recipiente a presión y se convirtió en el foco de preocupación. Una explosión de hidrógeno no solo podría romper el recipiente a presión, sino que, dependiendo de su magnitud, podría comprometer la integridad del edificio de contención y provocar una liberación a gran escala de material radiactivo. Sin embargo, se determinó que no había oxígeno presente en el recipiente a presión, un requisito previo para que el hidrógeno se queme o explote. Se tomaron medidas inmediatas para reducir la burbuja de hidrógeno y, al día siguiente, era significativamente menor. Durante la semana siguiente, el vapor y el hidrógeno se eliminaron del reactor usando un recombinador catalítico y venteándolo directamente al aire libre.

Identificación de material radiactivo liberado

La liberación ocurrió cuando el revestimiento se dañó mientras la válvula de alivio accionada por piloto aún estaba abierta. Los productos de fisión se liberaron en el refrigerante del reactor. Dado que la válvula de alivio operada por piloto se quedó abierta y el accidente de pérdida de refrigerante aún estaba en curso, se liberó refrigerante primario con productos de fisión y/o combustible, y finalmente terminó en el edificio auxiliar. El edificio auxiliar estaba fuera del límite de contención.

Esto fue evidenciado por las alarmas de radiación que eventualmente sonaron. Sin embargo, dado que muy pocos de los productos de fisión liberados eran sólidos a temperatura ambiente, se notificó muy poca contaminación radiológica en el medio ambiente. No se atribuyó ningún nivel significativo de radiación al accidente de TMI-2 fuera de las instalaciones de TMI-2. Según el informe de Rogovin, la gran mayoría de los radioisótopos liberados fueron gases nobles xenón y criptón, lo que resultó en una dosis promedio de 1,4 mrem (14 μSv) para los dos millones de personas cerca de la planta. En comparación, un paciente recibe 3,2 mrem (32 μSv) de una radiografía de tórax, más del doble de la dosis promedio que se recibe cerca de la planta. En promedio, un residente de EE. UU. recibe una exposición anual a la radiación de fuentes naturales de alrededor de 310 mrem (3100 μSv).

Pocas horas después del accidente, la Agencia de Protección Ambiental de los Estados Unidos (EPA) comenzó a tomar muestras diarias del medio ambiente en las tres estaciones más cercanas a la planta. El monitoreo continuo en 11 estaciones no se estableció hasta el 1 de abril y se amplió a 31 estaciones el 3 de abril. Un análisis interinstitucional concluyó que el accidente no elevó la radiactividad lo suficiente por encima de los niveles de fondo como para causar una muerte adicional por cáncer entre las personas. en el área, pero no se incluyeron medidas de radiación beta, porque la EPA no encontró contaminación en muestras de agua, suelo, sedimentos o plantas.

Los investigadores del cercano Dickinson College, que tenía un equipo de monitoreo de radiación lo suficientemente sensible como para detectar las pruebas de armas atómicas atmosféricas chinas, recolectaron muestras de suelo del área durante las siguientes dos semanas y no detectaron niveles elevados de radiactividad, excepto después de las lluvias (probablemente debido a a la placa de radón natural, no al accidente). Además, se encontró que las lenguas de venado de cola blanca extraídas a más de 80 km (50 mi) del reactor después del accidente tenían niveles significativamente más altos de cesio-137 que en los venados de los condados que rodean inmediatamente la planta de energía. Incluso entonces, los niveles elevados todavía estaban por debajo de los observados en los ciervos en otras partes del país durante el apogeo de las pruebas de armas atmosféricas. Si hubiera habido liberaciones elevadas de radiactividad, se habría esperado que se detectaran niveles elevados de yodo-131 y cesio-137 en muestras de leche de vaca y cabra; sin embargo, no se encontraron niveles elevados. Un estudio posterior señaló que las cifras oficiales de emisión eran consistentes con los datos de dosímetros disponibles, aunque otros han señalado que estos datos están incompletos, particularmente para las emisiones anteriores.

