El reactor estacionario de baja potencia número uno , también conocido como SL-1 , inicialmente Reactor de baja potencia de Argonne ( ALPR ), era 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 aproximadamente 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 una parada total a un estado crítico . El intenso calor de la reacción nuclear expandió el agua dentro del núcleo del reactor, produciendo un golpe de ariete extremo y provocando que agua, vapor, componentes del reactor, escombros y combustible se ventilaran desde la parte superior del reactor donde trabajaban los tres operadores. Cuando el agua golpeó la parte superior de la vasija del reactor, impulsó toda la vasija del reactor hacia el techo de la sala del reactor, donde golpeó la grúa aérea. Un supervisor que había estado encima de la tapa del reactor fue empalado por un tapón protector de la barra de control expulsado y clavado al techo. El lanzamiento de materiales alcanzó a los otros dos operadores, hiriéndolos mortalmente. A continuación, la vasija del reactor cayó a su posición original. [1]
Los informes iniciales 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 retirada del cuerpo a las 2:37 am del mes de enero. 9. [6] [7] Sigue siendo el único accidente de reactor estadounidense que causa muertes inmediatas. [8]
Como parte del Programa de Energía Nuclear del Ejército , el SL-1 era un prototipo de reactores destinados a proporcionar energía eléctrica y calor a instalaciones militares pequeñas y remotas, como sitios de radar cerca del Círculo Polar Ártico y aquellos en la Línea DEW . [9] La potencia de diseño era de 3 MW ( térmica ), [10] pero se realizaron unas pruebas de 4,7 MW en los meses previos al accidente. La potencia útil era de 200 kW eléctricos y 400 kW para calefacción de espacios. [10]
Durante el accidente, el nivel de potencia central alcanzó casi 20 GW en sólo cuatro milisegundos, lo que provocó la explosión. [11] [12] [13] [14] La causa directa fue la retirada excesiva de la barra de control central que absorbía neutrones en el núcleo del reactor . El accidente liberó alrededor de 80 curies (3,0 TBq ) de yodo-131 , [15] lo que no se consideró significativo debido a su ubicación en el remoto desierto alto del este de Idaho . Se liberaron a la atmósfera unos 1.100 curios (41 TBq) de productos de fisión . [dieciséis]
De 1954 a 1955, el ejército estadounidense evaluó su necesidad de plantas de reactores nucleares que fueran operables 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 redactó las directrices para el proyecto y contrató al Laboratorio Nacional Argonne (ANL) para diseñar, construir y probar un prototipo de planta de reactor que se denominaría Reactor Argonne de Baja Potencia (ALPR). [17] Algunos de los criterios más importantes incluyeron:
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 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) (térmico) de 3 MW utilizaba combustible de uranio altamente enriquecido al 93,20% . [18] Funcionó con circulación natural , utilizando agua ligera como refrigerante (frente a agua pesada ) y moderador. [19] ANL utilizó su experiencia de los experimentos BORAX para diseñar el reactor. El sistema de circulación de agua 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 capacitación 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]
CEI era responsable del funcionamiento real del reactor SL-1, del entrenamiento rutinario del personal militar y de los programas de investigación de desarrollo.
El Contratista proporcionó en el sitio 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 director del proyecto pasó aproximadamente la mitad del tiempo en el sitio 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 supervisaría cualquier turno en el que se realizaran trabajos no rutinarios.
... la Oficina de Idaho de la AEC y la Oficina de Reactores del Ejército claramente creían que la adición de supervisores nocturnos cuando sólo se trataba de trabajo de rutina frustraría una parte del propósito de operar el reactor según el acuerdo existente, es decir, lograr que la planta funcione. experiencia únicamente con personal militar.
