Articulo de referencia

Accidente en Three Mile Island

Coordenadas : 40°09′12″N 76°43′31″W / 40.15329°N 76.72534°W / 40.15329; -76.72534 {{cite web |url=http://www.phmc.state.pa.us/apps/historical-markers.html |title=PHMC Historical...

Coordenadas : 40°09′12″N 76°43′31″W / 40.15329°N 76.72534°W / 40.15329; -76.72534

El accidente de Three Mile Island fue una fusión parcial del reactor de la Unidad 2 (TMI-2) de la central nuclear de Three Mile Island , ubicada en el río Susquehanna en el municipio de Londonderry, condado de Dauphin , cerca de Harrisburg, Pensilvania . El accidente del reactor comenzó a las 4:00  a. m. del 28 de marzo  de 1979 y liberó gases radiactivos y yodo radiactivo al medio ambiente. [ 2 ] [ 3 ] Es el peor accidente en la historia de las centrales nucleares comerciales de EE. UU. , aunque sus pequeñas liberaciones radiactivas no tuvieron efectos detectables en la salud de los trabajadores de la planta ni del público. [ 4 ] El accidente fue la mayor liberación de material radiactivo en la historia de EE. UU. hasta que fue superada por el derrame de la planta de uranio de Church Rock cuatro meses después. [ 5 ] En la Escala Internacional de Sucesos Nucleares logarítmica de siete puntos , el accidente del reactor TMI-2 está clasificado como Nivel 5, un "Accidente con Consecuencias Amplias". [ 6 ] [ 7 ] 

El accidente comenzó con fallas en el sistema secundario no nuclear, [ 8 ] seguidas de una válvula de alivio operada por piloto (PORV) atascada en posición abierta en el sistema primario, [ 9 ] lo que permitió que grandes cantidades de agua escaparan del circuito de refrigerante aislado presurizado . Las fallas mecánicas se agravaron 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 operativos de TMI dejaron a los operadores y a la gerencia mal preparados para el deterioro de la situación causado por el LOCA. Durante el accidente, estas deficiencias se agravaron por fallas de diseño, como un diseño de control deficiente, el uso de múltiples alarmas similares y una falla del equipo para indicar el nivel de inventario de refrigerante o la posición de la PORV atascada en posición abierta. [ 10 ]

El accidente aumentó la preocupación por la seguridad nuclear entre el público en general y condujo a nuevas regulaciones para la industria nuclear. Aceleró el declive de los esfuerzos para construir nuevos reactores. [ 11 ] Activistas del movimiento antinuclear expresaron su preocupación por los efectos regionales en la salud derivados del accidente. [ 12 ] 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. Debido a la naturaleza de dichos estudios, es difícil probar una conexión causal que vincule el accidente con el cáncer. [ a ] ​​La limpieza en TMI-2 comenzó en agosto de 1979 y terminó oficialmente en diciembre de 1993, con un costo total de aproximadamente $1  mil millones (equivalente a $ 2  mil millones en 2025 ). [ 20 ] TMI-1 se reinició en 1985, luego se retiró en 2019 debido a pérdidas operativas. Se espera que vuelva a estar en servicio en 2027 o 2028 como parte de un acuerdo para alimentar los centros de datos de Microsoft . [ 21 ] [ 22 ]

Accidente

Fondo

Diagrama esquemático simplificado de la planta TMI-2 [ 23 ]

En las horas nocturnas previas al incidente, el reactor TMI-2 funcionaba al 97% de su potencia, mientras que el reactor TMI-1, su compañero, estaba apagado para recargar combustible. [ 24 ] La cadena principal de eventos que condujo a la fusión parcial del núcleo el miércoles 28 de marzo de 1979 comenzó a las 4:00:36  a. m. EST en el circuito secundario del TMI-2, uno de los tres circuitos principales de agua/vapor en un reactor de agua a presión . [ 25 ]

La causa inicial del accidente se produjo 11 horas antes, durante un intento de los operarios por solucionar una obstrucción en uno de los ocho pulidores de condensado , los sofisticados filtros que limpian el agua del circuito secundario. Estos filtros están diseñados para evitar que los minerales y otras impurezas del agua se acumulen en los generadores de vapor y para reducir la corrosión en el circuito secundario.

Las obstrucciones son comunes en estos filtros de resina y suelen solucionarse fácilmente, pero en este caso, el método habitual de expulsar la resina atascada con aire comprimido no tuvo éxito. Los operarios decidieron soplar aire comprimido en el agua y dejar que la fuerza del agua despejara la resina. Al expulsar la resina, una pequeña cantidad de agua se filtró a través de una válvula de retención atascada en posición abierta y llegó a una línea de aire de instrumentación . Esto provocaría 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, causaría una parada de la turbina .

Sobrecalentamiento 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 del sistema de refrigeración del reactor (RCS) [ 26 ] se redujo considerablemente y la temperatura del RCS aumentó. El refrigerante que se calentaba rápidamente se expandió y entró a presión en el presurizador, [ 27 ] [ 28 ] [ 29 ] comprimiendo la burbuja de vapor en la parte superior. Cuando la presión del RCS subió a 2255 psi (155,5 bar) , la válvula de alivio operada por piloto (PORV) se abrió, liberando vapor a través de tuberías al tanque de drenaje del refrigerante del reactor [ 30 ] en el sótano del edificio de contención. La presión del RCS continuó aumentando, alcanzando el punto de ajuste de disparo de alta presión del sistema de protección del reactor 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 en cadena nuclear y deteniendo el calor generado por la fisión. Sin embargo, el reactor continuó generando calor residual , inicialmente equivalente a aproximadamente el 6% del nivel de potencia previo a la parada. Debido a que la turbina ya no utilizaba vapor y no se suministraba alimentación a los generadores de vapor, la eliminación de calor del circuito de agua primario del reactor se limitó a vaporizar la pequeña cantidad de agua restante en el lado secundario de los generadores de vapor hacia el condensador mediante válvulas de derivación de la turbina. [ 31 ] [ 32 ] [ 33 ]    

Cuando las bombas de agua de alimentación se dispararon, tres bombas de agua de alimentación de emergencia se pusieron en marcha automáticamente. Un operador observó que las bombas estaban funcionando, pero no se percató de 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 una de las válvulas de bloqueo estaban cubiertas por una etiqueta amarilla de mantenimiento. Se desconoce el motivo por el que el operador no vio las luces de la segunda válvula, aunque una teoría es que su propio vientre la ocultó. [ 34 ] Es posible que las válvulas se hubieran dejado cerradas durante una prueba de vigilancia dos días antes. [ 35 ] [ 36 ] Con las válvulas de bloqueo cerradas, el sistema no pudo bombear agua. El cierre de estas válvulas constituyó una violación de una norma 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. Posteriormente, los funcionarios de la NRC señalaron esto como un fallo clave. [ 37 ]

Tras la parada del reactor, las válvulas de vapor del sistema secundario se activaron para reducir la temperatura y la presión del generador de vapor, enfriando el RCS y disminuyendo su temperatura, según lo previsto, lo que provocó una contracción del refrigerante primario. Debido a la contracción del refrigerante y la pérdida de este a través de la válvula de alivio de presión (PORV) abierta, la presión del RCS disminuyó, al igual que el nivel del presurizador, tras alcanzar su pico 15 segundos después de la parada de la turbina. Asimismo, 15 segundos después de la parada de la turbina, la presión del refrigerante había descendido a 2205 psi (152,0 bar) , el punto de ajuste de reinicio de la PORV. La alimentación eléctrica al solenoide de la PORV se cortó automáticamente, pero la válvula de alivio se quedó abierta, permitiendo que el agua refrigerante siguiera liberándose. [ 38 ]  

En las investigaciones posteriores al accidente, la indicación de la PORV fue uno de los muchos fallos de diseño identificados en los controles, instrumentos y alarmas de los operadores . [ 10 ] No había una indicación directa de la posición real de la válvula. Una luz en un panel de control, instalado después de que la PORV se quedara abierta durante las pruebas de arranque, [ 39 ] se encendía cuando la PORV se abría. [ 40 ] Cuando esa luz, etiquetada como Luz encendida - RC-RV2 abierta [ 41 ] , se apagaba, los operadores creían que la válvula estaba cerrada. De hecho, cuando la luz estaba encendida, solo indicaba que el solenoide de la válvula piloto de la PORV estaba alimentado, no el estado real de la PORV. [ 42 ] Mientras la válvula de alivio principal estaba atascada en posición abierta, los operadores creían que la luz apagada significaba que la válvula estaba cerrada. Como resultado, no diagnosticaron correctamente el problema durante varias horas. [ 43 ]

