El reactor estacionario de baja potencia número uno , también conocido como SL-1 , inicialmente el reactor de baja potencia Argonne ( ALPR ), fue un reactor nuclear experimental del ejército de los Estados Unidos en el oeste de los Estados Unidos en la Estación Nacional de Pruebas de Reactores (NRTS) en Idaho, a unas cuarenta millas (65 km) al oeste de Idaho Falls , ahora el Laboratorio Nacional de Idaho . El 3 de enero de 1961, a las 9:01 pm MST, un operador sacó por completo la barra de control central del reactor, lo que provocó que el reactor pasara de estar completamente apagado a crítico inmediato . El intenso calor de la reacción nuclear expandió el agua dentro del núcleo del reactor, produciendo un golpe de ariete extremo y haciendo que agua, vapor, componentes del reactor, escombros y combustible se ventilaran desde la parte superior del reactor donde estaban trabajando los tres operadores. Cuando el agua golpeó la parte superior del recipiente del reactor, impulsó todo el recipiente del reactor hasta el techo de la sala del reactor, donde golpeó la grúa aérea. Un supervisor que se encontraba sobre la tapa del reactor fue atravesado por un tapón de protección de la barra de control que salió expulsado y quedó clavado al techo. El material liberado alcanzó a los otros dos operadores, hiriéndolos mortalmente. El recipiente del reactor luego cayó a su posición original. [1]
Los primeros informes de prensa indicaron que una explosión química fue la causa probable del accidente que mató a los tres jóvenes operadores militares. [2] [3] [4] [5] El 9 de enero de 1961, la prensa comenzó a informar que un operador había sido "alojado en la estructura superior del edificio del reactor" antes de la remoción del cuerpo a las 2:37 am del 9 de enero. [6] [7] Sigue siendo el único accidente de reactor estadounidense que causó muertes inmediatas. [8]
El SL-1, que formaba parte del Programa de Energía Nuclear del Ejército , era un prototipo de reactor destinado a proporcionar energía eléctrica y calor a instalaciones militares pequeñas y remotas, como los emplazamientos de radar cerca del Círculo Polar Ártico y los de la línea DEW . [9] La potencia de diseño era de 3 MW ( térmica ), [10] pero se habían realizado algunas pruebas de 4,7 MW en los meses anteriores al accidente. La potencia útil de salida era de 200 kW eléctricos y 400 kW para calefacción de espacios. [10]
Durante el accidente, el nivel de potencia del núcleo alcanzó casi 20 GW en cuatro milisegundos, lo que provocó la explosión. [11] [12] [13] [14] La causa directa fue la extracción excesiva de la barra de control central que absorbió neutrones en el núcleo del reactor .
El accidente liberó alrededor de 80 curies (3,0 TBq ) de yodo-131 . [15] Esto no se consideró significativo, debido a su ubicación en el remoto desierto alto del este de Idaho . Se liberaron a la atmósfera alrededor de 1100 curies (41 TBq) de productos de fisión . [16]
Entre 1954 y 1955, el ejército estadounidense había estado evaluando la necesidad de contar con plantas de reactores nucleares que pudieran funcionar en regiones remotas del Ártico . Los reactores debían reemplazar a los generadores diésel y las calderas que proporcionaban electricidad y calefacción a las estaciones de radar del ejército. La División de Reactores del Ejército había redactado directrices para el proyecto y había contratado al Laboratorio Nacional Argonne (ANL) para diseñar, construir y probar un prototipo de planta de reactor que se llamaría Reactor de Baja Potencia Argonne (ALPR). [17] Algunos de los criterios más importantes incluían:
El prototipo se construyó en la Estación Nacional de Pruebas de Reactores al oeste de Idaho Falls desde julio de 1957 hasta julio de 1958. Entró en estado crítico por primera vez el 11 de agosto de 1958, [17] entró en funcionamiento el 24 de octubre y se inauguró formalmente el 2 de diciembre de 1958. [17]
El reactor de agua en ebullición (BWR) de 3 MW (térmico) utilizó combustible de uranio altamente enriquecido al 93,20%. [18] Funcionaba con circulación natural , utilizando agua ligera como refrigerante (en lugar de agua pesada ) y moderador. [19] ANL utilizó su experiencia de los experimentos con BORAX para diseñar el reactor. El sistema de agua circulante funcionaba a 300 libras por pulgada cuadrada (2100 kPa) fluyendo a través de placas de combustible de aleación de uranio y aluminio.
La planta fue entregada al Ejército para entrenamiento y experiencia operativa en diciembre de 1958 después de pruebas exhaustivas, con Combustion Engineering Incorporated (CEI) actuando como contratista principal a partir del 5 de febrero de 1959. [20]
El CEI era responsable de la operación real del reactor SL-1, del entrenamiento rutinario del personal militar y de los programas de investigación de desarrollo.
El contratista proporcionó en el lugar de trabajo un gerente de proyecto, un supervisor de operaciones, un supervisor de pruebas y un personal técnico de aproximadamente seis personas. En los últimos meses, el gerente de proyecto pasó aproximadamente la mitad del tiempo en el lugar de trabajo y la otra mitad en la oficina del contratista en Connecticut. En su ausencia, se asignó como gerente de proyecto al supervisor de operaciones o al supervisor de pruebas.
... Se entendió, como lo indicó el testimonio ante la Junta, que CEI proporcionaría supervisión en cualquier turno en que se realizara trabajo no rutinario.