— Informe sobre el incidente SL-1, 3 de enero de 1961, págs. 6–7 [21]
Los aprendices en el 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 del personal de la Fuerza Aérea y la Armada . [20] Si bien la operación de la planta generalmente la realizaba el cuadro en equipos de dos hombres, el desarrollo del reactor fue supervisado directamente por el personal de CEI. CEI decidió realizar trabajos de desarrollo en el reactor en la segunda mitad de 1960, en los que el reactor iba a 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 desprendían, CEI calculó que alrededor del 18% del boro en el núcleo se había perdido. El 11 de noviembre de 1960, CEI instaló láminas de cadmio (también un veneno) "en varias posiciones de las ranuras en T para aumentar el margen de parada del reactor". [23]
La mayor parte del equipo de la planta se encontraba en un edificio de reactor cilíndrico de acero 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 mayor parte de las cuales tenía un espesor de 1 ⁄ 4 de pulgada (6,4 mm). El acceso al edificio se realizó mediante una puerta ordinaria 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 un armazón 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 se construyó para albergar 59 conjuntos combustibles, un conjunto de fuente de neutrones de arranque y nueve barras de control . El núcleo actual en uso tenía 40 elementos combustibles y estaba controlado por cinco varillas cruciformes. [10] Las cinco varillas activas tenían la forma de un símbolo más (+) en sección transversal: una en el centro (Varilla número 9) y cuatro en la periferia del núcleo activo (Varillas 1, 3, 5 y 7). [10] Las barras de control estaban hechas de cadmio de 60 mils (1,5 mm) de espesor, revestidas con 80 mils (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 combustibles estaban compuestos por nueve placas de combustible cada uno. [10] Las placas tenían 120 mils (3,0 mm) de espesor y consistían en 50 mils (1,3 mm) de "carne" de aleación de uranio-aluminio cubierta por 35 mils (0,89 mm) de revestimiento de aluminio X-8001 . [10] La carne medía 66 cm (25,8 pulgadas) de largo y 8,9 cm (3,5 pulgadas) de ancho. La brecha de agua entre las placas de combustible era de 310 mils (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 combustibles hizo que la región cercana al centro fuera más activa de lo que habría sido con 59 conjuntos combustibles. Las cuatro barras de control exteriores 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 varillas 2, 4, 6 y 8 eran varillas ficticias, tenían cuñas 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 dio un valor de reactividad anormalmente grande a la varilla 9, la varilla de control central.
El martes 3 de enero de 1961, se estaba preparando el SL-1 para reiniciar después de una parada de 11 días durante las vacaciones. Los procedimientos de mantenimiento requirieron que las varillas se retiraran manualmente unas cuantas pulgadas para volver a conectar cada una a su mecanismo de accionamiento. A las 9:01 pm MST , la varilla 9 se retiró repentinamente demasiado, lo que provocó que SL-1 se volviera crítico instantáneamente. En cuatro milisegundos, el calor generado por la enorme excursión de energía 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 lanzó agua hacia arriba, golpeando la parte superior de la vasija del reactor con una presión máxima de 10.000 libras por pulgada cuadrada (69.000 kPa). La masa de agua fue impulsada a 160 pies por segundo (49 m/s) con una presión promedio de alrededor de 500 libras por pulgada cuadrada (3400 kPa). [18] Este golpe de ariete extremo impulsó toda la vasija 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 de la vasija del reactor, agua a alta presión y vapor rociaron toda la habitación con desechos radiactivos del núcleo dañado. Una investigación posterior concluyó que la vasija de 26.000 libras (12.000 kg) (o trece toneladas cortas) había saltado 9 pies 1 pulgada (2,77 m), y algunas partes golpearon el techo del edificio del reactor antes de volver a su ubicación original . 12] [24] [18] y depositar aislamiento y grava en el piso de operación. [18] Si la carcasa del sello número 5 de la embarcación no hubiera golpeado la grúa puente, se habría elevado unos diez pies (3 m). [18] La excursión, la explosión de vapor y el movimiento del barco tomaron de dos a cuatro segundos. [18]
El chorro de agua y vapor arrojó a dos operadores al suelo, matando a uno e hiriendo gravemente a otro. El tapón del escudo número 7 de la parte superior de la vasija del reactor empaló al tercer hombre a través de su ingle y salió de su hombro, inmovilizándolo contra el techo. [12] Las víctimas fueron los especialistas del ejército Richard Leroy McKinley (27 años) y John A. Byrnes (22 años), y el electricista de primera clase (CE1) de Navy Seabee Construction Richard C. Legg (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 parado encima de la vasija del reactor y fue empalado y clavado al techo; y McKinley (el aprendiz) estaba cerca. Sólo McKinley fue encontrado vivo, inconsciente y en profundo 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 unas dos horas antes de sucumbir a sus heridas. [28] Los tres hombres murieron por trauma físico. [12] [28]
Los primeros informes de prensa indicaron que la explosión pudo haberse debido a una reacción química, pero pronto se descartó. Se había producido una activación rápida de neutrones en varios materiales en la habitación, lo que indica una excursión de energía nuclear a diferencia de un reactor que funciona correctamente.