Según las cifras oficiales, compiladas por la Comisión Kemeny de 1979 a partir de datos de Metropolitan Edison y NRC, el evento liberó un máximo de 480 PBq (13 MCi) de gases nobles radiactivos (principalmente xenón). Sin embargo, estos gases nobles se consideraron relativamente inofensivos y solo se liberaron 481–629 GBq (13,0–17,0 Ci) de yodo-131 que causa cáncer de tiroides. Las emisiones totales según estas cifras fueron una proporción relativamente pequeña de los 370 EBq (10 GCi) estimados en el reactor. Más tarde se descubrió que aproximadamente la mitad del núcleo se había derretido y que el revestimiento de alrededor del 90 % de las barras de combustible había fallado, con 5 pies (1,5 m) del núcleo desaparecido y alrededor de 20 toneladas cortas (18 t) de uranio fluyendo hacia la cabeza inferior del recipiente a presión, formando una masa de corium. La vasija del reactor, el segundo nivel de contención después del revestimiento, mantuvo su integridad y contuvo el combustible dañado con casi todos los isótopos radiactivos en el núcleo.

Los grupos políticos antinucleares cuestionaron los hallazgos de la Comisión Kemeny y afirmaron que otras mediciones independientes proporcionaron evidencia de niveles de radiación hasta siete veces más altos de lo normal en lugares a cientos de millas a favor del viento de TMI. Arnie Gundersen, ex ejecutivo de la industria nuclear y defensor antinuclear, dijo: "Creo que los números en el sitio web de la NRC están equivocados por un factor de 100 a 1,000".

Gundersen ofrece evidencia, basada en datos de monitoreo de presión, de una explosión de hidrógeno poco antes de las 2:00 p. m. el 28 de marzo de 1979, lo que habría proporcionado los medios para que se produjera una alta dosis de radiación. Gundersen cita declaraciones juradas de cuatro operadores de reactores según las cuales el director de la planta estaba al tanto de un aumento drástico de la presión, después del cual la presión interna descendió a la presión externa. Gundersen también afirmó que la sala de control se sacudió y las bisagras de las puertas volaron. Sin embargo, los informes oficiales de la NRC se refieren simplemente a una "quemadura de hidrógeno". La Comisión Kemeny se refirió a "una quemadura o una explosión que provocó un aumento de la presión de 28 libras por pulgada cuadrada (190 kPa) en el edificio de contención", mientras que The Washington Post informó que "Aproximadamente a las 2:00 p. m., con la presión casi hasta el punto en que las enormes bombas de enfriamiento podían ponerse en marcha, una pequeña explosión de hidrógeno sacudió el reactor." Trabajos realizados para el Departamento de Energía en la década de 1980 determinaron que la quema de hidrógeno (deflagración), que pasó esencialmente desapercibida durante los primeros días, ocurrió 9 horas y 50 minutos después de iniciado el accidente, tuvo una duración de 12 a 15 segundos y no involucró una detonación.

Políticas de mitigación

Evacuación voluntaria

Veintiocho horas después de que comenzara el accidente, William Scranton III, el vicegobernador, apareció en una rueda de prensa para decir que el metropolitano Edison, el propietario de la planta, había asegurado al estado que "todo está bajo control". Más tarde ese día, Scranton cambió su declaración y dijo que la situación era "más compleja de lo que la compañía nos hizo creer al principio". Hubo declaraciones contradictorias sobre las emisiones de radiactividad. Se cerraron las escuelas y se instó a los residentes a permanecer en sus casas. Se les dijo a los granjeros que mantuvieran a sus animales bajo techo y con alimento almacenado.