Los operadores no habían recibido capacitación para comprender la naturaleza ambigua del indicador PORV ni para buscar una confirmación alternativa de que la válvula de alivio principal estaba cerrada. Un indicador de temperatura aguas abajo, cuyo sensor se ubicaba en el tubo de cola entre la válvula de alivio pilotada y el tanque de alivio del presurizador, podría haber sugerido una válvula atascada si los operadores hubieran notado su lectura superior a la normal. Sin embargo, no formaba parte del conjunto de indicadores de "grado de seguridad" diseñados para usarse después de un incidente, y el personal no había recibido capacitación para usarlo. Su ubicación detrás del panel de instrumentos de siete pies de altura también significaba que estaba prácticamente fuera de la vista. [ 44 ]

Despresurización del sistema de refrigeración del reactor primario

Menos de un minuto después del inicio del evento, el nivel de agua en el presurizador comenzó a subir, a pesar de que la presión del RCS estaba bajando. Con la válvula PORV atascada en posición abierta, se estaba perdiendo refrigerante del RCS, un accidente por pérdida de refrigerante (LOCA). Los síntomas esperados para un LOCA eran caídas tanto en la presión del RCS como en el nivel del presurizador. La capacitación de los operadores y los procedimientos de la planta no contemplaban una situación en la que ambos parámetros se comportaran en direcciones opuestas. El nivel de agua en el presurizador estaba subiendo porque el vapor en el espacio en la parte superior del presurizador se estaba ventilando a través de la válvula PORV atascada en posición abierta, lo que disminuía la presión en el presurizador debido a la pérdida de refrigerante. La disminución de la presión en el presurizador provocó una entrada repentina de agua del circuito de refrigerante y creó una burbuja de vapor en la cabeza del recipiente de presión del reactor, favorecida por el calor residual del combustible. [ 45 ]

Esta burbuja de vapor era invisible para los operadores, y este mecanismo no había sido entrenado. Las indicaciones de altos niveles de agua en el presurizador contribuyeron a la confusión, ya que los operadores estaban preocupados de que el circuito primario se "sólira" (es decir, que no existiera un amortiguador de bolsa de vapor en el presurizador), algo que en la capacitación se les había indicado que nunca debían permitir. Esta confusión fue un factor clave en el fallo inicial para reconocer el accidente como una LOCA [ 46 ] y llevó a los operadores a apagar las bombas de refrigeración de emergencia del núcleo, que se habían puesto en marcha automáticamente después de que la PORV se atascara y comenzara la pérdida de refrigerante del núcleo, debido al temor de que el sistema se estuviera sobrellenando. [ 47 ] [ 48 ] [ 49 ]

Con la PORV aún abierta, el tanque de alivio del presurizador que recogía la descarga de la PORV se desbordó, 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 superiores a lo normal en la línea de descarga de la PORV y temperaturas y presiones inusualmente altas en el edificio de contención, fueron indicaciones claras de que había una LOCA en curso, pero estas indicaciones fueron inicialmente ignoradas por los operadores. [ 50 ] [ 51 ] 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 en el edificio de contención general . Este refrigerante radiactivo fue bombeado 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. [ 51 ]

Fusión parcial y liberación adicional de sustancias radiactivas

Aproximadamente a las 5:20  a. m., después de casi 80  minutos con una burbuja de vapor en aumento en la cabeza del recipiente de presión del reactor, las cuatro bombas principales de refrigerante del circuito primario comenzaron a cavitar a medida que una mezcla de vapor y agua, en lugar de agua, pasaba a través de ellas. Las bombas se apagaron y se creyó que la circulación natural continuaría el movimiento del agua. El vapor en el sistema impidió el flujo a través del núcleo, y a medida que el agua dejó de circular, se convirtió en vapor en cantidades crecientes. Poco después de las 6:00  a. m., 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 el revestimiento de la barra de combustible nuclear de zircaloy , produciendo dióxido de circonio , hidrógeno y calor adicional. Esta reacción fundió 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. [ 52 ]

Gráfico del NRC que muestra la configuración final del núcleo TMI-2.
  1. Entrada 2B
  2. Entrada 1A
  3. cavidad
  4. restos de núcleo sueltos
  5. corteza
  6. material previamente fundido
  7. restos del plenum inferior
  8. posible región empobrecida en uranio
  9. guía de instrumentos incore ablacionados
  10. agujero en la placa deflectora
  11. recubrimiento de material previamente fundido en las superficies interiores de la región de derivación
  12. Daños en la rejilla superior

A las 6:00  a.m. hubo un cambio de turno en la sala de control. Un recién llegado notó que las temperaturas en el tubo de cola del PORV y los tanques de retención eran excesivas, y usó un respaldo, llamado válvula de bloqueo, para cerrar la ventilación del refrigerante a través del PORV, pero alrededor de 32,000 galones estadounidenses (120,000 L) de refrigerante ya se habían filtrado del circuito primario. [ 53 ] [ 54 ] 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; para ese momento, los niveles de radiación en el agua del refrigerante primario eran alrededor de 300 veces los niveles esperados, y el edificio de contención general estaba gravemente contaminado con niveles de radiación de 800 rem / h .     

Declaración de emergencia y consecuencias 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. [ 55 ] Metropolitan Edison (Met Ed) notificó a la Agencia de Gestión de Emergencias de Pensilvania , que a su vez contactó a las agencias estatales y locales, al gobernador de Pensilvania, Richard L. Thornburgh, y al vicegobernador William Scranton III , a quien Thornburgh asignó la responsabilidad de recopilar e informar sobre la información del accidente. [ 56 ] La incertidumbre de los operadores en la planta se reflejó en las declaraciones fragmentarias, ambiguas o contradictorias que Met Ed hizo a las agencias gubernamentales y a la prensa, particularmente sobre la posibilidad y la gravedad de las liberaciones de radiactividad fuera del sitio. [ 57 ]

Scranton ofreció una rueda de prensa en la que se mostró tranquilizador, aunque confuso, respecto a esta posibilidad, afirmando que, si bien se había producido una «pequeña liberación de radiación... no se había detectado un aumento en los niveles normales de radiación». Estas declaraciones fueron contradichas por otro funcionario y por declaraciones de Met Ed, quienes afirmaron que no se había liberado radiactividad. [ 58 ] Las lecturas de los instrumentos en la planta y los detectores externos habían detectado liberaciones de radiactividad, aunque a niveles que era improbable que representaran una amenaza para la salud pública siempre que fueran temporales y se mantuviera la contención del reactor, que en ese momento estaba altamente contaminado. [ 59 ]

Enojados porque Met Ed no les había informado antes de realizar una purga de vapor de la planta, y convencidos de que la compañía estaba minimizando la gravedad del accidente, los funcionarios estatales recurrieron a la NRC. [ 60 ] Después de recibir la noticia del accidente de Met Ed, la NRC activó su centro de respuesta de emergencia en Bethesda, Maryland , y envió personal a Three Mile Island. El presidente de la NRC, Joseph Hendrie, y el comisionado Victor Gilinsky [ 61 ] inicialmente consideraron el accidente como un "motivo de preocupación, pero no de alarma". [ 62 ]

Gilinsky informó a los periodistas y a los 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 se enfrentó a los mismos problemas que el estado para obtener información precisa y se vio aún más obstaculizada por su falta de preparación organizativa para hacer frente a emergencias, ya que carecía de una estructura de mando clara y no tenía autoridad ni para indicar a la empresa de servicios públicos qué hacer ni para ordenar la evacuación de la zona. [ 63 ]

En un artículo de 2009, Gilinsky escribió que se tardaron cinco semanas en descubrir que "los operadores del reactor habían medido temperaturas del combustible cercanas al punto de fusión". [ 64 ] Añadió: "No supimos durante años —hasta que se abrió físicamente el recipiente del reactor— que, para cuando el operador de la planta llamó a la NRC alrededor de las 8:00  a. m., aproximadamente la mitad del combustible de uranio ya se había fundido". [ 64 ]

El personal de la sala de control aún no se percató de que los niveles de agua del circuito primario 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 iniciada la emergencia, se bombeó agua nueva al circuito primario y se abrió la válvula de alivio de respaldo para reducir la presión y permitir que el circuito se llenara de agua. Tras 16  horas, se volvieron a encender las bombas del circuito primario y la temperatura del núcleo comenzó a descender. Gran parte del núcleo se había fundido y el sistema presentaba niveles peligrosamente radiactivos.