En un reactor de neutrones térmicos como el SL-1, los neutrones se moderan (ralentizan) para controlar el proceso de fisión nuclear y aumentar la probabilidad de fisión con combustible U-235 . Sin suficiente moderador, núcleos como el SL-1 serían incapaces de sostener una reacción nuclear en cadena. Cuando se elimina 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 sobre la reacción en cadena en el núcleo. La mayoría de los neutrones (los neutrones rápidos ) 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 retrasada de una fracción de los neutrones permite controlar los cambios de potencia del reactor en una escala de tiempo accesible para los humanos y la maquinaria. [29]
En el caso de un conjunto de control expulsado o veneno, es posible que el reactor se vuelva crítico sólo con los neutrones rápidos (es decir, crítico rápido ). Cuando el reactor llega a un punto crítico, el tiempo para duplicar la potencia es del orden de 10 microsegundos. El tiempo necesario para que la temperatura siga el nivel de potencia depende del diseño del núcleo del reactor. Normalmente, la temperatura del refrigerante va por detrás de la potencia entre 3 y 5 segundos en un LWR convencional . En el diseño SL-1, pasaron unos 6 milisegundos antes de que comenzara la formación de vapor. [18]
SL-1 fue construido 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 varilla se debió en parte a la decisión de cargar sólo 40 de los 59 conjuntos combustibles con combustible nuclear, haciendo así que el núcleo del reactor prototipo sea más activo en el centro. En funcionamiento normal, las barras de control se retiran sólo lo suficiente como para generar suficiente reactividad para una reacción nuclear sostenida y una generación de energía. En este accidente, sin embargo, la reactividad adicional fue suficiente para que el reactor entrara en estado crítico en aproximadamente 4 milisegundos. [31] Eso fue demasiado rápido para que el calor del combustible permeara el revestimiento de aluminio y hirviera suficiente agua para detener completamente el crecimiento de energía en todas las partes del núcleo a través de la temperatura del moderador negativo y la retroalimentación nula. [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 desmontaje catastrófico del núcleo: fusión destructiva, vaporización y consecuente expansión explosiva convencional de las piezas. del núcleo del reactor donde se producía más rápidamente la mayor cantidad de calor. Se estimó que este proceso de calentamiento y vaporización del núcleo ocurrió en aproximadamente 7,5 milisegundos, antes de que se formara suficiente vapor para detener la reacción, superando la parada del vapor en unos pocos milisegundos. Una estadística clave deja claro por qué el núcleo explotó: el reactor diseñado para una potencia de 3 MW funcionó momentáneamente a un pico de aproximadamente 20 GW, una densidad de potencia más de 6.000 veces mayor que 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 horas MST, hora del accidente. Falsas alarmas se habían producido durante la mañana y la tarde de ese mismo día. El equipo de respuesta formado por seis bomberos (Ken Dearden, subjefe; Mel Hess, teniente; Bob Archer; Carl Johnson; Egon Lamprecht; Gerald Stuart; Vern Conlon) llegó nueve minutos después, esperando otra falsa alarma. [32] Al principio no notaron nada inusual, solo un poco de vapor surgía del edificio, normal para la fría noche de 6 °F (-14 °C). Los bomberos, al no poder llamar a nadie dentro de las instalaciones 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. En la sala de descanso había tres tazas de café caliente 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 alcance máximo mientras subían las escaleras hasta el nivel del piso de operaciones del reactor SL-1. Esto provocó la retirada de un segundo detector de radiación. [12] El segundo detector de radiación también alcanzó su máximo en su escala de 200 röntgens por hora (R/hr) a medida que ascendían nuevamente. [30] Se asomaron a la sala del reactor antes de retirarse. [32]
A las 21.17 horas llegó un físico sanitario ; Él y el subjefe Moshberger, ambos con tanques de aire y máscaras con presión positiva en la máscara para expulsar cualquier posible contaminante, 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 cima de las escaleras para buscar dentro de la sala del reactor a los tres hombres desaparecidos. [34] Su medidor Jordan Radector AG-500 fijó 500 R/h en el camino hacia arriba. [34] [24] Vieron un piso de operaciones oscuro, húmedo y mojado, cubierto de rocas y perforaciones de acero, metal retorcido y escombros esparcidos.