El gobernador Dick Thornburgh, siguiendo el consejo del presidente de la NRC, Joseph Hendrie, aconsejó la evacuación "de mujeres embarazadas y niños en edad preescolar... dentro de un radio de cinco millas de las instalaciones de Three Mile Island". La zona de evacuación se amplió a un radio de 20 millas el viernes 30 de marzo. En cuestión de días, 140.000 personas abandonaron el área. Más de la mitad de la población de 663,500 dentro del radio de 20 millas permaneció en esa área. Según una encuesta realizada en abril de 1979, el 98% de los evacuados habían regresado a sus hogares en tres semanas.

Las encuestas posteriores a TMI han demostrado que menos del 50 % del público estadounidense estaba satisfecho con la forma en que los funcionarios del estado de Pensilvania y la NRC manejaron el accidente, y las personas encuestadas estaban aún menos satisfechas con la empresa de servicios públicos (General Public Utilities) y el diseñador de la planta.

Investigaciones

Varias agencias gubernamentales estatales y federales llevaron a cabo investigaciones sobre la crisis, la más destacada de las cuales fue la Comisión del Presidente sobre el Accidente en Three Mile Island, creada por Jimmy Carter en abril de 1979 La comisión estaba formada por un panel de doce personas, elegidas específicamente por su falta de puntos de vista fuertes a favor o en contra de la energía nuclear, y encabezada por el presidente John G. Kemeny, presidente del Dartmouth College. Recibió instrucciones de producir un informe final dentro de los seis meses y, después de audiencias públicas, declaraciones juradas y recopilación de documentos, publicó un estudio completo el 31 de octubre de 1979. La investigación criticó duramente a Babcock & Wilcox, Met Ed, GPU y la NRC por fallas en el mantenimiento y la garantía de calidad, capacitación inadecuada de los operadores, falta de comunicación de información de seguridad importante, mala gestión y complacencia, pero evitaron sacar conclusiones sobre el futuro de la industria nuclear. La crítica más fuerte de la Comisión Kemeny decía que "... serán necesarios cambios fundamentales en la organización, procedimientos y prácticas—y sobre todo—en las actitudes" de la NRC y la industria nuclear. Kemeny dijo que las acciones tomadas por los operadores fueron "inapropiadas" pero que los trabajadores "operaban bajo procedimientos que debían seguir, y nuestra revisión y estudio de los mismos indica que los procedimientos eran inadecuados" y que la sala de control "era muy inadecuada para manejar un accidente".

La Comisión Kemeny señaló que Babcock & La válvula de alivio operada por piloto de Wilcox había fallado previamente en 11 ocasiones, nueve de ellas en la posición abierta, lo que permitió que se escapara el refrigerante. La secuencia causal inicial de eventos en TMI se había duplicado 18 meses antes en otro Babcock & Reactor Wilcox, la Central Nuclear Davis-Besse propiedad en ese momento de Toledo Edison. La única diferencia fue que los operadores de Davis-Besse identificaron la falla de la válvula después de 20 minutos, mientras que en TMI tomó 80 minutos, y la instalación de Davis-Besse estaba operando al 9 % de potencia, en comparación con el 97 % de TMI. Aunque los ingenieros de Babcock reconocieron el problema, la empresa no notificó claramente a sus clientes sobre el problema de la válvula.

La Cámara de Representantes de Pensilvania realizó su propia investigación, que se centró en la necesidad de mejorar los procedimientos de evacuación.

En 1985, se utilizó una cámara de televisión para ver el interior del reactor dañado. En 1986, se obtuvieron y analizaron muestras de núcleo y muestras de escombros de las capas de corio en el fondo de la vasija del reactor.

Efecto en la industria de la energía nuclear

Según el OIEA, el accidente de Three Mile Island fue un punto de inflexión significativo en el desarrollo global de la energía nuclear. De 1963 a 1979, la cantidad de reactores en construcción a nivel mundial aumentó cada año excepto en 1971 y 1978. Sin embargo, después del evento, la cantidad de reactores en construcción en los EE. UU. disminuyó de 1980 a 1998, con costos de construcción crecientes y fechas de finalización retrasadas. para algunos reactores. Muchos productos similares de Babcock & Se cancelaron los reactores Wilcox pedidos; en total, 51 reactores nucleares estadounidenses fueron cancelados entre 1980 y 1984.