Al día siguiente del accidente, el 29 de marzo, los operadores de la sala de control debían garantizar la integridad del recipiente del reactor. Para ello, era necesario tomar una muestra de concentración de boro para asegurar que hubiera suficiente en el sistema primario para apagar completamente el reactor. El supervisor de química de la Unidad 2, Edward "Ed" Houser, se ofreció voluntario para tomar la muestra después de que sus compañeros dudaran. El supervisor de turno, Richard Dubiel, le pidió a Pete Velez, el encargado de protección radiológica de la Unidad 2, que acompañara a Houser. Velez se encargaría de controlar los niveles de radiación en el aire y garantizar que ninguno de los dos sufriera una sobreexposición . [ b ]

Con un exceso de ropa protectora —tres pares de guantes, un par de botas de goma y un respirador— , los dos se adentraron en el edificio auxiliar del reactor para tomar la muestra. Sin embargo, Houser había perdido su dosímetro de bolsillo mientras tomaba las mediciones. Houser observó que la muestra que tomó parecía " Alka-Seltzer " y era altamente radiactiva, con lecturas de hasta 1000  rem/h. Los dos permanecieron cinco minutos en el edificio y luego se retiraron. Houser había superado el límite de dosis trimestral de la NRC para la exposición a la radiación (3 rem/trimestre en 1979) por uno y solo se le permitió regresar al trabajo el trimestre siguiente. [ c ]

Al tercer día del accidente, se descubrió una burbuja de hidrógeno en la cúpula del recipiente a presión, lo que generó gran preocupación. Una explosión de hidrógeno podría perforar el recipiente y, dependiendo de su magnitud, comprometer la integridad del edificio de contención, provocando una liberación masiva de material radiactivo. Sin embargo, se determinó que no había oxígeno en el recipiente, condición indispensable para que el hidrógeno se queme o explote. Se tomaron medidas inmediatas para reducir la burbuja de hidrógeno, y al día siguiente su tamaño era considerablemente menor. Durante la semana siguiente, se eliminó el vapor y el hidrógeno del reactor mediante un recombinador catalítico y venteándolos directamente al aire libre. [ 72 ]

Identificación de material radiactivo liberado

La fuga se produjo cuando el revestimiento resultó dañado mientras la válvula de alivio de presión (PORV) permanecía abierta. Los productos de fisión se liberaron en el refrigerante del reactor. Dado que la PORV estaba abierta y el accidente por pérdida de refrigerante aún estaba en curso, el refrigerante primario, que contenía productos de fisión y/o combustible, se liberó y acabó en el edificio auxiliar. El edificio auxiliar se encontraba fuera del perímetro de contención.

Esto quedó evidenciado por las alarmas de radiación que finalmente sonaron. Sin embargo, dado que muy pocos de los productos de fisión liberados eran sólidos a temperatura ambiente, se informó de 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 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 cercanas a la planta. [ 73 ] En comparación, un paciente recibe 3,2 mrem (32 μSv) de una radiografía de tórax, más del doble de la dosis promedio recibida por quienes se encontraban cerca de la planta. [ 74 ] En promedio, un residente de EE. UU. recibe una exposición anual a la radiación de fuentes naturales de aproximadamente 310 mrem (3100 μSv) . [ 75 ]      

A las pocas horas 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 se estableció 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 siquiera una muerte adicional por cáncer entre la población de la zona, pero no se incluyeron mediciones de radiación beta porque la EPA no encontró contaminación en muestras de agua, suelo, sedimentos o plantas. [ 76 ]

Investigadores del cercano Dickinson College —que contaba con equipos de monitoreo de radiación lo suficientemente sensibles como para detectar las pruebas de armas atómicas atmosféricas chinas— recolectaron muestras de suelo de la zona durante las dos semanas siguientes y no detectaron niveles elevados de radiactividad, excepto después de las lluvias (probablemente debido a la deposición natural de radón , no al accidente). [ 77 ] Además, se encontraron niveles significativamente más altos de cesio-137 en las lenguas de ciervos de cola blanca cazados a más de 80 km (50 millas) del reactor después del accidente que en los ciervos de los condados que rodeaban inmediatamente la central eléctrica. Aun así, los niveles elevados seguían estando por debajo de los observados en ciervos de otras partes del país durante el apogeo de las pruebas de armas nucleares atmosféricas. [ 78 ] De haber habido liberaciones elevadas de radiactividad, se habría esperado detectar niveles elevados de yodo-131 y cesio-137 en muestras de leche de vacas y cabras. No se encontraron niveles elevados. [ 79 ] Un estudio posterior señaló que las cifras oficiales de emisión eran consistentes con los datos de dosímetros disponibles , [ 80 ] aunque otros han señalado la incompletitud de estos datos, particularmente para las emisiones iniciales. [ 81 ]  

Comisión Kemeny

Varias agencias gubernamentales estatales y federales llevaron a cabo investigaciones sobre la crisis, la más destacada de las cuales fue la Comisión Presidencial sobre el Accidente de Three Mile Island , creada por el presidente estadounidense Jimmy Carter en abril de 1979. [ 82 ] La comisión estaba compuesta por un panel de 12 personas, elegidas específicamente por su falta de posturas firmes a favor o en contra de la energía nuclear, y presidida por John G. Kemeny , presidente del Dartmouth College . Se le encomendó la elaboración de un informe final en un plazo de seis meses y, tras audiencias públicas, declaraciones y recopilación de documentos, publicó un estudio completo el 31 de octubre de 1979. [ 83 ]

Según las cifras oficiales, recopiladas por la Comisión Kemeny de 1979 a partir de datos de Met Ed y NRC, se liberaron un máximo de 480 petabecquerelios (13 MCi) de gases nobles radiactivos, principalmente xenón , durante el evento. [ 84 ] Estos gases nobles se consideraron relativamente inofensivos, y solo se liberaron entre 481 y 629 GBq (13,0 y 17,0 Ci) de yodo-131, causante de cáncer de tiroides . [ 84 ] Las liberaciones totales según estas cifras representaron una proporción relativamente pequeña de los 370 EBq (10 GCi) estimados en el reactor. Posteriormente se descubrió que aproximadamente la mitad del núcleo se había fundido y que el revestimiento alrededor del 90 % de las barras de combustible había fallado, [ 23 ] [ 85 ] con 5 pies (1,5 m) del núcleo desaparecidos y alrededor de 20 toneladas cortas (18 t ) de uranio fluyendo hacia la parte inferior del recipiente de presión, formando una masa de corio . [ 86 ] El recipiente 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. [ 87 ]        

Grupos políticos antinucleares cuestionaron las conclusiones de la Comisión Kemeny, alegando que otras mediciones independientes proporcionaron evidencia de niveles de radiación hasta siete veces superiores a lo normal en lugares a cientos de millas a sotavento de TMI. [ 88 ] Arnie Gundersen , un ex ejecutivo de la industria nuclear y defensor antinuclear, [ 89 ] dijo: "Creo que las cifras en el sitio web de la NRC están equivocadas por un factor de 100 a 1000". [ 90 ] [ 91 ] Gundersen ofrece evidencia, basada en datos de monitoreo de presión, de una explosión de hidrógeno poco antes de las 2:00 p. m. del 28 de marzo de 1979, que habría proporcionado los medios para que ocurriera una alta dosis de radiación. Gundersen cita declaraciones juradas de cuatro operadores de reactores según las cuales el gerente de la planta estaba al tanto de un aumento drástico de presión, después del cual la presión interna cayó a la presión externa. Gundersen también afirmó que la sala de control tembló y las puertas salieron disparadas de sus bisagras. Sin embargo, los informes oficiales del NRC se refieren simplemente a una "combustión de hidrógeno". [ 90 ] 

La Comisión Kemeny se refirió a "una quemadura o explosión que provocó un aumento de presión de 28 libras por pulgada cuadrada (190 kPa) en el edificio de contención", [ 92 ] mientras que The Washington Post informó que "Alrededor de las 2:00 p. m., con la presión casi al punto en que se podían poner en funcionamiento las enormes bombas de refrigeración, una pequeña explosión de hidrógeno sacudió el reactor". [ 93 ] El trabajo realizado para el Departamento de Energía en la década de 1980 determinó que la quemadura de hidrógeno ( deflagración ), que pasó prácticamente desapercibida durante los primeros días, ocurrió 9 horas y 50 minutos después del inicio del accidente, tuvo una duración de 12 a 15 segundos y no implicó una detonación . [ 94 ] [ 95 ]  