... la Oficina de Idaho de la AEC y la Oficina de Reactores del Ejército claramente creían que la adición de supervisores nocturnos cuando solo se trataba de trabajo rutinario frustraría parte del propósito de operar el reactor bajo el acuerdo existente, es decir, obtener experiencia en la operación de la planta solo con personal militar.
— Informe sobre el incidente del SL-1, 3 de enero de 1961, págs. 6-7 [21]
Los aprendices del Programa de Entrenamiento de Reactores del Ejército incluían miembros del Ejército, llamados cuadros , que eran los principales operadores de la planta. Muchos civiles marítimos también se entrenaron junto con algunos miembros de la Fuerza Aérea y la Marina . [20] Si bien la operación de la planta generalmente la hacía el cuadro en tripulaciones de dos hombres, el desarrollo del reactor era supervisado directamente por el personal del CEI. El CEI decidió realizar trabajos de desarrollo en el reactor tan recientemente como la segunda mitad de 1960, en la que el reactor debía funcionar a 4,7 MW térmicos para una "prueba del condensador PL-1". [22] A medida que el núcleo del reactor envejecía y las tiras de veneno de neutrones de boro se corroían y se descascarillaban, el CEI calculó que se había perdido aproximadamente el 18% del boro en el núcleo. El 11 de noviembre de 1960, el CEI instaló láminas de cadmio (también un veneno) "en varias posiciones de ranuras en T para aumentar el margen de apagado del reactor". [23]
La mayor parte del equipo de la planta se encontraba en un edificio de reactor de acero cilíndrico conocido como ARA-602. Tenía 38,5 pies (11,7 m) de diámetro con una altura total de 48 pies (15 m), [10] y estaba hecho de placas de acero, la mayoría de las cuales tenían un espesor de 1 ⁄ 4 de pulgada (6,4 mm). El acceso al edificio se proporcionaba por una puerta común a través de una escalera exterior cerrada desde ARA-603, el edificio de instalaciones de apoyo. Una puerta de salida de emergencia conducía a una escalera exterior al nivel del suelo. [10] El edificio del reactor no era una carcasa de contención de tipo presión como se habría utilizado para reactores ubicados en áreas pobladas. Sin embargo, el edificio pudo contener la mayoría de las partículas radiactivas liberadas por la eventual explosión.
La estructura del núcleo del reactor fue construida para albergar 59 conjuntos de combustible, un conjunto de fuente de neutrones de arranque y nueve barras de control . El núcleo real en uso tenía 40 elementos de combustible y estaba controlado por cinco barras cruciformes. [10] Las cinco barras activas tenían la forma de un símbolo más (+) en sección transversal: una en el centro (barra número 9) y cuatro en la periferia del núcleo activo (barras 1, 3, 5 y 7). [10] Las barras de control estaban hechas de cadmio de 60 milésimas de pulgada (1,5 mm) de espesor, revestidas con 80 milésimas de pulgada (2,0 mm) de aluminio. Tenían una envergadura total de 14 pulgadas (36 cm) y una longitud efectiva de 32 pulgadas (81 cm). [10] Los 40 conjuntos de combustible estaban compuestos por nueve placas de combustible cada uno. [10] Las placas tenían un espesor de 120 milésimas de pulgada (3,0 mm) y estaban compuestas por 50 milésimas de pulgada (1,3 mm) de "carne" de aleación de uranio y aluminio recubierta por 35 milésimas de pulgada (0,89 mm) de revestimiento de aluminio X-8001 . [10] La carne tenía 25,8 pulgadas (66 cm) de largo y 3,5 pulgadas (8,9 cm) de ancho. El espacio de agua entre las placas de combustible era de 310 milésimas de pulgada (7,9 mm). [10] Los canales de agua dentro de las cubiertas de las barras de control eran de 0,5 pulgadas (13 mm). La carga inicial del núcleo de 40 conjuntos estaba altamente enriquecida con 93,2% de uranio-235 y contenía 31 libras (14 kg) de U-235. [10]
La elección deliberada de utilizar menos conjuntos de combustible hizo que la región cercana al centro fuera más activa de lo que hubiera sido con 59 conjuntos de combustible. Las cuatro barras de control externas ni siquiera se utilizaron en el núcleo más pequeño después de que las pruebas concluyeran que no eran necesarias. [10] [21] En el núcleo operativo SL-1, las barras 2, 4, 6 y 8 eran barras ficticias, tenían calzas de cadmio recién instaladas o estaban llenas de sensores de prueba y tenían la forma de la letra T mayúscula. [22] El esfuerzo por minimizar el tamaño del núcleo le dio un valor de reactividad anormalmente grande a la barra 9, la barra de control central.