El accidente de TMI de 1979 no inició la desaparición de la industria de energía nuclear de EE. UU., pero detuvo su crecimiento histórico. Además, como resultado de la anterior crisis del petróleo de 1973 y el análisis posterior a la crisis con conclusiones de un posible exceso de capacidad en la carga base, cuarenta plantas de energía nuclear planificadas ya habían sido canceladas antes del accidente de TMI. En el momento del incidente de TMI, se habían aprobado 129 centrales nucleares, pero de ellas, solo 53 (que aún no estaban en funcionamiento) se completaron. Durante el largo proceso de revisión, complicado por el desastre de Chernobyl siete años después, los requisitos federales para corregir los problemas de seguridad y las deficiencias de diseño se hicieron más estrictos, la oposición local se volvió más estridente, los tiempos de construcción se alargaron significativamente y los costos se dispararon. Hasta 2012, ninguna planta de energía nuclear de EE. UU. había sido autorizada para comenzar la construcción desde el año anterior a TMI.

A nivel mundial, el final del aumento en la construcción de plantas de energía nuclear llegó con el desastre más catastrófico de Chernobyl en 1986 (ver gráfico).

Limpieza

Inicialmente, GPU planeó reparar el reactor y volverlo a poner en servicio. Sin embargo, la Unidad 2 de Three Mile Island resultó demasiado dañada y contaminada para reanudar las operaciones; el reactor se desactivó gradualmente y se cerró permanentemente. TMI-2 había estado en línea durante solo 3 meses, pero ahora tenía una vasija del reactor en ruinas y un edificio de contención en el que no era seguro caminar. La limpieza comenzó en agosto de 1979 y finalizó oficialmente en diciembre de 1993, con un costo total de limpieza de alrededor de $ 1 mil millones. Benjamin K. Sovacool, en su evaluación preliminar de accidentes energéticos importantes de 2007, estimó que el accidente de TMI causó un total de $ 2.4 mil millones en daños a la propiedad.

Los esfuerzos se centraron en la limpieza y descontaminación del sitio, especialmente en la descarga de combustible del reactor dañado. A partir de 1985, se retiraron del sitio casi 100 toneladas cortas (91 t) de combustible radiactivo. La planificación y el trabajo se vieron parcialmente obstaculizados por opiniones demasiado optimistas sobre los daños.

En 1988, la Comisión Reguladora Nuclear anunció que, aunque era posible descontaminar aún más el sitio de la Unidad 2, la radiactividad restante se había contenido lo suficiente como para no representar una amenaza para la salud y la seguridad públicas. La primera fase importante de la limpieza se completó en 1990, cuando los trabajadores terminaron de enviar 150 toneladas cortas (140 t) de restos radiactivos a Idaho para su almacenamiento en el Laboratorio Nacional de Ingeniería del Departamento de Energía. Sin embargo, el agua de refrigeración contaminada que se filtró en el edificio de contención se había filtrado en el hormigón del edificio, dejando los residuos radiactivos demasiado poco prácticos para eliminar. En consecuencia, se postergaron los esfuerzos de limpieza adicionales para permitir el decaimiento de los niveles de radiación y aprovechar los beneficios económicos potenciales de retirar tanto la Unidad 1 como la Unidad 2 juntas.

Efectos sobre la salud y epidemiología

Tras el accidente, las investigaciones se centraron en la cantidad de radiactividad liberada. En total, se liberaron al medio ambiente aproximadamente 2,5 megacuries (93 PBq) de gases radiactivos y aproximadamente 15 curies (560 GBq) de yodo-131. Según la Sociedad Nuclear Estadounidense, utilizando las cifras oficiales de emisión de radiactividad, "La dosis de radiación promedio para las personas que viven dentro de las 10 millas de la planta fue de ocho milirem (0,08 mSv) y no más de 100 milirem (1 mSv) para cualquier individuo individual. Ocho milirem es aproximadamente igual a una radiografía de tórax, y 100 milirem es aproximadamente un tercio del nivel promedio de radiación de fondo que reciben los residentes de EE. UU. en un año."