La investigación criticó duramente a Babcock & Wilcox , Met Ed, General Public Utilities y la NRC por fallas en el control de calidad y el mantenimiento, capacitación inadecuada de los operadores, falta de comunicación de información importante sobre seguridad, mala gestión y complacencia, pero evitó sacar conclusiones sobre el futuro de la industria nuclear. [ 96 ] La crítica más severa de la Comisión Kemeny dijo que "...serán necesarios cambios fundamentales en la organización, los procedimientos y las prácticas, y sobre todo, en las actitudes" de la NRC y la industria nuclear. [ 97 ] Kemeny dijo que las acciones tomadas por los operadores fueron "inapropiadas", pero que los trabajadores "estaban operando bajo los procedimientos que estaban obligados a seguir, y nuestra revisión y estudio de esos indica que los procedimientos eran inadecuados" y que la sala de control "era sumamente inadecuada para gestionar un accidente". [ 98 ]

La Comisión Kemeny señaló que la válvula PORV de Babcock & Wilcox había fallado previamente en 11  ocasiones, nueve de ellas en posición abierta, permitiendo la fuga de refrigerante. La secuencia causal inicial de eventos en TMI se había replicado 18  meses antes en otro reactor de Babcock & Wilcox, la central nuclear Davis-Besse . Las únicas diferencias fueron que los operadores de Davis-Besse identificaron la falla de la válvula después de 20  minutos, mientras que en TMI tardaron 80 minutos, y el hecho de que la instalación de Davis-Besse operaba al 9% de potencia, frente al 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. [ 99 ]

La Cámara de Representantes de Pensilvania llevó a cabo su propia investigación, que se centró en la necesidad de mejorar los procedimientos de evacuación. [ 72 ]

En 1985, se utilizó una cámara de televisión para observar el interior del reactor dañado. En 1986, se obtuvieron muestras del núcleo y de los escombros de las capas de corio en el fondo del recipiente del reactor y se analizaron. [ 100 ]

Políticas de mitigación

Evacuación voluntaria

Three Mile Island al fondo, detrás del Aeropuerto Internacional de Harrisburg , unas semanas después del accidente.

El miércoles 28 de marzo, horas después de que comenzara el accidente, el vicegobernador Scranton compareció en una rueda de prensa para decir que Met Ed había asegurado al estado que "todo estaba bajo control". [ 101 ] Más tarde ese mismo día, Scranton cambió su declaración, diciendo que la situación era "más compleja de lo que la empresa nos hizo creer inicialmente". [ 101 ] Hubo declaraciones contradictorias sobre las fugas de radiactividad. [ 102 ] Se cerraron las escuelas y se instó a los residentes a permanecer en sus casas. Se les dijo a los agricultores que mantuvieran a sus animales bajo techo y con alimento almacenado. [ 101 ] [ 102 ]

Siguiendo el consejo del Presidente de la NRC y con el fin de tomar todas las precauciones necesarias, recomiendo a quienes puedan ser particularmente susceptibles a los efectos de la radiación, es decir, mujeres embarazadas y niños en edad preescolar, que abandonen el área dentro de un radio de cinco millas de la instalación de Three Mile Island hasta nuevo aviso. Asimismo, hemos ordenado el cierre de todas las escuelas dentro de esta área.

El gobernador Thornburgh, siguiendo el consejo del presidente de la NRC, Joseph Hendrie, recomendó la evacuación de mujeres embarazadas y niños en edad preescolar en un radio de cinco millas alrededor de las instalaciones de Three Mile Island. La zona de evacuación se extendió a un radio de 20 millas el 30 de marzo. [ 103 ] En cuestión de días, 140 000 personas habían abandonado la zona. [ 23 ] [ 101 ] [ 104 ] Más de la mitad de los 663 500 habitantes dentro del radio de 20 millas permanecieron en esa zona. [ 103 ] Según una encuesta realizada en abril de 1979, el 98 % de los evacuados habían regresado a sus hogares en un plazo de tres semanas. [ 103 ]

Las encuestas posteriores al accidente de 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. [ 105 ]

Efecto en la industria de la energía nuclear

Historia mundial del uso de la energía nuclear . El accidente de Three Mile Island es uno de los factores citados para el declive de la construcción de nuevos reactores.

Según el OIEA, el accidente de Three Mile Island fue un punto de inflexión significativo en el desarrollo mundial de la energía nuclear. [ 106 ] De 1963 a 1979, el número de reactores en construcción a nivel mundial aumentó cada año, excepto en 1971 y 1978. Sin embargo, tras el suceso, el número de reactores en construcción en EE. UU. disminuyó de 1980 a 1998, con un aumento de los costos de construcción y retrasos en las fechas de finalización de algunos reactores. [ 107 ] Muchos reactores Babcock & Wilcox similares que estaban encargados fueron cancelados. En total, 52  reactores nucleares estadounidenses fueron cancelados entre 1980 y 1984. [ 108 ]

El accidente no provocó el declive de la industria nuclear estadounidense, pero sí detuvo su crecimiento histórico. Además, como resultado de la crisis del petróleo de 1973 y el análisis posterior a la crisis, que concluyó que existía una posible sobrecapacidad en la carga base , 40 centrales nucleares planificadas ya habían sido canceladas antes del accidente. En el momento del incidente, se habían aprobado 129 centrales nucleares, pero de ellas, solo 53 que no estaban ya en funcionamiento se habían completado. Durante el largo proceso de revisión, complicado por el desastre de Chernóbil siete años después, los requisitos federales para corregir problemas de seguridad y deficiencias de diseño se volvieron más estrictos, la oposición local se intensificó, los tiempos de construcción se alargaron significativamente y los costos se dispararon. [ 109 ] Hasta 2012, [ 110 ] ninguna central nuclear estadounidense había sido autorizada a comenzar su construcción desde el año anterior, 1978. A nivel mundial, el fin del aumento en la construcción de centrales nucleares llegó con el desastre más catastrófico de Chernóbil en 1986 (véase el gráfico).

Limpieza

Un equipo de limpieza trabaja para eliminar la contaminación radiactiva en Three Mile Island.

Inicialmente, GPU planeó reparar el reactor y volver a ponerlo en servicio. [ 111 ] Sin embargo, TMI-2 estaba demasiado dañado y contaminado para reanudar las operaciones; el reactor fue desactivado gradualmente y cerrado permanentemente. TMI-2 había estado en funcionamiento solo tres  meses, pero ahora tenía un recipiente del reactor destruido y un edificio de contención en el que era inseguro caminar. La limpieza comenzó en agosto de 1979 y terminó oficialmente en diciembre de 1993, con un costo total de limpieza de aproximadamente $1  mil millones. [ 20 ] Benjamin K. Sovacool , en su evaluación preliminar de 2007 sobre grandes accidentes energéticos, estimó que el accidente de TMI causó un total de $2.4  mil millones en daños a la propiedad. [ 112 ]

Los esfuerzos se centraron en la limpieza y descontaminación del sitio, especialmente en el desmantelamiento 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 una visión demasiado optimista sobre los daños. [ 113 ] 

En 1988, la NRC anunció que, si bien 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 escombros 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 infiltrado en el hormigón del edificio, lo que hizo que el residuo radiactivo fuera demasiado difícil de eliminar. En consecuencia, se aplazaron los esfuerzos de limpieza adicionales para permitir la disminución de los niveles de radiación y aprovechar los posibles beneficios económicos de desmantelar simultáneamente las Unidades 1 y 2. [ 20 ]   

Efectos en 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. [ 114 ] Según la Sociedad Nuclear Estadounidense , utilizando las cifras oficiales de emisión de radiactividad, «La dosis de radiación promedio para las personas que viven a menos de 10 millas de la planta fue de ocho milirem (0,08 mSv ), y no más de 100 milirem (1 mSv) para ningún individuo. Ocho milirem equivalen aproximadamente a una radiografía de tórax , y 100 milirem equivalen aproximadamente a un tercio del nivel promedio de radiación de fondo que reciben los residentes de EE. UU. en un año». [ 115 ]         

Según el investigador de salud Joseph Mangano, las primeras publicaciones científicas estimaron que no hubo muertes adicionales por cáncer en el área de 16 km (10 millas) alrededor de TMI, basándose en estas cifras. [ 88 ] No se examinaron las tasas de enfermedad en áreas más alejadas de la planta. [ 88 ] 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. Diversos estudios epidemiológicos han concluido que el accidente no tuvo efectos observables a largo plazo para la salud. [ d ]   