Procedentes de las cercanas Idaho Falls , 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. Los dos se pusieron bolsas de aire y entraron rápidamente al edificio de administración, atravesaron el edificio de apoyo y subieron las escaleras hasta el piso del reactor. A mitad de camino de las escaleras, Vallario escuchó a McKinley gemir. Al encontrarlo a él y a un segundo operador en el suelo que parecía estar muerto, los dos decidieron regresar al punto de control y buscar ayuda para McKinley que sangraba. [34]
A los dos se unieron tres físicos de la salud que se pusieron bolsas de aire y los acompañaron de regreso al piso del reactor. Las máscaras de sus bolsas de aire se empañaban, limitando la visibilidad. McKinley se movía levemente, pero su cuerpo estaba parcialmente cubierto de restos metálicos, que los rescatistas tuvieron que retirar para poder transportarlo en 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, enviando a un hombre afuera para recibirlos con un camión. [35] Pero después de llevar a McKinley a través del piso de operaciones hasta la salida, descubrieron equipo que bloqueaba la puerta de salida de emergencia. Esto obligó a los rescatistas a dar marcha atrás y utilizar la escalera principal. [35]
Durante el movimiento de McKinley, a dos hombres sus Scott Air-Paks se congelaron y dejaron de funcionar. Duckworth evacuó debido al mal funcionamiento, mientras 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 importante. 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, escuchó al menos un leve suspiro, quizás el último. Pero antes de que el vehículo llegara a la cercana autopista 20, el médico de AEC hizo evacuar a la enfermera y, al entrar en la ambulancia, no encontró pulso. Declaró muerto al hombre a las 23:14 horas. La ambulancia contaminada, con el cuerpo de McKinley, fue conducida al desierto y abandonada durante varias horas. [34]
Cuatro hombres entraron en el edificio del reactor a las 22:38 horas y encontraron al tercer hombre. [19] : 105 Legg fue descubierto en último lugar porque estaba fijado al techo sobre el reactor mediante un tapón de protección y no era fácilmente reconocible. [12]
Esa noche se llevó a cabo una extensa descontaminación. Alrededor de 30 de los socorristas se ducharon, se lavaron las manos con permanganato de potasio y se cambiaron de ropa. [19] [34] Posteriormente, desnudaron el cuerpo en la ambulancia y lo devolvieron a la ambulancia, que lo llevó a una instalación cercana para su almacenamiento y autopsia. [19]
En la noche del 4 de enero, un equipo de seis voluntarios trabajó en parejas para recuperar el cuerpo de Byrnes del piso de operaciones 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 blindada de 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, utilizaron ganchos afilados en el extremo de postes largos para liberar el cuerpo de Legg del escudo número 7. enchufe, dejándolo caer sobre una camilla de 5 por 20 pies (1,5 por 6,1 m) sujeta a una grúa fuera del edificio. [12] [24] [33]
El cobre radiactivo 64 Cu del tornillo de un encendedor de cigarrillos en McKinley y la hebilla de una correa de reloj de latón de Byrnes demostraron que el reactor había llegado a un estado crítico rápidamente. [19] Esto fue confirmado con varias otras lecturas, incluido el oro 198 Au del anillo de bodas de Legg. Los dosímetros de accidentes nucleares dentro de la planta del reactor y las partículas de uranio de la ropa de la víctima también proporcionaron pruebas 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 intrínsecamente seguro. Junto a las partículas de uranio también se encontró estroncio-91 , un importante producto de fisión. [19] Estos hallazgos descartaron las especulaciones iniciales de que una explosión química causó el accidente. [24]
Algunas fuentes y relatos de testigos confunden los nombres y cargos 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 todavía 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 en el techo directamente encima del reactor. La identificación errónea, provocada por las graves heridas de la explosión que sufrieron 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 de salud SL-1; Paul Duckworth, supervisor de operaciones SL-1; Sidney Cohen, supervisor de la prueba SL-1; William Rausch, supervisor asistente de operaciones SL-1; William Gammill, jefe de inspección del sitio de AEC en servicio; Lovell Callister, físico de la salud, y Delos Richards, técnico en física de la salud. [38] [39]