El martes 3 de enero de 1961, el SL-1 se estaba preparando para reiniciarse después de un apagado de 11 días durante las vacaciones. Los procedimientos de mantenimiento requerían que las barras se retiraran manualmente unos centímetros para volver a conectar cada una a su mecanismo de accionamiento. A las 9:01 pm MST , la barra 9 se retiró demasiado de repente, lo que provocó que el SL-1 entrara en estado crítico de inmediato. En cuatro milisegundos, el calor generado por la enorme excursión de potencia resultante hizo que el combustible dentro del núcleo se derritiera y se vaporizara explosivamente. Las placas de combustible en expansión produjeron una onda de presión extrema que expulsó agua hacia arriba, golpeando la parte superior del recipiente del reactor con una presión máxima de 10,000 libras por pulgada cuadrada (69,000 kPa). La babosa de agua fue impulsada a 160 pies por segundo (49 m/s) con una presión promedio de alrededor de 500 libras por pulgada cuadrada (3,400 kPa). [18] Este golpe de ariete extremo impulsó todo el recipiente del reactor hacia arriba a 27 pies por segundo (8,2 m/s), mientras que los tapones de protección fueron expulsados a 85 pies por segundo (26 m/s). [18] Con seis agujeros en la parte superior del recipiente del reactor, agua a alta presión y vapor rociaron toda la habitación con restos radiactivos del núcleo dañado. Una investigación posterior concluyó que el recipiente de 26.000 libras (12.000 kg) (o trece toneladas cortas) había saltado 9 pies 1 pulgada (2,77 m), partes de él golpeando el techo del edificio del reactor antes de asentarse de nuevo en su ubicación original, [12] [24] [18] y depositando aislamiento y grava en el piso de operaciones. [18] Si la carcasa del sello n.° 5 del recipiente no hubiera golpeado la grúa aérea, se habría elevado unos diez pies (3 m). [18] La excursión, la explosión de vapor y el movimiento del recipiente tardaron entre dos y cuatro segundos. [18]
El chorro de agua y vapor tiró a dos operadores al suelo, matando a uno e hiriendo gravemente a otro. El tapón de protección nº 7 de la parte superior del recipiente del reactor atravesó al tercer hombre por la ingle y salió por el hombro, clavándolo al techo. [12] Las víctimas fueron los especialistas del ejército Richard Leroy McKinley (de 27 años) y John A. Byrnes (de 22 años), y el electricista de primera clase (CE1) de la Marina Seabee Construction , Richard C. Legg (de 26 años). [25] [26] Más tarde, el autor Todd Tucker estableció que Byrnes (el operador del reactor) había levantado la varilla y provocado la excursión; Legg (el supervisor de turno) estaba de pie sobre el recipiente del reactor y fue empalado y clavado al techo; y McKinley (el aprendiz) estaba cerca. Solo McKinley fue encontrado vivo, inconsciente y en profundo estado de shock por los rescatistas. [12] Esto fue consistente con el análisis de la Junta de Investigación SL-1 [27] y con los resultados de las autopsias , que sugirieron que Byrnes y Legg murieron instantáneamente, mientras que McKinley mostró signos de sangrado difuso dentro de su cuero cabelludo, lo que indica que sobrevivió aproximadamente dos horas antes de sucumbir a sus heridas. [28] Los tres hombres murieron de trauma físico. [12] [28]
Los primeros informes de prensa indicaron que la explosión podría haberse debido a una reacción química, pero esto se descartó rápidamente. Se había producido una activación de neutrones rápidos en varios materiales de la sala, lo que indicaba una desviación de la potencia nuclear, algo que no ocurre en un reactor que funcione correctamente.
En un reactor de neutrones térmicos como el SL-1, los neutrones se moderan (se ralentizan) para controlar el proceso de fisión nuclear y aumentar la probabilidad de fisión con combustible U-235 . Sin la moderación suficiente, los núcleos como el SL-1 no podrían sostener una reacción nuclear en cadena. Cuando se retira el moderador del núcleo, la reacción en cadena disminuye. El agua, cuando se utiliza como moderador, se mantiene a alta presión para mantenerla líquida. La formación de vapor en los canales alrededor del combustible nuclear suprime la reacción en cadena.
Otro control es el efecto de los neutrones retardados en la reacción en cadena en el núcleo. La mayoría de los neutrones (los neutrones inmediatos ) se producen casi instantáneamente por la fisión del U-235, pero unos pocos (aproximadamente el 0,7 por ciento en un reactor alimentado con U-235 que funciona en estado estacionario) se producen mediante la desintegración radiactiva relativamente lenta de ciertos productos de fisión (estos productos de fisión quedan atrapados dentro de las placas de combustible, muy cerca del combustible de uranio-235). La producción retardada de una fracción de los neutrones permite controlar los cambios de potencia del reactor en una escala de tiempo que puede ser manejada por humanos y máquinas. [29]
En el caso de un conjunto de control expulsado o veneno, es posible que el reactor se vuelva crítico solo con los neutrones inmediatos (es decir, crítico inmediato ). Cuando el reactor es crítico inmediato, el tiempo para duplicar la potencia es del orden de 10 microsegundos. La duración necesaria para que la temperatura siga el nivel de potencia depende del diseño del núcleo del reactor. Por lo general, la temperatura del refrigerante se retrasa con respecto a la potencia entre 3 y 5 segundos en un reactor de agua dulce convencional . En el diseño del SL-1, transcurrieron unos 6 milisegundos antes de que comenzara la formación de vapor. [18]
El SL-1 se construyó con una barra de control central principal que podría producir un exceso de reactividad muy grande si se eliminara por completo. [30] El valor adicional de la barra se debió en parte a la decisión de cargar solo 40 de los 59 conjuntos de combustible con combustible nuclear, lo que hizo que el núcleo del reactor prototipo fuera más activo en el centro. En funcionamiento normal, las barras de control se retiran solo lo suficiente para generar suficiente reactividad para una reacción nuclear sostenida y la generación de energía. Sin embargo, en este accidente, la reactividad adicional fue suficiente para llevar el indicador del reactor a un estado crítico en un estimado de 4 milisegundos. [31] Eso fue demasiado rápido para que el calor del combustible permeara el revestimiento de aluminio y hirviera suficiente agua para detener por completo el crecimiento de energía en todas las partes del núcleo a través de la temperatura negativa del moderador y la retroalimentación de vacío. [18] [31]