Según el investigador de salud Joseph Mangano, las primeras publicaciones científicas estimaron que no hubo más muertes por cáncer en el área de 16 km alrededor de TMI, según estas cifras. Nunca se examinaron las tasas de enfermedad en áreas a más de 10 millas de la planta. El activismo local en la década de 1980, basado en informes anecdóticos de efectos negativos para la salud, llevó a que se encargaran estudios científicos. Una variedad de estudios epidemiológicos han concluido que el accidente no tuvo efectos observables en la salud a largo plazo.

The Radiation and Public Health Project, una organización con poca credibilidad entre los epidemiólogos, citó cálculos de Mangano, autor de 19 artículos de revistas médicas y un libro llamado Low Level Radiation and Immune Disease, que mostraban un aumento en la mortalidad infantil en las comunidades a favor del viento dos años después del accidente. La evidencia anecdótica también registra los efectos sobre la vida silvestre de la región.

John Gofman usó su propio modelo de salud de radiación de bajo nivel, no revisado por pares, para predecir un exceso de 333 muertes por cáncer o leucemia en el accidente de Three Mile Island de 1979.

Un artículo de investigación revisado por pares del Dr. Steven Wing encontró un aumento significativo en los cánceres entre 1979 y 1985 entre las personas que vivían dentro de las diez millas de TMI. En 2009, el Dr. Wing afirmó que las emisiones de radiación durante el accidente probablemente fueron "miles de veces mayores" que las estimaciones de la NRC. Un estudio retrospectivo del Registro de Cáncer de Pensilvania encontró una mayor incidencia de cáncer de tiroides en algunos condados al sur de TMI (aunque, en particular, no en el propio condado de Dauphin) y en grupos de edad de alto riesgo, pero no estableció un vínculo causal entre estas incidencias y el accidente. El laboratorio Talbott de la Universidad de Pittsburgh informó haber encontrado algunos pequeños riesgos de cáncer aumentados dentro de la población TMI. Un estudio más reciente llegó a "hallazgos consistentes con las observaciones de otras poblaciones expuestas a la radiación" planteando 'la posibilidad de que la radiación liberada por [Three Mile Island] pueda haber alterado el perfil molecular del [cáncer de tiroides] en la población que rodea a TMI', estableciendo un posible mecanismo causal, aunque no probando definitivamente la causalidad.

La investigación epidemiológica de TMI en curso ha ido acompañada de una discusión sobre los problemas en las estimaciones de dosis debido a la falta de datos precisos, así como clasificaciones de enfermedades.

Activismo y acción legal

El accidente de TMI mejoró la credibilidad percibida de los grupos antinucleares y provocó protestas en todo el mundo. El presidente Carter, que se había especializado en energía nuclear mientras estaba en la Marina de los Estados Unidos, le dijo a su gabinete después de visitar la planta que el accidente fue menor pero, según los informes, se negó a hacerlo en público para evitar ofender a los demócratas que se oponían a la energía nuclear.

Los miembros del público estadounidense, preocupados por la liberación de gas radiactivo del accidente, organizaron numerosas manifestaciones antinucleares en todo el país en los meses siguientes. La manifestación más grande se llevó a cabo en la ciudad de Nueva York en septiembre de 1979 e involucró a 200 000 personas, con discursos pronunciados por Jane Fonda y Ralph Nader. El mitin de Nueva York se llevó a cabo junto con una serie de eventos nocturnos "No Nukes" conciertos ofrecidos en el Madison Square Garden del 19 al 23 de septiembre por Musicians United for Safe Energy. En el mes de mayo anterior, unas 65 000 personas, incluido el gobernador de California, Jerry Brown, asistieron a una marcha y manifestación contra la energía nuclear en Washington, D.C.