Uno de los procedimientos de mantenimiento requeridos requería retirar manualmente la varilla 9 unas cuatro pulgadas (10 cm) para conectarla al mecanismo de control automatizado del que se había desconectado. Los cálculos posteriores al accidente, así como el examen de los rayones en la varilla 9, estiman que en realidad se había retirado unas veinte pulgadas (51 cm), lo que provocó que el reactor se volviera crítico y desencadenara la explosión de vapor. Las teorías más comunes propuestas para la retirada de la vara son (1) sabotaje o suicidio por parte de uno de los operadores, (2) un asesinato-suicidio que involucra una aventura con la esposa de uno de los otros operadores, (3) retirada inadvertida de la varilla de control principal, o (4) un intento intencional de "ejercitar" la varilla (para que se desplace más suavemente dentro de su funda). [40] [41] [12] [34] Los registros de mantenimiento no abordan lo que los técnicos intentaban hacer y, por lo tanto, nunca se sabrá la causa real del accidente. Sin embargo, parece poco probable que se tratara de un suicidio. [42] [ se necesita una mejor fuente ]
Se llevaron a cabo experimentos posteriores al accidente con una barra de control simulada con peso idéntico para determinar si era posible o factible que uno o dos hombres hubieran retirado la barra 9 por 20 pulgadas. Los experimentos incluyeron una simulación de la posibilidad de que la varilla central de 48 libras (22 kg) [10] estuviera atascada y un hombre la liberara él mismo, reproduciendo el escenario que los investigadores consideraron la mejor explicación: Byrnes soltó la varilla de control y la retiró accidentalmente. , matando a los tres hombres. [12] Al probar la teoría de que la varilla 9 se retiraba 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 varilla de control SL-1 de repuesto para la maqueta en la que se midió la velocidad de extracción manual de la varilla para varios sujetos. El equipo es el mismo que el del SL-1, excepto por la barra de control, que se simula mediante 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 realizó indicando al sujeto que levantara la varilla lo más rápido posible, mientras un cronómetro eléctrico medía el tiempo transcurrido desde el inicio del movimiento de la varilla hasta una distancia predeterminada de retirada. Se midieron distancias de hasta 30 pulgadas.
...
El razonamiento anterior indica que la velocidad requerida de retirada de la varilla 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 varillas y pruebas de aceleración de cada varilla, además de ejercicios periódicos y retiradas de varillas para un funcionamiento normal. Desde febrero de 1959 hasta el 18 de noviembre de 1960, hubo 40 casos de varilla de control atascada en pruebas de aceleración y caída de varilla y una tasa de falla de aproximadamente el 2,5%. Del 18 de noviembre al 23 de diciembre de 1960, hubo un aumento espectacular de varillas atascadas, con 23 en ese período y una tasa de falla del 13,0%. Además de estos fallos en las pruebas, hubo 21 incidentes adicionales con varillas pegadas entre febrero de 1959 y diciembre de 1960; cuatro de ellos habían ocurrido en el último mes de operación durante la retirada rutinaria de varillas. La varilla 9 tuvo el mejor récord de desempeño operativo a pesar de que fue operada con más frecuencia que cualquiera de las otras varillas.
El pegado de las varillas se ha atribuido a desalineación, acumulación de productos de corrosión, desgaste de los cojinetes, desgaste del embrague y desgaste del sello del mecanismo de transmisión. Muchos de los modos de falla que causaron una varilla atascada durante las pruebas (como el desgaste del cojinete y del embrague) se aplicarían solo a un movimiento realizado por el mecanismo de transmisión de la varilla de control. Dado que la varilla número 9 está ubicada en el centro, su alineación puede haber sido mejor que la de las números 1, 3, 5 y 7, que eran más propensas a atascarse. Después del accidente, se consultaron los libros de registro y 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 una barra de control se atascara al levantarla manualmente durante este procedimiento. [19] Además, nadie había informado nunca de una varilla atascada durante la reconexión manual.