El análisis posterior al accidente concluyó que el método de control final (es decir, la disipación del estado crítico inmediato y el fin de la reacción nuclear en cadena sostenida) se produjo mediante un catastrófico desmontaje del núcleo: fusión destructiva, vaporización y consiguiente expansión explosiva convencional de las partes del núcleo del reactor donde se producía la mayor cantidad de calor más rápidamente. Se estimó que este proceso de calentamiento y vaporización del núcleo ocurrió en unos 7,5 milisegundos, antes de que se hubiera formado suficiente vapor para detener la reacción, superando la parada por vapor por unos pocos milisegundos. Una estadística clave deja en claro por qué explotó el núcleo: el reactor diseñado para una potencia de salida de 3 MW operó momentáneamente a un pico de unos 20 GW, una densidad de potencia más de 6.000 veces superior a su límite operativo seguro. [14] Se estima que este accidente de criticidad produjo 4,4 × 10 18 fisiones, [14] o alrededor de 133 megajulios (32 kilogramos de TNT) de energía. [31]
Los sensores de calor situados encima del reactor activaron una alarma en las instalaciones de seguridad del NRTS a las 21:01 MST, la hora del accidente. Se habían producido falsas alarmas durante la mañana y la tarde de ese mismo día. El equipo de respuesta de seis bomberos (Ken Dearden, subdirector; Mel Hess, teniente; Bob Archer; Carl Johnson; Egon Lamprecht; Gerald Stuart; Vern Conlon) llegó nueve minutos más tarde, esperando otra falsa alarma. [32] Al principio no notaron nada inusual, solo un poco de vapor saliendo del edificio, normal para la fría noche de 6 °F (−14 °C). Los bomberos, incapaces de llamar a nadie dentro de las instalaciones del SL-1, hicieron que un guardia de seguridad les abriera la puerta. Se pusieron sus Scott Air-Paks y llegaron al edificio de instalaciones de apoyo para investigar.
El edificio parecía normal, pero estaba desocupado. Había tres tazas de café caliente en la sala de descanso y tres chaquetas colgadas cerca. [12] Entraron en la sala de control del reactor y notaron una luz de advertencia de radiación. Su detector de radiación portátil saltó bruscamente por encima de su rango máximo mientras subían las escaleras hacia el nivel del piso de operaciones del reactor del SL-1. Esto provocó una retirada para un segundo detector de radiación. [12] El segundo detector de radiación también alcanzó su nivel máximo de 200 röntgens por hora (R/hr) mientras ascendían nuevamente. [30] Miraron dentro de la sala del reactor antes de retirarse. [32]
A las 9:17 pm, llegó un físico de salud ; él y el subdirector Moshberger, ambos con tanques de aire y máscaras con presión positiva en la máscara para expulsar cualquier contaminante potencial, se acercaron a las escaleras del edificio del reactor. [12] Sus detectores leyeron 25 röntgens por hora (R/hr) cuando comenzaron a subir las escaleras, y se retiraron. [33] Al encontrar un detector de cámara de iones de mayor escala , la pareja llegó a la parte superior de las escaleras para buscar dentro de la sala del reactor a los tres hombres desaparecidos. [34] Su medidor Jordan Radector AG-500 marcó 500 R/hr en el camino hacia arriba. [34] [24] Vieron un piso de operaciones oscuro y húmedo sembrado de rocas y perforaciones de acero, metal retorcido y escombros esparcidos.
El físico sanitario principal del SL-1, Ed Vallario, y Paul Duckworth, supervisor de operaciones del SL-1, llegaron al SL-1 alrededor de las 10:30 p. m. procedentes de las cercanas Idaho Falls . Los dos se pusieron los equipos de respiración y entraron rápidamente en el edificio de administración, atravesaron el edificio de apoyo y subieron las escaleras hasta el piso del reactor. A mitad de las escaleras, Vallario escuchó a McKinley gemir. Al encontrarlo a él y a un segundo operador en el piso que parecía estar muerto, los dos decidieron regresar al puesto de control y obtener ayuda para el sangrante McKinley. [34]
A los dos se les unieron tres físicos sanitarios que se pusieron mascarillas y los acompañaron de vuelta al suelo del reactor. Las máscaras de sus mascarillas se estaban empañando, lo que limitaba la visibilidad. McKinley se movía ligeramente, pero su cuerpo estaba parcialmente cubierto de restos de metal, que los rescatadores tuvieron que retirar para poder trasladarlo en una camilla. Vallario también movió escombros en su intento de encontrar al tripulante desaparecido. Byrnes estaba parcialmente cubierto de perdigones de acero y sangre. [35] Otro hombre comprobó el pulso de Byrnes y anunció que estaba muerto. [35]
Tres hombres intentaron sacar a McKinley por las escaleras exteriores y enviaron a un hombre a recibirlos con un camión. [35] Pero después de llevar a McKinley por el quirófano hasta la salida, descubrieron que había un equipo bloqueando la puerta de salida de emergencia. Esto obligó a los rescatistas a dar marcha atrás y utilizar las escaleras principales. [35]
Durante el traslado de McKinley, dos hombres vieron cómo sus Scott Air-Paks se congelaban y dejaban de funcionar. Duckworth tuvo que ser evacuado debido al mal funcionamiento, mientras que Vallario se quitó la máscara y respiró aire contaminado para completar la evacuación de McKinley. [36] [34] El rescate duró unos tres minutos. [35]
La evacuación de McKinley se convirtió rápidamente en un problema radiológico de gran envergadura. McKinley fue trasladado primero a un camión y luego a la parte trasera de una ambulancia. [19] [34] La enfermera de guardia, Helen Leisen, que atendía al paciente en la parte trasera de la ambulancia, oyó al menos un leve suspiro, tal vez el último. Pero antes de que el vehículo llegara a la cercana autopista 20, el médico de la AEC hizo que la enfermera fuera evacuada y, al entrar en la ambulancia, no encontró pulso. Declaró muerto al hombre a las 11:14 pm. La ambulancia contaminada, con el cuerpo de McKinley, fue conducida al desierto y abandonada durante varias horas. [34]