En 1981, los ciudadanos' Los grupos triunfaron en una demanda colectiva contra TMI y ganaron 25 millones de dólares en un acuerdo extrajudicial. Parte de este dinero se utilizó para fundar el Fondo de Salud Pública de TMI. En 1983, un gran jurado federal acusó a Metropolitan Edison de cargos penales por la falsificación de los resultados de las pruebas de seguridad antes del accidente. Bajo un acuerdo de negociación de culpabilidad, Met Ed se declaró culpable de un cargo de falsificación de registros y no disputó otros seis cargos, cuatro de los cuales fueron retirados y acordó pagar una multa de $ 45,000 y establecer una cuenta de $ 1 millón para ayudar con la planificación de emergencia. en los alrededores de la planta.

& #34; Sin embargo, una demanda colectiva que alegaba que el accidente causó efectos perjudiciales para la salud fue rechazada por la jueza del Tribunal de Distrito de los Estados Unidos de Harrisburg, Sylvia Rambo. La apelación de la decisión ante el Tribunal de Apelaciones del Tercer Circuito de EE. UU. también fracasó.

Teoría del accidente normal

El accidente de Three Mile Island inspiró la teoría del accidente normal de Charles Perrow, que intenta describir "interacciones imprevistas de fallas múltiples en un sistema complejo". TMI fue un ejemplo de este tipo de accidente porque fue "inesperado, incomprensible, incontrolable e inevitable".

Perrow concluyó que el fracaso en Three Mile Island fue una consecuencia de la inmensa complejidad del sistema. Tales sistemas modernos de alto riesgo, se dio cuenta, eran propensos a fracasos, sin embargo bien fueron manejados. Era inevitable que finalmente sufrieran lo que él denominaba un "accidente normal". Por lo tanto, sugirió, podríamos hacer mejor para contemplar un rediseño radical, o si eso no fuera posible, para abandonar totalmente esa tecnología.

"Normal" Los accidentes, o accidentes del sistema, son llamados así por Perrow porque tales accidentes son inevitables en sistemas extremadamente complejos. Dada la característica del sistema involucrado, ocurrirán múltiples fallas que interactúan entre sí, a pesar de los esfuerzos por evitarlas. Los eventos que inicialmente parecen triviales caen en cascada y se multiplican de manera impredecible, creando un evento catastrófico mucho más grande.

Accidentes normales contribuyó con conceptos clave a un conjunto de desarrollos intelectuales en el decenio de 1980 que revolucionaron la concepción de la seguridad y el riesgo. Hizo caso para examinar los fallos tecnológicos como producto de sistemas altamente interactuados, y destacó los factores de organización y gestión como las principales causas de los fracasos. Los desastres tecnológicos ya no pueden atribuirse al mal funcionamiento del equipo aislado, error del operador o actos de Dios.

Comparación con las operaciones de la Marina de los EE. UU.

Tras el derretimiento parcial del núcleo de la central eléctrica de Three Mile Island (TMI) el 28 de marzo de 1979, el presidente Jimmy Carter encargó un estudio, Informe de la Comisión del Presidente sobre el accidente en Three Isla Milla (1979). Posteriormente, se le pidió al almirante Hyman G. Rickover que testificara ante el Congreso sobre por qué la propulsión nuclear naval (como se usa en los submarinos) había logrado lograr un récord de cero accidentes de reactores (como se define por la liberación incontrolada de productos de fisión al medio ambiente como resultado de daño al núcleo de un reactor) en comparación con el dramático que acababa de ocurrir en Three Mile Island. En su testimonio dijo:

A lo largo de los años, mucha gente me ha preguntado cómo dirijo el programa de reactores navales, para que puedan encontrar algún beneficio para su propio trabajo. Siempre estoy disgustado por la tendencia de la gente a esperar que tengo un sencillo y fácil truco que hace que mi programa funcione. Cualquier programa exitoso funciona como un conjunto integrado de muchos factores. Intentar seleccionar un aspecto ya que la clave no funcionará. Cada elemento depende de todos los demás.