Durante audiencias en el Congreso en junio de 1961, el director del proyecto SL-1, WB Allred, admitió que la falta de supervisión por parte de CEI del funcionamiento 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 la cuestión del aumento de la adherencia de las varillas entre el 16 de noviembre de 1960 y el cierre final el 23 de diciembre. Sobre el aumento, Allred afirmó: "No estaba completamente consciente de un aumento significativo" y "estaba "No sabíamos que se había producido este fuerte aumento." [22] Cuando se le preguntó quién era la persona responsable de informarle sobre el problema de adherencia, Allred dijo que Paul Duckworth, el supervisor de operaciones del SL-1, debería haberle informado esto, pero no lo hizo. Cuando se le presionó, Allred dijo que si hubiera sabido que la barra de control se atascaba cada vez más, "habría cerrado la planta para un examen más detallado". [22]
Las pruebas mecánicas y materiales, combinadas con las pruebas nucleares y químicas, les hicieron creer que la barra de control central había sido retirada muy rápidamente. ... Los científicos preguntaron a los [antiguos operadores de SL-1]: "¿Sabían que el reactor entraría en estado 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. Lo arrancaríamos".
— Susan M. Stacy, Demostrando el principio, 2000 [24]
El accidente provocó que se abandonara el diseño del SL-1 y que los futuros reactores se diseñaran de modo que una sola extracción de la barra de control no pudiera producir un exceso de reactividad muy grande. Hoy en día, esto se conoce como el criterio de "una varilla atascada" y requiere una capacidad de apagado total incluso con la varilla 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 de SL-1 se vaporizaron brevemente, se recuperó muy poco corium . Las placas de combustible mostraban signos de destrucción catastrófica dejando huecos, pero "no se recuperó ni se observó ninguna cantidad apreciable de material fundido vidriado". Además, "no hay evidencia de que haya fluido material fundido entre las placas". Se cree que el rápido enfriamiento del núcleo fue el responsable de la pequeña cantidad de material fundido. No se generó calor suficiente para que el corio alcanzara o penetrara el fondo de la vasija 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 favor del viento alcanzaron 50 veces los niveles de fondo durante varios días de monitoreo. Los estudios de radiación realizados en el edificio de instalaciones de apoyo, por ejemplo, indicaron una alta contaminación en los pasillos, pero una ligera contaminación en las oficinas. Los límites de exposición a la radiación antes del accidente eran de 100 röntgens para salvar una vida y de 25 para salvar bienes valiosos. Durante la respuesta al accidente, 22 personas recibieron dosis de 3 a 27 Röntgens de exposición de cuerpo completo. [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 evaluar los procedimientos, el Ejército continuó usando 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 jamás registrada. hazlo. Este diseño finalmente fue abandonado debido a 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 detuviera el desarrollo de su programa de reactores en 1965, aunque los reactores existentes continuaron operando ( MH-1A hasta 1977).
Se contrató a General Electric 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 de 1961 a 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 artículos de menor importancia fueron eliminados o transportados a sitios de descontaminación para diversos tipos de limpieza. En la limpieza del lugar del SL-1 participaron unas 475 personas, incluidos voluntarios del ejército estadounidense y de la Comisión de Energía Atómica. [18]
La operación de recuperación incluyó la limpieza del suelo del quirófano de desechos radiactivos. Las áreas de radiación extremadamente alta que rodean la vasija del reactor y la sala de ventiladores directamente encima de ella contribuyeron a la dificultad de recuperar la vasija del reactor. El equipo de recuperación tuvo que desarrollar y probar equipos operados remotamente, grúas, camiones pluma y precauciones de seguridad. Se utilizaron estudios de radiación y análisis fotográficos para determinar qué elementos debían retirarse del edificio primero. [18] Potentes aspiradoras, operadas manualmente por equipos de hombres, recogieron grandes cantidades de escombros. [18] La grúa puente manual sobre el piso de operaciones se usó para mover numerosos objetos pesados que pesaban hasta 19,600 libras (8,900 kg) para arrojarlos al suelo afuera. [18] Se descubrieron puntos calientes de hasta 400 R/h y se eliminaron del área de trabajo.