Cuatro hombres habían entrado en el edificio del reactor a las 10:38 pm y encontraron al tercer hombre. [19] : 105 Legg fue descubierto el último porque estaba inmovilizado en el techo sobre el reactor por un tapón de protección y no era fácilmente reconocible. [12]
Esa noche se llevó a cabo una descontaminación exhaustiva. Alrededor de 30 de los primeros en responder se ducharon, se lavaron las manos con permanganato de potasio y se cambiaron de ropa. [19] [34] El cuerpo que estaba en la ambulancia fue desvestido más tarde y devuelto a la ambulancia, que lo llevó a una instalación cercana para almacenarlo y realizarle la autopsia. [19]
En la noche del 4 de enero, un equipo de seis voluntarios trabajó en parejas para recuperar el cuerpo de Byrnes del quirófano del SL-1. Fue trasladado, también en ambulancia, al mismo centro. [19]
Después de cuatro días de planificación, se recuperó el tercer cuerpo, con diferencia el más contaminado. Las modificaciones en la sala del reactor tuvieron que ser realizadas por un soldador dentro de una caja protegida con plomo unida a una grúa. [33] El 9 de enero, en relevos de dos a la vez, un equipo de diez hombres, a los que no se les permitió más de 65 segundos de exposición cada uno, utilizó ganchos afilados en el extremo de postes largos para sacar el cuerpo de Legg del tapón de protección n.° 7, dejándolo caer sobre una camilla de 5 por 20 pies (1,5 por 6,1 m) unida a una grúa fuera del edificio. [12] [24] [33]
El cobre radiactivo 64 Cu de un tornillo de encendedor de cigarrillos de McKinley y la hebilla de una correa de reloj de latón de Byrnes demostraron que el reactor efectivamente había alcanzado un estado crítico inmediato. [19] Esto se confirmó con varias otras lecturas, incluido el oro 198 Au del anillo de bodas de Legg. Los dosímetros de accidente nuclear dentro de la planta del reactor y las partículas de uranio de la ropa de la víctima también proporcionaron evidencia de la excursión. Antes de estos descubrimientos de elementos activados por neutrones en las pertenencias de los hombres, los científicos habían dudado de que se hubiera producido una excursión nuclear, creyendo que el reactor era inherentemente seguro. También se encontró estroncio-91 , un importante producto de fisión, con las partículas de uranio. [19] Estos hallazgos descartaron la especulación inicial de que una explosión química causó el accidente. [24]
Algunas fuentes y relatos de testigos oculares confunden los nombres y las posiciones de cada víctima. [12] En Idaho Falls: The Untold Story of America's First Nuclear Accident , [34] el autor indica que los equipos de rescate identificaron a Byrnes como el hombre encontrado aún con vida, creyendo que el cuerpo de Legg era el que se encontró junto al escudo del reactor y se recuperó la noche después del accidente, y que McKinley fue empalado por la barra de control al techo directamente sobre el reactor. La identificación errónea, causada por las graves heridas de la explosión en las víctimas, fue rectificada durante las autopsias realizadas por Clarence Lushbaugh , pero esto causó confusión durante algún tiempo. [34] [37]
Los siete rescatistas que llevaron a McKinley y recibieron premios Carnegie Hero del Carnegie Hero Fund en 1962 fueron: Edward Vallario, físico sanitario del SL-1; Paul Duckworth, supervisor de operaciones del SL-1; Sidney Cohen, supervisor de pruebas del SL-1; William Rausch, supervisor asistente de operaciones del SL-1; William Gammill, jefe de inspección del sitio AEC de turno; Lovell Callister, físico sanitario, y Delos Richards, técnico en física sanitaria. [38] [39]
Uno de los procedimientos de mantenimiento necesarios exigía que la varilla 9 se retirara manualmente unos diez centímetros para unirla al mecanismo de control automático del que se había desconectado. Los cálculos posteriores al accidente, así como el examen de los arañazos de la varilla 9, estiman que en realidad se había retirado unos cincuenta centímetros, lo que provocó que el reactor entrara en estado crítico y desencadenara la explosión de vapor. Las teorías más comunes propuestas para la extracción de la varilla son (1) sabotaje o suicidio por parte de uno de los operadores, (2) un asesinato-suicidio que implicaba una aventura con la esposa de uno de los otros operadores, (3) extracción involuntaria de la varilla de control principal o (4) un intento intencional de "ejercitar" la varilla (para que se desplazara con más suavidad dentro de su vaina). [40] [41] [12] [34] Los registros de mantenimiento no abordan lo que los técnicos estaban intentando hacer, por lo que nunca se sabrá la causa real del accidente. Sin embargo, parece poco probable que fuera un suicidio. [42] [ Se necesita una fuente mejor ]
Después del accidente se llevaron a cabo experimentos con una barra de control simulada con el mismo peso para determinar si era posible o factible que uno o dos hombres hubieran retirado la barra 9 50 cm. Los experimentos incluyeron una simulación de la posibilidad de que la barra central de 22 kg [10] estuviera atascada y un hombre la liberara por sí mismo, reproduciendo el escenario que los investigadores consideraron la mejor explicación: Byrnes soltó la barra de control y la retiró accidentalmente, matando a los tres hombres. [12] Al probar la teoría de que la barra 9 se retiró rápidamente de forma manual, tres hombres participaron en pruebas cronometradas y sus esfuerzos se compararon con la energía de la excursión nuclear que se había producido. [19]
Se utilizó un conjunto de actuador de barra de control SL-1 de repuesto para la maqueta en la que se midió la velocidad de retirada manual de la barra en varios sujetos. El equipo es el mismo que el del SL-1, excepto por la barra de control, que se simula con un peso para dar una carga móvil total de 84 lb, el peso neto del conjunto móvil del SL-1 en el agua. [...] La prueba se llevó a cabo instruyendo al sujeto para que levantara la barra lo más rápido posible, mientras un cronómetro eléctrico medía el tiempo transcurrido desde el comienzo del movimiento de la barra hasta una distancia predeterminada de retirada. Se midieron distancias de hasta 30 pulgadas.