Estado actual

Actualmente, la Unidad 1, que no estuvo involucrada en el accidente de 1979, es propiedad y está operada por Exelon Nuclear, una subsidiaria de Exelon. La Unidad 1 se vendió en 1998 a AmerGen Energy Corporation, una empresa conjunta entre Philadelphia Electric Company (PECO) y British Energy. En 2000, PECO se fusionó con Unicom Corporation para formar Exelon Corporation, que adquirió la participación de British Energy en AmerGen en 2003. En 2009, Exelon Nuclear absorbió AmerGen y disolvió la empresa. Exelon Nuclear opera la Unidad 1 de TMI, la central eléctrica Clinton y varias otras instalaciones nucleares.

Se suspendió temporalmente la licencia de la Unidad 1 luego del incidente en la Unidad 2. Aunque los ciudadanos de los tres condados que rodean el sitio votaron por un margen abrumador para retirar la Unidad 1 de forma permanente en una resolución no vinculante en 1982, se permitió reanudar sus operaciones en 1985 luego de una votación de 4 a 1 de la Comisión Reguladora Nuclear. General Public Utilities Corporation, el propietario de la planta, formó General Public Utilities Nuclear Corporation (GPUN) como una nueva subsidiaria para poseer y operar las instalaciones nucleares de la compañía, incluida Three Mile Island. La planta había sido operada anteriormente por Metropolitan Edison Company (Met-Ed), una de las empresas operativas de servicios públicos regionales de GPU. En 1996, General Public Utilities acortó su nombre a GPU Inc y en 1998 vendió la Unidad 1 a AmerGen.

General Public Utilities estaba legalmente obligada a continuar manteniendo y monitoreando el sitio y, por lo tanto, retuvo la propiedad de la Unidad 2 cuando la Unidad 1 se vendió a AmerGen en 1998. GPU Inc. fue adquirida por FirstEnergy Corporation en 2001 y posteriormente disuelta. FirstEnergy luego contrató el mantenimiento y la administración de la Unidad 2 a AmerGen. La Unidad 2 ha sido administrada por Exelon Nuclear desde 2003, cuando la empresa matriz de Exelon Nuclear, Exelon, compró las acciones restantes de AmerGen, heredando el contrato de mantenimiento de FirstEnergy. La Unidad 2 sigue estando autorizada y regulada por la Comisión Reguladora Nuclear en una condición conocida como Almacenamiento Supervisado Posterior al Descarga de Combustible (PDMS).

El reactor TMI-2 se apagó permanentemente con el sistema de refrigeración del reactor drenado, el agua radiactiva descontaminada y evaporada, los desechos radiactivos enviados fuera del sitio, el combustible del reactor y la mayoría de los desechos del núcleo enviados fuera del sitio a una instalación del Departamento de Energía, y el resto del sitio que se está monitoreando. El propietario planeaba mantener la instalación a largo plazo, monitoreando el almacenamiento hasta que expirara la licencia de operación de la planta TMI-1, momento en el cual ambas plantas serían clausuradas. En 2009, la NRC otorgó una extensión de licencia que permitió que el reactor TMI-1 operara hasta el 19 de abril de 2034. En 2017, se anunció que las operaciones cesarían en 2019 debido a la presión financiera del gas natural barato, a menos que los legisladores intervinieran para déjala abierta. Cuando quedó claro que la legislación sobre subsidios no se aprobaría, Exelon decidió retirar la planta. La Unidad 1 de TMI se apagó el 20 de septiembre de 2019. Luego del cierre permanente, la Unidad 1 está en proceso de desmantelamiento, en transición al estado SAFSTOR.