Un artículo de investigación revisado por pares del Dr.  Steven Wing encontró un aumento significativo de cánceres entre 1979 y 1985 entre personas que vivían a menos de diez millas de TMI. [ 118 ] En 2009, el Dr. Wing afirmó que las liberaciones de radiación durante el accidente fueron probablemente "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, notablemente, no en el condado de Dauphin donde se ubicaba el reactor) y en grupos de edad de alto riesgo pero no estableció un vínculo causal entre estas incidencias y el accidente. [ 14 ] [ 15 ] El laboratorio Talbott en la Universidad de Pittsburgh informó haber encontrado algunos, pequeños aumentos de riesgos de cáncer dentro de la población de TMI. [ 16 ] Un estudio más reciente llegó a "hallazgos consistentes con observaciones de otras poblaciones expuestas a la radiación", planteando "la posibilidad de que la radiación liberada desde [Three Mile Island] haya alterado el perfil molecular del [cáncer de tiroides] en la población que rodea a TMI", estableciendo un posible mecanismo causal, aunque sin probar definitivamente la causalidad. [ 119 ]

El Proyecto de Radiación y Salud Pública , una organización con poca credibilidad entre los epidemiólogos, [ 120 ] citó cálculos de Mangano que mostraron un aumento en la mortalidad infantil en las comunidades a sotavento dos años después del accidente. [ 88 ] [ 121 ] La evidencia anecdótica también registra efectos en la vida silvestre de la región. [ 88 ] John Gofman utilizó su propio modelo de salud de radiación de bajo nivel, no revisado por pares, para predecir 333 muertes adicionales por cáncer o leucemia a partir del accidente de Three Mile Island de 1979. [ 12 ] La investigación epidemiológica en curso de TMI ha estado acompañada de una discusión sobre problemas en las estimaciones de dosis debido a la falta de datos precisos, así como clasificaciones de enfermedades. [ 122 ]

Protesta antinuclear en Harrisburg, Pensilvania , la capital del estado, tras el accidente de Three Mile Island; 9 de abril de 1979.

El accidente aumentó la credibilidad percibida de los grupos antinucleares y desencadenó protestas en todo el mundo. [ 123 ] [ 124 ] El presidente Carter, quien se había especializado en energía nuclear durante su servicio en la Armada de los Estados Unidos , informó a su gabinete después de visitar la planta que el accidente había sido menor, pero, según se informa, se negó a hacerlo públicamente para evitar ofender a los demócratas que se oponían a la energía nuclear. [ 125 ]

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 mayor manifestación tuvo lugar en la ciudad de Nueva York en septiembre de 1979 y congregó a 200.000  personas, con discursos de Jane Fonda y Ralph Nader . [ 126 ] [ 127 ] [ 128 ] La manifestación de Nueva York se celebró junto con una serie de conciertos nocturnos "No a la energía nuclear" ofrecidos en el Madison Square Garden del 19 al 23 de septiembre por Músicos Unidos por la Energía Segura . En mayo anterior, se estima que 65.000  personas, incluido el gobernador de California, Jerry Brown , asistieron a una marcha y manifestación contra la energía nuclear en Washington, D.C. [ 127 ]

En 1981, grupos de ciudadanos lograron una demanda colectiva contra TMI, obteniendo 25  millones de dólares en un acuerdo extrajudicial. Parte de este dinero se utilizó para fundar el Fondo de Salud Pública de TMI. [ 129 ] En 1983, un gran jurado federal acusó a Metropolitan Edison de cargos penales por la falsificación de los resultados de las pruebas de seguridad previas al accidente. [ 130 ] En virtud de un acuerdo de negociación de culpabilidad, Met Ed se declaró culpable de un cargo de falsificación de registros y no impugnó otros seis cargos, cuatro de los cuales fueron retirados, y acordó pagar una  multa de 45 000 dólares y establecer una  cuenta de 1 millón de dólares para ayudar con la planificación de emergencias en el área circundante a la planta. [ 131 ]

Según Eric Epstein, presidente de Three Mile Island Alert , el operador de la planta de TMI y sus aseguradoras pagaron al menos 82  millones de dólares en compensación documentada públicamente a los residentes por "pérdida de ingresos comerciales, gastos de evacuación y reclamaciones de salud". [ 132 ] 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, y la apelación final de esa decisión fracasó en 2002. [ 133 ] [ 134 ]

teoría de los accidentes normales

El accidente de Three Mile Island inspiró la teoría de accidentes normales de Charles Perrow , que intenta describir las "interacciones imprevistas de múltiples fallas en un sistema complejo". El accidente de Three Mile Island fue un ejemplo de este tipo de accidente porque fue "inesperado, incomprensible, incontrolable e inevitable". [ 135 ]

Perrow concluyó que el fallo en Three Mile Island fue consecuencia de la inmensa complejidad del sistema. Comprendió que estos sistemas modernos de alto riesgo eran propensos a fallar, por muy bien gestionados que estuvieran. Era inevitable que, con el tiempo, sufrieran lo que él denominó un «accidente normal». Por lo tanto, sugirió que sería mejor considerar un rediseño radical o, si eso no fuera posible, abandonar por completo dicha tecnología. [ 136 ]

Perrow denomina accidentes "normales" o accidentes del sistema a estos accidentes porque son inevitables en sistemas extremadamente complejos. Dada la naturaleza del sistema, se producirán múltiples fallos que interactúan entre sí, a pesar de los esfuerzos por evitarlos. [ 137 ] Eventos que inicialmente parecen triviales se desencadenan y multiplican de forma impredecible, creando un evento catastrófico mucho mayor. [ 138 ]

El libro "Normal Accidents" aportó conceptos clave a una serie de desarrollos intelectuales en la década de 1980 que revolucionaron la concepción de la seguridad y el riesgo. Argumentó a favor de examinar las fallas tecnológicas como producto de sistemas altamente interconectados y destacó los factores organizativos y de gestión como las principales causas de las fallas. Los desastres tecnológicos ya no podían atribuirse a fallas aisladas de equipos, errores del operador o casos fortuitos. [ 136 ]

Comparación con las operaciones de la Armada de los Estados Unidos

Tras el incidente de Three Mile Island, el presidente Carter encargó un estudio, Informe de la Comisión Presidencial sobre el Accidente de Three Mile Island (1979). [ 92 ]

Posteriormente, se le pidió al almirante Hyman G. Rickover que explicara al Congreso por qué la propulsión nuclear naval (utilizada en submarinos ) no había sufrido accidentes en reactores, definidos como la liberación incontrolada de productos de fisión al medio ambiente como consecuencia de daños en el núcleo del reactor. En su testimonio, Rickover declaró:

A lo largo de los años, muchas personas me han preguntado cómo dirijo el Programa de Reactores Navales , con la esperanza de que les resulte útil para su propio trabajo. Siempre me decepciona la tendencia de la gente a esperar que tenga un truco sencillo y fácil que haga funcionar mi programa. Cualquier programa exitoso funciona como un todo integrado de muchos factores. Intentar seleccionar un solo aspecto como el clave no funcionará. Cada elemento depende de todos los demás. [ 139 ]

estatus del siglo XXI

Tras el accidente, Three Mile Island solo utilizó una central nuclear, la TMI-1, que se encuentra a la derecha. La TMI-2, a la izquierda, no se ha utilizado desde el accidente.
TMI-2 en febrero de 2014. Las torres de refrigeración están a la izquierda. La piscina de combustible gastado con el edificio de contención del reactor está a la derecha.

Tras el incidente en TMI-2, la NRC suspendió la licencia para operar TMI-1, que era propiedad de Met Ed, una de las compañías operadoras regionales de servicios públicos de General Public Utilities Corporation. En 1982, los ciudadanos de los tres condados que rodean el sitio votaron abrumadoramente en una resolución no vinculante para desmantelar definitivamente la Unidad 1. En 1985, una votación de 4 a 1 de la Comisión Reguladora Nuclear permitió que TMI-1 reanudara sus operaciones. [ 140 ] [ 141 ]

GPU creó General Public Utilities Nuclear Corporation como filial para poseer y operar las instalaciones nucleares de la compañía, incluida Three Mile Island. En 1996, General Public Utilities acortó su nombre a GPU Inc. En 1998, GPU vendió TMI-1 a AmerGen Energy Corporation, una empresa conjunta entre Philadelphia Electric Company y British Energy . (GPU estaba legalmente obligada a continuar con el mantenimiento y la supervisión de TMI-2). En 2001, GPU fue adquirida por FirstEnergy Corporation y disuelta, y el mantenimiento y la administración de la Unidad 2 fueron subcontratados a AmerGen.