[...]
El razonamiento anterior indica que la velocidad de retirada de la varilla necesaria para producir un período tan corto como 5,3 milisegundos estaba dentro de los límites de la capacidad humana.
— IDO-19300, Accidente del reactor SL-1 el 3 de enero de 1961, Informe provisional, 15 de mayo de 1961 [19]
En SL-1, las barras de control a veces se atascaban en el canal de las barras de control. Se llevaron a cabo numerosos procedimientos para evaluar las barras de control y garantizar que estuvieran funcionando correctamente. Se realizaron pruebas de caída de barras y pruebas de parada de emergencia de cada barra, además de ejercicios periódicos de barras y retiros de barras para el funcionamiento normal. Desde febrero de 1959 hasta el 18 de noviembre de 1960, hubo 40 casos de una barra de control atascada para pruebas de parada de emergencia y caída de barras y una tasa de falla de aproximadamente el 2,5%. Desde el 18 de noviembre hasta el 23 de diciembre de 1960, hubo un aumento dramático en las barras atascadas, con 23 en ese período de tiempo y una tasa de falla del 13,0%. Además de estos fallos de prueba, hubo 21 incidentes de atascamiento de barras adicionales desde febrero de 1959 hasta diciembre de 1960; cuatro de ellos habían ocurrido en el último mes de operación durante el retiro rutinario de barras. La barra 9 tuvo el mejor historial de rendimiento operativo a pesar de que se operó con más frecuencia que cualquiera de las otras barras.
El atascamiento de las varillas se ha atribuido a una desalineación, a la acumulación de productos de corrosión, al desgaste de los cojinetes, del embrague y del sello del mecanismo de transmisión. Muchos de los modos de fallo que provocaron el atascamiento de una varilla durante las pruebas (como el desgaste de los cojinetes y del embrague) se aplicarían únicamente a un movimiento realizado por el mecanismo de transmisión de la varilla de control. Dado que la varilla n.° 9 está ubicada en el centro, su alineación puede haber sido mejor que la de las n.° 1, 3, 5 y 7, que eran más propensas a atascarse. Después del accidente, se consultaron los libros de registro y a los antiguos operadores de la planta para determinar si se había atascado alguna varilla durante la operación de reensamblaje que estaba realizando Byrnes. Una persona había realizado esto unas 300 veces y otra 250 veces; ninguno de los dos había sentido nunca que se atascara una varilla de control al levantarla manualmente durante este procedimiento. [19] Además, nadie había informado nunca de una varilla atascada durante la reconexión manual.
Durante las audiencias del Congreso en junio de 1961, el director del proyecto SL-1, WB Allred, admitió que la falta de supervisión por parte de la CEI de la operación de la planta SL-1 "las 24 horas del día" se debía a que la Comisión de Energía Atómica (AEC) había rechazado la idea "por razones presupuestarias". [22] Allred también fue interrogado sobre el asunto del aumento de atascamiento de las barras entre el 16 de noviembre de 1960 y el cierre definitivo el 23 de diciembre. Sobre el aumento, Allred declaró: "No estaba completamente al tanto de un aumento significativo" y "no sabía que se hubiera producido este aumento brusco". [22] Cuando se le preguntó quién era la persona responsable de informarle del problema de atascamiento, Allred dijo que Paul Duckworth, el supervisor de operaciones del SL-1, debería haberle informado de ello, pero no lo hizo. Cuando se le presionó, Allred dijo que si hubiera sabido del aumento del atascamiento de las barras de control, "habría cerrado la planta para un examen más detallado". [22]
Las pruebas mecánicas y materiales, combinadas con las pruebas nucleares y químicas, les obligaron a creer que la barra de control central había sido retirada muy rápidamente ... Los científicos preguntaron a los [antiguos operadores del SL-1]: "¿Sabían que el reactor se volvería crítico si se retiraba la barra de control central?" Respuesta: "¡Por supuesto! A menudo hablábamos de lo que haríamos si estuviéramos en una estación de radar y vinieran los rusos. La arrancaríamos".
— Susan M. Stacy, Demostración del principio, 2000 [24]
El accidente provocó que se abandonara el diseño del SL-1 y que los reactores futuros se diseñaran de modo que la extracción de una sola barra de control no pudiera producir un exceso de reactividad muy grande. Hoy en día, esto se conoce como el criterio de "una barra atascada" y requiere una capacidad de apagado completo incluso con la barra más reactiva atascada en la posición completamente retirada. La documentación y los procedimientos necesarios para operar reactores nucleares se ampliaron sustancialmente y se volvieron mucho más formales; los procedimientos que antes ocupaban dos páginas se ampliaron a cientos. Se cambiaron los medidores de radiación para permitir rangos más altos para las actividades de respuesta a emergencias.