Con el suelo del quirófano relativamente limpio y los campos de radiación manejables, se empleó la grúa puente manual para realizar un levantamiento de prueba de la vasija del reactor. [18] La grúa estaba equipada con un indicador de carga de tipo cuadrante y la embarcación se elevó unos centímetros. La prueba exitosa encontró que la embarcación estimada en 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 la vasija del reactor, una grúa Manitowoc Modelo 3900 de 60 toneladas levantó la vasija fuera del edificio y la colocó en un contenedor de transporte en espera unido a una combinación de camión-remolque con una plataforma baja de 60 toneladas de capacidad. remolque. [18] Después de levantar o retirar 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 Hot Shop de la ANP. (originalmente asociado con el programa Aircraft Nuclear Propulsion ), ubicado en un área remota del NRTS conocida como Test Area North , a unas 35 millas (56 km) de distancia. [18]
Se construyó un cementerio a unos 500 m (1.600 pies) al noreste del sitio original del reactor. Fue inaugurado el 21 de mayo de 1961. [17] El entierro de los desechos ayudó a minimizar la exposición a la radiación del público y de los trabajadores del sitio que habría resultado del transporte de desechos contaminados desde SL-1 al Complejo de Manejo de Desechos Radiactivos a lo largo de 16 millas ( 26 km) de vía pública. La limpieza original del sitio tomó 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 fueron enterrados 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, fueron llevadas al Hot Shop de la ANP para su estudio. Una vez completada 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 menos el combustible, junto con los demás componentes enviados al Hot Shop para su estudio, finalmente fueron eliminados en el Complejo de Gestión de Residuos Radiactivos. [45]
Los restos de SL-1 fueron enterrados en 43°31′18″N 112°49′05″W / 43.52167°N 112.81806°W / 43.52167; -112.81806 , unos 500 metros (1600 pies) al noreste del sitio original (unas 5 millas al norte de Atomic City y Atomic Motor Raceway). [47] El sitio de enterramiento 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 excavaron tan cerca del basalto como lo permitía el equipo utilizado y tienen una profundidad de entre ocho y catorce pies (2,4 a 4,3 m). Se colocaron al menos dos pies (0,61 m) de relleno limpio sobre cada excavación. Se agregaron montículos poco profundos de tierra sobre las excavaciones al finalizar las actividades de limpieza en septiembre de 1962. El sitio y el túmulo se conocen colectivamente como Unidad Operable Superfund 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 realizado numerosos estudios de radiación y limpieza de la superficie del cementerio y sus alrededores. 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 cada año entre 1987 y 1994. Recogida de partículas en el El sitio se realizó en 1985 y 1993. Los resultados de los estudios indicaron que el cesio-137 y su progenie (productos de descomposición) son los principales contaminantes de la superficie del suelo. Durante un estudio de la superficie del suelo realizado 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) sobre 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. El principal remedio para SL-1 fue la contención mediante una barrera diseñada construida principalmente con materiales locales. [45] Esta medida correctiva se completó en 2000 y la EPA la revisó por primera vez en 2003. [48]
El gobierno de Estados Unidos produjo una película sobre el accidente para uso interno en los años 1960. El vídeo 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 acontecimientos del accidente también son el tema de un libro: Idaho Falls: La historia no contada del primer accidente nuclear de Estados Unidos (2003) [34] y 2 capítulos en Proving the Principle – A History of The Idaho National Laboratorio de Ingeniería y Medio Ambiente, 1949-1999 (2000). [52]
En 1975 se publicó el libro antinuclear Casi perdimos Detroit , de John G. Fuller , haciendo referencia en un momento al accidente de Idaho Falls. Prompt Critical es el título de un cortometraje de 2012, visible en YouTube , escrito y dirigido por James Lawrence Sicard, que dramatiza los acontecimientos que rodearon el accidente del SL-1. [53] En el 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 estadounidenses. Tucker utilizó la Ley de Libertad de Información para obtener informes, incluidas 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 tras el accidente de criticidad de Cecil Kelley . Tucker explica el razonamiento detrás de las autopsias y la amputación de 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 mortífero en la historia de Estados Unidos". [56]