En 2000, Philadelphia Electric se fusionó con Unicom Corporation para formar Exelon. En 2003, Exelon compró las acciones restantes de AmerGen a British Energy. En 2009, Exelon Nuclear absorbió y disolvió AmerGen. Junto con la Unidad 1 de TMI, Exelon Nuclear opera la central eléctrica de Clinton y varias otras instalaciones nucleares. [ e ]

La Unidad 2 continúa autorizada y regulada por la Comisión Reguladora Nuclear en una condición conocida como Almacenamiento Monitoreado Posterior al Descombustible. [ 147 ] El reactor TMI-2 ha sido cerrado 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 mayor parte de los restos del núcleo enviados fuera del sitio a una instalación del Departamento de Energía, y el resto del sitio bajo monitoreo. El propietario planeaba mantener la instalación en almacenamiento monitoreado a largo plazo hasta que expirara la licencia de operación de la planta TMI-1, momento en el cual ambas plantas serían desmanteladas. [ 23 ]

En 2009, la NRC otorgó una extensión de licencia que permitió que el reactor TMI-1 operara hasta el 19 de abril de 2034. [ 148 ] [ 149 ] 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 mantenerlo abierto. [ 150 ] Cuando quedó claro que la legislación de subsidios no se aprobaría, Exelon decidió retirar la planta. [ 151 ] La Unidad 1 de TMI cerró el 20 de septiembre de 2019. [ 152 ] Tras el cierre permanente, la Unidad 1 está en desmantelamiento, pasando al estado SAFSTOR . [ 153 ]

En 2020, el sitio fue adquirido por TMI-2 Solutions, una subsidiaria de EnergySolutions , con la intención de limpiar el sitio con menos dinero del disponible en un fondo específico. [ 154 ] El 8 de mayo de 2023, TMI-2 Solutions anunció que el 99% del combustible nuclear había sido limpiado y que el sitio había entrado en la siguiente fase de limpieza que durará hasta 2029. [ 155 ] [ 154 ] TMI-2 Solutions planeaba terminar la limpieza y demoler la planta para 2052. [ 154 ]

En septiembre de 2024, Constellation Energy anunció planes para reactivar la central nuclear de Three Mile Island y vender la energía a Microsoft para sus centros de datos de inteligencia artificial . [ 156 ] Constellation prevé que el reactor de la Unidad 1 de Three Mile Island vuelva a estar operativo en 2027, sujeto a la aprobación de la Comisión Reguladora Nuclear. Constellation también planea solicitar la extensión de las operaciones de la central hasta al menos 2054. [ 157 ]

Cronología

Documentales

Meltdown: Three Mile Island es una docuserie de cuatro partes estrenada por Netflix el 4 de mayo de 2022. [ 158 ] El documental relata los eventos, las controversias y los efectos persistentes del accidente. [ 159 ] En la serie aparecen Rick Parks, un ingeniero nuclear de TMI que se convirtió en denunciante contra Bechtel ; [ 160 ] [ 161 ] Lake Barrett, un consultor energético independiente que se desempeñó como director en el sitio de la NRC para la limpieza de TMI-2; Eric Epstein, presidente de TMI Alert, una organización de vigilancia nuclear en el centro de Pensilvania; Michio Kaku , un físico teórico estadounidense y crítico de la energía nuclear; y residentes de las comunidades afectadas por el evento. [ 162 ] [ 163 ] [ 159 ]

Radioactive: The Women of Three Mile Island es un documental de 2023 sobre el accidente. [ 164 ]

El 15 de marzo de 1979, doce días antes del accidente, se estrenó la película El síndrome de China , que inicialmente recibió una fuerte reacción negativa de la industria de la energía nuclear, que la calificó de "pura ficción" y un " asesinato de la reputación de toda una industria". [ 165 ] En la película, la reportera de televisión Kimberly Wells ( Jane Fonda ) y su camarógrafo Richard Adams ( Michael Douglas ) filman en secreto un grave accidente en una central nuclear mientras graban una serie sobre energía nuclear . En un momento de la película, un funcionario le dice a Wells que una explosión en la central "podría dejar inhabitable de forma permanente un área del tamaño del estado de Pensilvania". [ 166 ] Tras el estreno de la película, Fonda comenzó a ejercer presión en contra de la energía nuclear. En un intento por contrarrestar sus esfuerzos, Edward Teller ( físico nuclear , asesor científico del gobierno y colaborador en el diseño de la bomba termonuclear Teller-Ulam ) presionó personalmente a favor de la energía nuclear. [ 167 ] Teller sufrió un ataque al corazón poco después del incidente y bromeó diciendo que era la única persona cuya salud se vio afectada. [ 168 ]

La película de superhéroes de 2009, X-Men Origins: Wolverine, muestra Three Mile Island en la década de 1970 como una prisión para mutantes dirigida por el principal antagonista, William Stryker, y su equipo de científicos, donde experimentaban y combinaban los poderes de los mutantes para los programas Arma X y Arma XI. La película muestra el accidente de 1979 como consecuencia de la destrucción sufrida durante una batalla entre Wolverine, Sabretooth y Deadpool.

Véase también

General:

Notas

  1. Atribuido a múltiples fuentes: [ 13 ] [ 14 ] [ 15 ] [ 16 ] [ 17 ] [ 18 ] [ 19 ]
  2. Atribuido a múltiples fuentes: [ 65 ] [ 66 ] [ 67 ] [ 68 ]
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Referencias