Aunque partes del centro del núcleo del SL-1 se habían vaporizado brevemente, se recuperó muy poco corium . Las placas de combustible mostraban signos de destrucción catastrófica que dejaban huecos, pero "no se recuperó ni se observó una cantidad apreciable de material fundido vidriado". Además, "no hay evidencia de que haya salido material fundido entre las placas". Se cree que el enfriamiento rápido del núcleo fue responsable de la pequeña cantidad de material fundido. No se generó suficiente calor para que el corium alcanzara o penetrara el fondo del recipiente del reactor.
El edificio del reactor SL-1 contenía la mayor parte de la radiactividad, pero los niveles de yodo-131 en los edificios de la planta a sotavento alcanzaron 50 veces los niveles de fondo durante varios días de monitoreo. Los estudios de radiación del edificio de instalaciones de apoyo, por ejemplo, indicaron una alta contaminación en los pasillos, pero una contaminación leve en las oficinas. Los límites de exposición a la radiación antes del accidente eran de 100 röntgens para salvar una vida y 25 para salvar una propiedad valiosa. Durante la respuesta al accidente, 22 personas recibieron dosis de 3 a 27 röntgens de exposición corporal total. [43] La eliminación de desechos radiactivos y la eliminación de los tres cuerpos finalmente expusieron a 790 personas a niveles nocivos de radiación. [44] En marzo de 1962, la AEC otorgó certificados de heroísmo a 32 participantes en la respuesta.
Después de una pausa para la evaluación de los procedimientos, el Ejército continuó con el uso de reactores, operando el Reactor Móvil de Baja Potencia ( ML-1 ), que comenzó a operar a plena potencia el 28 de febrero de 1963, convirtiéndose en la planta de energía nuclear más pequeña registrada en hacerlo. Este diseño finalmente fue abandonado después de problemas de corrosión . Si bien las pruebas habían demostrado que era probable que la energía nuclear tuviera costos totales más bajos, las presiones financieras de la Guerra de Vietnam hicieron que el Ejército favoreciera costos iniciales más bajos y detuvo el desarrollo de su programa de reactores en 1965, aunque los reactores existentes continuaron operando ( MH-1A hasta 1977).
General Electric fue contratada para retirar la vasija del reactor y desmantelar y limpiar los edificios contaminados en el sitio del proyecto SL-1. [18] El sitio fue limpiado entre 1961 y 1962, retirando la mayor parte de los escombros contaminados y enterrándolos. [18] La operación de limpieza masiva incluyó el transporte de la vasija del reactor a un "taller caliente" cercano para un análisis exhaustivo. [18] Otros elementos de menor importancia fueron desechados o transportados a sitios de descontaminación para varios tipos de limpieza. Aproximadamente 475 personas participaron en la limpieza del sitio SL-1, incluidos voluntarios del Ejército de los EE. UU. y la Comisión de Energía Atómica. [18]
La operación de recuperación incluyó la limpieza del piso de la sala de operaciones de los escombros radiactivos. Las áreas de radiación extremadamente alta que rodeaban la vasija del reactor y la sala de ventiladores directamente sobre ella contribuyeron a la dificultad de recuperar la vasija del reactor. El equipo de recuperación tuvo que desarrollar y probar equipos operados a distancia, grúas, camiones con pluma y precauciones de seguridad. Se utilizaron estudios de radiación y análisis fotográfico para determinar qué elementos debían retirarse primero del edificio. [18] Potentes aspiradoras, operadas manualmente por equipos de hombres, recogieron grandes cantidades de escombros. [18] La grúa aérea manual sobre el piso de operaciones se utilizó para mover numerosos objetos pesados que pesaban hasta 19.600 libras (8.900 kg) para arrojarlos al suelo en el exterior. [18] Se descubrieron puntos calientes de hasta 400 R/h y se eliminaron del área de trabajo.