Cronología

Fecha	Evento
1968-1970	Construcción
Abril de 1974	Reactor-1 en línea
Febrero de 1978	Reactor-2 en línea
Marzo de 1979	El accidente TMI-2 ocurrió. Containment coolant released into environment.
Abril de 1979	Contención de vapor ventilado a la atmósfera para estabilizar el núcleo.
Julio de 1980	Aproximadamente 1.591 TBq (43.000 curios) de krypton fueron ventilados desde el edificio del reactor.
Julio de 1980	La primera entrada en el edificio del reactor tuvo lugar.
Noviembre de 1980	Un panel consultivo para la descontaminación de TMI-2, compuesto por ciudadanos, científicos y funcionarios estatales y locales, celebró su primera reunión en Harrisburg, Pennsylvania.
Diciembre de 1980	U.S. 96th El Congreso aprobó la legislación estadounidense que establece un programa quinquenal de seguridad nuclear, investigación, demostración y desarrollo.
Julio de 1984	Se removió la cabeza del reactor (top).
Octubre de 1985	Comenzó el fuego.
Julio de 1986	El envío fuera del sitio de los escombros del núcleo del reactor comenzó.
Agosto de 1988	GPU presentó una solicitud para una propuesta de enmienda de la licencia TMI-2 a una licencia "sólo de posesión" y para permitir que la instalación introduzca almacenamiento de monitoreo a largo plazo.
Enero de 1990	Se completó el fuego.
Julio de 1990	La GPU presentó su plan de financiación para colocar 229 millones de dólares en depósito para la descomposición radiológica de la planta.
Enero de 1991	La evaporación del agua generada por accidente comenzó.
Abril de 1991	NRC publicó un aviso de oportunidad para una audiencia sobre la solicitud de la GPU para una enmienda de licencia.
Febrero de 1992	NRC publicó un informe de evaluación de la seguridad y concedió la enmienda de la licencia.
Agosto de 1993	El procesamiento del agua generada por accidentes se completó con 2,23 millones de galones.
Septiembre de 1993	NRC expidió una licencia de posesión.
Septiembre de 1993	El Grupo Asesor para la descontaminación del TMI-2 celebró su última reunión.
Diciembre de 1993	Se inició el almacenamiento de vigilancia después del incendio.
Octubre de 2009	Licencia TMI-1 prorrogada desde abril de 2014 hasta 2034.
Mayo 2019	TMI-1 se anuncia que se cerrará en septiembre de 2019.
Septiembre 2019	Cierre TMI-1 al mediodía del 20 de septiembre de 2019.

En la cultura popular

El Síndrome de China

Publicaciones

• Ford, Daniel (1982). Isla de tres millas: Treinta minutos para derribar. Pingüino. ISBN 978-0-14-006048-5.
• Halden, Grace (junio de 2017). Three Mile Island: The Meltdown Crisis and Nuclear Power in American Popular Culture. Nueva York: Routledge. ISBN 978-138-91764-4.
• Holton, W.C. (septiembre de 1990). The Cleanup of Three Mile Island Unit 2 – A Technical Historia: 1979 a 1990. Palo Alto, CA: EPRI (Electric Power Research Institute). (PDF)
• Kemeny, John G. (octubre de 1979). Informe de la Comisión del Presidente sobre el accidente en la isla de tres millas: La necesidad del cambio: el legado de TMI. Washington, D.C.: La Comisión. ISBN 978-0-935758-00-9.
• Osif, Bonnie A.; Baratta, Anthony; Conkling, Thomas W. (2004). TMI 25 años más tarde: El accidente de planta nuclear de tres millas de la isla y su impacto. Conkling. ISBN 978-0-271-02383-0.
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• Vilanova, Santiago (1980). El síndrome nuclear. El accidente de Harrisburg y el riesgo nuclear en España. Bruguera. ISBN 978-84-02-07390-7.
• Walker, J. Samuel (2004). Isla de tres millas: una crisis nuclear en la perspectiva histórica. Berkeley, CA: University of California Press. ISBN 978-0-520-23940-1. (Libros de Google)