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  28. Kerlin, Thomas W.; Upadhyaya, Belle R. (2019). Dinámica y control de reactores nucleares . Elsevier Science. pág. 116. ISBN  978-0-12-815261-4Un presurizador de PWR es un recipiente con agua líquida en la sección inferior y vapor saturado en la sección superior. Se utiliza para regular la presión del refrigerante primario (≈ 150 bares ) en reactores PWR y CANDU. El presurizador está conectado a una de las tuberías de la rama caliente mediante una línea de sobrepresión larga. Debido al contacto entre el vapor y el agua líquida, el agua también se encuentra a la temperatura de saturación en estado estacionario. El agua de refrigeración pulverizada entra por la parte superior y los calentadores eléctricos en la parte inferior calientan el agua líquida. El estado estacionario puede verse alterado por la entrada o salida de agua, cambios en la temperatura del agua de entrada, cambios en el caudal de pulverización o cambios en la potencia del calentador. Un sistema de control del presurizador de PWR puede modificar la presión modulando la potencia del calentador y/o el caudal de pulverización.
  29. Kerlin, Thomas W.; Upadhyaya, Belle R. (2019). Dinámica y control de reactores nucleares . Elsevier Science. pág. 141. ISBN  978-0-12-815261-4. El propósito del presurizador es controlar la presión en el circuito primario a una presión nominal de refrigerante de 2250 lb./in 2 (≈ 153 bares). La presión primaria se regula modulando la potencia del calentador y el flujo de pulverización de una rama fría… El agua en el presurizador es la única superficie libre en el sistema de refrigeración primario. A plena potencia, el presurizador contiene el 60% de su volumen lleno de agua. Los cambios en el nivel de agua del presurizador suelen ser el resultado de cambios en la densidad del agua causados ​​por cambios en la temperatura promedio del refrigerante… Un sistema llamado… Sistema de reposición y purificación controla el nivel de agua en el presurizador… Se inyecta agua en el sistema de refrigeración primario para aumentar el nivel de agua del presurizador hasta el punto de ajuste. Un sistema de flujo descendente disminuye el nivel de agua… (otras funciones) son la purificación del agua mediante filtros y desmineralizadores y el control de la concentración de veneno soluble mediante la adición o eliminación de ácido bórico.
  30. "Sistema de refrigeración del reactor, tuberías y presurizador" (PDF) . Manual del curso de capacitación cruzada en tecnología de agua a presión B&W . Comisión Reguladora Nuclear de EE. UU., Capacitación y Desarrollo de Recursos Humanos (HRTD). Octubre de 2009. págs. 2.2-7, 2.2-8 . Recuperado el 1 de noviembre de 2021. El tanque de drenaje de refrigerante del reactor (RCDT) está diseñado para condensar y enfriar el efluente de vapor de las válvulas de seguridad y alivio del presurizador si alguna vez se accionan. El tanque también sirve como punto de recolección para el sistema de eliminación de desechos líquidos... El vapor descargado de las válvulas de seguridad y las válvulas de alivio del código ingresa al tanque a través de boquillas difusoras y es condensado por el agua contenida en el tanque. Si las válvulas de seguridad se levantan, 1.400.000 lb/h de vapor saturado a 490 psig se descargarían en el colector del tanque. Se supone que el flujo de vapor en el tanque dura 15 segundos. La presión y la temperatura máximas en el tanque (fuera del colector del difusor) se producirían al final de la purga de vapor y serían de 30 psig y 200 °F. La protección contra sobrepresión para el RCDT se proporciona mediante una válvula de alivio con un punto de ajuste de 90 psig y un disco de ruptura con un ajuste de 100 psig. 
  31. "Sistema de derivación de turbina" . Nuclear Power Com . Energía nuclear para todos . Consultado el 21 de octubre de 2021. La función del sistema de derivación de turbina es eliminar el exceso de energía del sistema de refrigeración del reactor mediante la descarga de un porcentaje determinado del flujo nominal de vapor principal directamente a los condensadores principales, es decir, mediante la derivación de la turbina. Este calor se disipa al condensador a través de las válvulas de descarga de vapor.
  32. Walker, J. Samuel (2004). Three Mile Island: Una crisis nuclear en perspectiva histórica . Berkeley, California: University of California Press. pág. 73. ISBN  0-520-23940-7Consultado el 18 de octubre de 2021. El cierre del sistema secundario provocó un rápido aumento de la temperatura y la presión en el sistema primario, principalmente porque los generadores de vapor ya no podían extraer el calor del agua proveniente del núcleo. Como resultado, ocho segundos después de que se activaran las bombas de pulido, el reactor se detuvo automáticamente. Las barras de control entraron en el núcleo y detuvieron la producción de calor por fisión nuclear. Sin embargo, persistía el problema de gestionar el calor residual...
  33. Kemeny, John J. (octubre de 1979). «Relato del accidente». Informe de la Comisión sobre el accidente de Three Mile Island: la necesidad de cambio: el legado de TMI . Washington, DC: Oficina de Imprenta del Gobierno de los Estados Unidos . pág. 90. ISBN  978-1297534478. Recuperado el 20 de octubre de 2021 . Cuando se detuvo el flujo de agua de alimentación, la temperatura del refrigerante del reactor aumentó. El agua que se calentaba rápidamente se expandió. El nivel del presurizador (el nivel del agua dentro del tanque del presurizador) subió y el vapor en la parte superior del tanque se comprimió. La presión dentro del presurizador llegó a 2255 libras por pulgada cuadrada, 100 psi más de lo normal. Entonces, una válvula en la parte superior del presurizador, llamada válvula de alivio operada por piloto, o PORV, se abrió, como estaba diseñada para hacerlo, y el vapor y el agua comenzaron a fluir fuera del sistema de refrigeración del reactor a través de una tubería de drenaje hacia un tanque en el piso del edificio de contención. Sin embargo, la presión continuó aumentando, y 8 segundos después de que la primera bomba se disparó, el reactor de TMI-2, como estaba diseñado para hacerlo, se detuvo: sus barras de control cayeron automáticamente hacia el núcleo del reactor para detener su fisión nuclear.
  34. Omang, Joanne; Reid, RR (18 de mayo de 1979). "Operadores de planta nuclear malinterpretan datos en accidente" . The Washington Post . Washington, DC ISSN 0190-8286 . OCLC 1330888409 .  
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  36. Kemeny, John J. (octubre de 1979). «Relato del accidente». Informe de la Comisión sobre el accidente de Three Mile Island: la necesidad de cambio: el legado de TMI . Washington, DC: Oficina de Imprenta del Gobierno de los Estados Unidos. págs. 90, 91. ISBN  978-1297534478. Consultado el 20 de octubre de 2021 .
  37. "Fallo de bomba y alerta de sirena" . The Washington Post . 1979. Consultado el 4 de septiembre de 2016. Al parecer, las válvulas se cerraron para mantenimiento rutinario, en violación de una de las normas más estrictas de la Comisión Reguladora Nuclear. La norma establece simplemente que las bombas de alimentación auxiliares nunca pueden estar todas fuera de servicio por mantenimiento mientras el reactor está en funcionamiento.
  38. Walker, J. Samuel (2004). Three Mile Island: Una crisis nuclear en perspectiva histórica . Berkeley, California: University of California Press. págs. 73–74 . ISBN  0-520-23940-7Recuperado el 18 de octubre de 2021. En TMI-2, la válvula de alivio de presión (PORV) se abrió tres segundos después de que se dispararan las bombas de condensado, tal como estaba previsto. Desafortunadamente, diez segundos después, tras la disminución de la temperatura y la presión en el sistema primario, no se cerró como estaba previsto. La válvula de alivio abierta permitió que escaparan cantidades crecientes de refrigerante del reactor. Esta no era la primera vez que la PORV se quedaba abierta en TMI-2, y era un problema crónico en las centrales de Babcock & Wilcox. La misma secuencia de eventos había ocurrido en Davis-Besse en 1977. En ese caso, un operador reconoció que la válvula estaba abierta y la bloqueó inmediatamente.
  39. Kemeny, John J. (octubre de 1979). «Conclusiones de la Comisión». Informe de la Comisión sobre el accidente de Three Mile Island: la necesidad de cambio: el legado de TMI . Washington, DC: Oficina de Imprenta del Gobierno de los Estados Unidos. pág. 44. ISBN  978-1297534478Recuperado el 19 de octubre de 2021. Tras un incidente ocurrido en TMI-2 un año antes , durante el cual la válvula PORV se atascó en posición abierta, se instaló una luz indicadora en la sala de control. Dicha luz solo mostraba que se había enviado una señal para cerrar la válvula —no indicaba si la válvula estaba realmente cerrada—, lo que contribuyó a la confusión durante el accidente.
  40. Norman, Donald (1988). El diseño de las cosas cotidianas . Nueva York: Basic Books. págs. 43–44 . ISBN  978-0-465-06710-7. Consultado el 18 de octubre de 2021 .
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  42. "Manual del curso de capacitación cruzada en tecnología de reactores de agua a presión B&W" (PDF) . USNRC HRDT 18-2 . Comisión Reguladora Nuclear de EE. UU. Julio de 2011. pág. 18-3 . Recuperado el 20 de octubre de 2021. Una luz indicadora en la sala de control muestra cuándo se ha ordenado el cierre de la PORV (es decir, cuando se corta la energía al solenoide de apertura de la válvula), pero no muestra cuándo se cierra realmente la válvula. Ahora se sabe que la válvula, de hecho, no se cerró como estaba diseñada para hacerlo. Sin embargo, los operadores no tenían forma directa de saberlo. 
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  54. Walker, J. Samuel (2004). Three Mile Island: Una crisis nuclear en perspectiva histórica . Berkeley, California: University of California Press. pág. 78. ISBN  0-520-23940-7. Recuperado el 24 de octubre de 2021 . Finalmente..., un supervisor de turno que acababa de llegar a la planta..., concluyó a partir de las lecturas de presión y temperatura en el circuito primario que la válvula de alivio de presión (PORV) estaba al menos parcialmente abierta. No estaba seguro de lo que ocurría en el núcleo, pero razonó que no se podría causar daño y tal vez algún beneficio cerrando la válvula de alivio defectuosa. A las 6:22  a. m., ordenó que se cerrara una válvula de respaldo para la PORV, llamada válvula de bloqueo. Para entonces, unos treinta y dos mil galones de refrigerante, más de un tercio del volumen en el sistema primario, habían salido de la PORV atascada en posición abierta. Ninguno de los empleados en la sala de control tomó medidas para determinar cuánto tiempo había estado abierta la PORV ni para reponer el refrigerante que se había escapado. Cerrar la válvula de bloqueo fue una decisión acertada, pero insuficiente por sí sola para evitar el grave daño al núcleo que había causado dejar la PORV abierta durante aproximadamente dos horas y veinte minutos.