Con el suelo de la sala de operaciones relativamente limpio y los campos de radiación manejables, se empleó la grúa aérea manual para hacer una elevación de prueba del recipiente del reactor. [18] La grúa estaba equipada con un indicador de carga de tipo dial y el recipiente se elevó unos centímetros. La prueba exitosa encontró que el recipiente estimado de 23.000 libras (10.000 kg) más una cantidad desconocida de escombros pesaba alrededor de 26.000 libras (12.000 kg). Después de retirar una gran parte de la estructura del edificio sobre el recipiente del reactor, una grúa Manitowoc Modelo 3900 de 60 toneladas levantó el recipiente fuera del edificio y lo colocó en un contenedor de transporte que esperaba unido a una combinación de tractor-remolque con un remolque de plataforma baja con capacidad de 60 toneladas. [18] Después de levantar o quitar 45 líneas eléctricas, líneas telefónicas y cables tensores de la carretera propuesta, el camión con remolque, acompañado por numerosos observadores y supervisores, avanzó a aproximadamente 10 mph (16 km/h) hasta el ANP Hot Shop (originalmente asociado con el programa de Propulsión Nuclear de Aeronaves ), ubicado en un área remota del NRTS conocida como Área de Prueba Norte , a aproximadamente 35 millas (56 km) de distancia. [18]
Se construyó un cementerio a unos 500 m al noreste del emplazamiento original del reactor. Se inauguró el 21 de mayo de 1961. [17] El entierro de los residuos ayudó a minimizar la exposición a la radiación del público y de los trabajadores del emplazamiento que habría resultado del transporte de escombros contaminados desde SL-1 hasta el Complejo de Gestión de Residuos Radiactivos a lo largo de 26 km de vía pública. La limpieza original del emplazamiento llevó unos 24 meses. Todo el edificio del reactor, los materiales contaminados de los edificios cercanos y la tierra y la grava contaminadas durante las operaciones de limpieza se enterraron en el cementerio. La mayoría de los materiales enterrados consisten en tierra y grava. [45] [46]
Las partes recuperadas del núcleo del reactor, incluido el combustible y todas las demás partes del reactor que fueron importantes para la investigación del accidente, se llevaron al taller de pruebas de la ANP para su estudio. Una vez finalizada la investigación del accidente, el combustible del reactor se envió a la planta de procesamiento químico de Idaho para su reprocesamiento. El núcleo del reactor sin el combustible, junto con los demás componentes enviados al taller de pruebas para su estudio, finalmente se eliminó en el complejo de gestión de desechos radiactivos. [45]
Los restos del SL-1 fueron enterrados en 43°31′18″N 112°49′05″O / 43.52167, -112.81806 , a unos 500 metros (1.600 pies) al noreste del sitio original (a unas 5 millas al norte de Atomic City y Atomic Motor Raceway). [47] El sitio de entierro consta de tres excavaciones, en las que se depositó un volumen total de 99.000 pies cúbicos (2.800 m 3 ) de material contaminado. Las excavaciones se cavaron lo más cerca del basalto que permitió el equipo utilizado y tienen una profundidad de entre ocho y catorce pies (2,4 a 4,3 m). Se colocó al menos dos pies (0,61 m) de relleno limpio sobre cada excavación. Se agregaron montículos de tierra poco profundos sobre las excavaciones al finalizar las actividades de limpieza en septiembre de 1962. El sitio y el túmulo funerario se conocen colectivamente como Unidad Operable Superfondo 5-05 de la Agencia de Protección Ambiental de los Estados Unidos . [45] [48]
En los años transcurridos desde el accidente del SL-1 se han llevado a cabo numerosos estudios de radiación y limpieza de la superficie del cementerio y de la zona circundante. EG&G Las Vegas realizó estudios aéreos en 1974, 1982, 1990 y 1993. El Laboratorio de Ciencias Radiológicas y Ambientales realizó estudios de radiación gamma cada tres o cuatro años entre 1973 y 1987 y todos los años entre 1987 y 1994. En 1985 y 1993 se realizaron estudios de recogida de partículas en el lugar. Los resultados de los estudios indicaron que el cesio-137 y sus derivados (productos de descomposición) son los principales contaminantes de la superficie del suelo. Durante un estudio de la superficie del suelo en junio de 1994, se encontraron "puntos calientes", áreas de mayor radiactividad, dentro del cementerio con actividades que oscilaban entre 0,1 y 50 miliroentgen (mR)/hora. El 17 de noviembre de 1994, la lectura de radiación más alta medida a 2,5 pies (0,76 m) por encima de la superficie en el cementerio SL-1 fue de 0,5 mR/hora; la radiación de fondo local fue de 0,2 mR/hora. Una evaluación de 1995 realizada por la EPA recomendó que se colocara una tapa sobre los túmulos funerarios. La solución principal para SL-1 era la contención mediante la colocación de una barrera de ingeniería construida principalmente con materiales nativos. [45] Esta acción correctiva se completó en 2000 y la EPA la revisó por primera vez en 2003. [48]
El gobierno de los EE. UU. produjo una película sobre el accidente para uso interno en la década de 1960. El video se publicó posteriormente y se puede ver en The Internet Archive [49] y YouTube . SL-1 es el título de una película de 1983, escrita y dirigida por Diane Orr y C. Larry Roberts, sobre la explosión del reactor nuclear. [44] En la película se utilizan entrevistas con científicos, películas de archivo y metraje contemporáneo, así como secuencias en cámara lenta. [50] [51] Los eventos del accidente también son el tema de un libro: Idaho Falls: The untold story of America's first nuclear accident (2003) [34] y 2 capítulos en Proving the Principle – A History of The Idaho National Engineering and Environmental Laboratory, 1949–1999 (2000). [52]
En 1975 se publicó el libro antinuclear We Almost Lost Detroit , de John G. Fuller , que en un momento dado hacía referencia al accidente de Idaho Falls. Prompt Critical es el título de un cortometraje de 2012, que se puede ver en YouTube , escrito y dirigido por James Lawrence Sicard, que dramatiza los acontecimientos que rodearon el accidente del SL-1. [53] En History Channel se mostró un documental sobre el accidente . [54]
Otro autor, Todd Tucker, estudió el accidente y publicó un libro que detalla los aspectos históricos de los programas de reactores nucleares de las ramas militares de los EE. UU. Tucker utilizó la Ley de Libertad de Información para obtener informes, incluidas las autopsias de las víctimas, escribiendo en detalle cómo murió cada persona y cómo partes de sus cuerpos fueron cortadas, analizadas y enterradas como desechos radiactivos . [12] Las autopsias fueron realizadas por el mismo patólogo conocido por su trabajo después del accidente de criticidad de Cecil Kelley . Tucker explica el razonamiento detrás de las autopsias y el corte de las partes del cuerpo de las víctimas, una de las cuales emitió 1.500 R / hora al contacto. Debido a que el accidente del SL-1 mató a los tres operadores militares en el lugar, Tucker lo llama "el incidente de reactor nuclear más mortal en la historia de los EE. UU." [56]