  55. Walker, J. Samuel (2004). Three Mile Island: Una crisis nuclear en perspectiva histórica . Berkeley, California: University of California Press. pág. 79. ISBN  0-520-23940-7Recuperado el 24 de octubre de 2021. A las 6:56 a. m . , uno de los supervisores de la planta —las versiones difieren sobre cuál— declaró una emergencia en el sitio. El plan de emergencia de TMI-2 indicaba que esta acción debía tomarse si sonaban las alarmas de radiación en más de un área. Una emergencia en el sitio significaba que existía la posibilidad de una "liberación incontrolada de radiactividad" dentro de los límites de la planta. Requería la evacuación de los edificios afectados, el cierre de las puertas que daban acceso a la planta y la notificación a la NRC y al estado de Pensilvania. Menos de media hora después..., el gerente de la estación de Three Mile Island declaró una emergencia general... Las nuevas y alarmantemente altas lecturas de radiación en el edificio de contención lo convencieron de anunciar una emergencia general, que se definió como aquella que tiene el "potencial de graves consecuencias radiológicas para la salud y la seguridad del público en general".
  56. Walker, J. Samuel (2004). Three Mile Island: Una crisis nuclear en perspectiva histórica . Berkeley, California: University of California Press. pp. 80, 81. ISBN  0-520-23940-7. Consultado el 24 de octubre de 2021. Thornburgh asignó la responsabilidad de recopilar e informar sobre el accidente a Scranton debido a su confianza en la capacidad e integridad del vicegobernador.
  57. Walker, J. Samuel (2004). Three Mile Island: Una crisis nuclear en perspectiva histórica . Berkeley, California: University of California Press. pp. 80–84 . ISBN  0-520-23940-7. Consultado el 24 de octubre de 2021 .
  58. Walker, J. Samuel (2004). Three Mile Island: Una crisis nuclear en perspectiva histórica . Berkeley, California: University of California Press. pp. 80–84 . ISBN  0-520-23940-7. Consultado el 24 de octubre de 2021 .
  59. Walker, J. Samuel (2004). Three Mile Island: Una crisis nuclear en perspectiva histórica . Berkeley, California: University of California Press. págs. 84–86 . ISBN  0-520-23940-7Recuperado el 24 de octubre de 2021. Los niveles medidos fuera de TMI-2 el 28 de marzo fueron, según cualquier estándar, muy bajos y poco probables de representar una amenaza para la salud pública, siempre y cuando no ocurrieran de forma continua durante un período prolongado. Met Ed contaba con veinte instrumentos para medir la radiactividad ambiental en lugares aledaños al sitio. Si bien un monitor de chimenea calibrado para medir niveles muy bajos de radiación se desvió de su escala al comienzo del accidente, las lecturas de otros instrumentos proporcionaron información razonablemente confiable sobre las emisiones de la planta. La lectura más alta fue de 7 milirems por hora; la mayoría de las mediciones se encontraban en el rango de 1 milirem por hora o menos. Estos valores estaban muy por debajo de la cantidad de radiación normalmente presente en el medio ambiente.
  60. Walker, J. Samuel (2004). Three Mile Island: Una crisis nuclear en perspectiva histórica . Berkeley, California: University of California Press. pág. 87. ISBN  0-520-23940-7. Consultado el 24 de octubre de 2021 . ...Scranton ofreció su segunda rueda de prensa del día... "En este momento, creemos que todavía no hay peligro para la salud pública". Las declaraciones de Scranton no dejaron lugar a dudas de que el estado había descartado a la empresa de servicios públicos como socio en la respuesta al accidente. El estado esperaba obtener mayores beneficios en sus esfuerzos por proteger la salud pública mediante la colaboración con la NRC. Como recordó Critchlow, "Creo que casi instintivamente preferimos tratar con la gente de la NRC".
  61. "Victor Gilinsky" . Comisión Reguladora Nuclear de EE . UU. Consultado el 6 de marzo de 2018 .
  62. Walker, J. Samuel (2004). Three Mile Island: Una crisis nuclear en perspectiva histórica . Berkeley, California: University of California Press. pág. 89. ISBN  0-520-23940-7Consultado el 24 de octubre de 2021. Al igual que Hendrie , Gilinsky lo consideró motivo de preocupación , pero no de alarma. Intentó mantener sus citas previamente programadas para evitar la apariencia de una crisis y, en su calidad de presidente interino, dedicó gran parte del día a responder llamadas telefónicas de miembros del Congreso y periodistas.
  63. Walker, J. Samuel (2004). Three Mile Island: Una crisis nuclear en perspectiva histórica . Berkeley, California: University of California Press. pp. 90, 91. ISBN  0-520-23940-7Recuperado el 24 de octubre de 2021. Por tradición, estructura y mandato legal, la agencia estaba mal preparada y mal equipada para hacer frente a una emergencia en una central nuclear. No era una agencia operativa que gestionara las centrales o llevara a cabo procedimientos de emergencia, sino una agencia deliberativa que establecía normas, consideraba las solicitudes de licencia y realizaba inspecciones. No tenía autoridad para indicar a la empresa eléctrica qué debía hacer para estabilizar el reactor, ni capacidad para operar la central, ni poder para ordenar la evacuación de la zona circundante. Su función se limitaba en gran medida a recopilar información y formular recomendaciones. La NRC carecía de una estructura de mando para hacer frente a un accidente grave.
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  82. Walker, J. Samuel (2004). Three Mile Island: Una crisis nuclear en perspectiva histórica . Berkeley, CA: University of California Press. pp. 209–210 . ISBN  0-520-23940-7Recuperado el 25 de octubre de 2021. La crisis de Three Mile Island fue seguida rápidamente por varias investigaciones exhaustivas. La NRC, el estado de Pensilvania, comités del Congreso y grupos de la industria nuclear patrocinaron estudios importantes, pero las investigaciones más destacadas fueron realizadas por la Comisión Presidencial sobre el Accidente de Three Mile Island. En un discurso a la nación sobre políticas energéticas el 5 de abril de 1979, el presidente Carter anunció que crearía una comisión independiente "para investigar las causas" de Three Mile Island y "para formular recomendaciones sobre cómo mejorar la seguridad de las centrales nucleares". Seis días después, estableció formalmente la comisión e identificó a once personas que había designado para integrarla (un duodécimo se añadió poco después). El costo proyectado del estudio era de aproximadamente un millón de dólares. La Casa Blanca evitó deliberadamente incluir en el panel a personas asociadas con posturas fuertemente pro o antinucleares.
  83. Walker, J. Samuel (2004). Three Mile Island: Una crisis nuclear en perspectiva histórica . Berkeley, California: University of California Press. pág. 210. ISBN  0-520-23940-7Recuperado el 25 de octubre de 2021. La Comisión Kemeny operó bajo estrictas limitaciones de tiempo. El presidente le ordenó presentar un informe final sobre Three Mile Island dentro de los seis meses posteriores a su primera reunión. La comisión llevó a cabo su investigación asignando personal y consultores a grupos de trabajo que examinaron cuestiones técnicas, las funciones de la NRC y Met Ed, la preparación para emergencias, la información pública y los efectos en la salud. Después de celebrar una serie de audiencias públicas, tomar más de 150 declaraciones y recopilar aproximadamente trescientos pies cúbicos de documentos, presentó sus conclusiones a Carter el 30 de octubre de 1979 y las hizo públicas al día siguiente. El estudio completo consistió en un resumen de 179 páginas y nueve volúmenes de informes de grupos de trabajo que sumaron más de 2200 páginas.
  84. 1 2 Walker, J. Samuel (2004). Three Mile Island: Una crisis nuclear en perspectiva histórica . Berkeley, California: University of California Press. pág. 231. ISBN  0-520-23940-7. Recuperado el 25 de octubre de 2021 . Otra pregunta importante que planteó la limpieza del edificio de contención fue por qué no se había escapado más yodo radiactivo de la planta. Aunque el accidente liberó hasta 13 millones de curies de gases nobles radiactivos al medio ambiente, liberó muy poco del mucho más peligroso yodo-131. Un curie es una unidad de medida que se usaba anteriormente para indicar la tasa de desintegración (o nivel de actividad) de las sustancias radiactivas. De los 64 millones de curies de yodo-131 estimados en el núcleo en el momento del accidente, menos de 20 curies se filtraron a la atmósfera. Esta fue una liberación de yodo-131 mucho menor de lo que los expertos en reactores habían postulado al proyectar las consecuencias de un accidente grave en un reactor antes de Three Mile Island. Los investigadores descubrieron que la mayor parte del yodo-131 en el núcleo se había combinado con otros elementos para formar compuestos que se disolvieron en agua o se adhirieron a las superficies metálicas en el edificio de contención. En las condiciones que existían en el núcleo y en el edificio del reactor, el yodo no permaneció en estado gaseoso el tiempo suficiente para escapar de la planta al medio ambiente.
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  • Informe de la Comisión Presidencial sobre el Accidente en Three Mile Island.pdf – Informe de la Comisión Presidencial sobre el Accidente en Three Mile Island
  • Informe de la Comisión Presidencial sobre el Accidente de Three Mile Island – LibriVox Audiolibro de dominio público del informe final
  • ¿Qué sucedió realmente en Three Mile Island?, una presentación de PowerPoint sobre la limpieza de TMI-2 realizada por Lake Barrett, quien dirigió el proyecto para el NRC.

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