El accidente de Three Mile Island fue una fusión nuclear parcial del reactor de la Unidad 2 (TMI-2) de la Central Nuclear de Three Mile Island en el río Susquehanna en el municipio de Londonderry , 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 Estados Unidos . [4] 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 Más Amplias". [5] [6]
El accidente comenzó con fallas en el sistema secundario no nuclear [7] , seguidas de una válvula de alivio operada por piloto (PORV) atascada en la posición abierta en el sistema primario [8] , lo que permitió que grandes cantidades de agua escaparan del circuito de refrigerante aislado presurizado. Las fallas mecánicas se vieron agravadas por la incapacidad inicial de los operadores de la planta para reconocer la situación como un accidente por pérdida de refrigerante (LOCA). La capacitación y los procedimientos operativos de TMI dejaron a los operadores y a la gerencia mal preparados para la situación de deterioro causada por el LOCA. Durante el accidente, esas deficiencias se vieron agravadas 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 la posición abierta. [9]
El accidente aumentó las preocupaciones de seguridad antinuclear entre el público en general y condujo a nuevas regulaciones para la industria nuclear. Aceleró el declive de los esfuerzos para construir nuevos reactores. [10] Los activistas del movimiento antinuclear expresaron preocupación por los efectos del accidente en la salud regional. [11] Algunos estudios epidemiológicos que analizaron la tasa de cáncer en el área y sus alrededores desde el accidente determinaron que hubo un aumento estadísticamente significativo en la tasa de cáncer, mientras que otros estudios no lo hicieron. Debido a la naturaleza de dichos estudios, es difícil probar una conexión causal que vincule el accidente con el cáncer. [12] [13] [14 ] [15] [16] [ 17] [18] 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 2023). [19] TMI-1 se reinició en 1985, luego se retiró en 2019 debido a pérdidas operativas. Se espera que vuelva a estar en servicio en 2028 como parte de un acuerdo con Microsoft para alimentar sus centros de datos. [20]
En las horas de la noche antes del incidente, el reactor TMI-2 estaba funcionando al 97% de su potencia mientras que el reactor complementario TMI-1 estaba apagado para reabastecerse de combustible. [22] La principal cadena de eventos que condujo a la fusión parcial del núcleo el miércoles 28 de marzo de 1979 comenzó a las 4:00:36 am EST en el circuito secundario de TMI-2, uno de los tres circuitos principales de agua/vapor en un reactor de agua presurizada . [23]
La causa inicial del accidente se produjo 11 horas antes, durante un intento de los operarios de reparar una obstrucción en uno de los ocho purificadores de condensado , los sofisticados filtros que limpian el agua del circuito secundario. Estos filtros están diseñados para impedir que los minerales y otras impurezas del agua se acumulen en los generadores de vapor y para reducir los índices de corrosión en el lado secundario.
Los bloqueos son comunes con estos filtros de resina y generalmente se arreglan fácilmente, pero en este caso, el método habitual de forzar la salida de la resina atascada con aire comprimido no tuvo éxito. Los operadores decidieron soplar aire comprimido en el agua y dejar que la fuerza del agua limpiara la resina. Cuando forzaron la salida de la resina, una pequeña cantidad de agua se abrió paso a través de una válvula de retención atascada abierta y encontró su camino hacia una línea de aire de instrumentación . Esto eventualmente causaría 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 am, lo que, a su vez, causaría un disparo de la turbina .
Dado que los generadores de vapor ya no recibían agua de alimentación, la transferencia de calor del sistema de refrigeración del reactor (RCS) [24] se redujo en gran medida y la temperatura del RCS aumentó. El refrigerante que se calentaba rápidamente se expandió y entró en el presurizador, [25] [26] [27] comprimiendo la burbuja de vapor en la parte superior. Cuando la presión del RCS aumentó a 2255 psi (155,5 bar), la válvula de alivio operada por piloto (PORV) se abrió, aliviando el vapor a través de tuberías hacia el tanque de drenaje del refrigerante del reactor [28] 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 al núcleo por gravedad, deteniendo la reacción nuclear en cadena y deteniendo el calor generado por la fisión. Sin embargo, el reactor continuó generando calor de desintegración , inicialmente equivalente a aproximadamente el 6% del nivel de potencia previo al disparo. Como la turbina ya no utilizaba vapor y no se suministraba alimentación a los generadores de vapor, la extracción de calor del circuito de agua primario del reactor se limitaba a vaporizar la pequeña cantidad de agua que quedaba en el lado secundario de los generadores de vapor hasta el condensador mediante válvulas de derivación de la turbina. [29] [30] [31]
Cuando las bombas de agua de alimentación se dispararon, tres bombas de agua de alimentación de emergencia se pusieron en marcha automáticamente. Un operador notó que las bombas estaban funcionando, pero no se dio cuenta 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 la válvula de una válvula de bloqueo estaban cubiertas por una etiqueta de mantenimiento amarilla. No se sabe por qué el operador no vio las luces de la segunda válvula, aunque una teoría es que su propia gran barriga la ocultó de su vista. [32] Es posible que las válvulas se hayan dejado cerradas durante una prueba de vigilancia dos días antes. [33] [34] Con las válvulas de bloqueo cerradas, el sistema no pudo bombear agua. El cierre de estas válvulas fue una violación de una regla clave de la Comisión Reguladora Nuclear (NRC), según la cual el reactor debe apagarse si todas las bombas de alimentación auxiliares están cerradas por mantenimiento. Esto fue señalado más tarde por los funcionarios de la NRC como un fallo clave. [35]
Después de que el reactor se disparara, las válvulas de vapor del sistema secundario funcionaron para reducir la temperatura y la presión del generador de vapor, enfriando el RCS y bajando la temperatura del RCS, como estaba diseñado, lo que resultó en una contracción del refrigerante primario. Con la contracción del refrigerante y la pérdida de refrigerante a través de la válvula de alivio de presión abierta, la presión del RCS cayó al igual que el nivel del presurizador después de alcanzar un pico 15 segundos después del disparo de la turbina. Además, 15 segundos después del disparo de la turbina, la presión del refrigerante había caído a 2205 psi (152,0 bar), el punto de ajuste de reinicio para la válvula de alivio de presión. La energía eléctrica al solenoide de la válvula de alivio de presión se cortó automáticamente, pero la válvula de alivio se quedó atascada en posición abierta y el agua refrigerante continuó liberándose. [36]
En las investigaciones posteriores al accidente, la indicación de la válvula de alivio de presión fue uno de los muchos defectos de diseño identificados en los controles, instrumentos y alarmas de los operadores . [9] No había una indicación directa de la posición real de la válvula. Una luz en un panel de control, instalada después de que la válvula de alivio de presión se quedara atascada abierta durante la prueba de arranque, [37] se encendió cuando la válvula de alivio de presión se abrió. [38] Cuando esa luz, etiquetada como Luz encendida - RC-RV2 abierta [39], se apagó, los operadores creyeron que la válvula estaba cerrada. De hecho, la luz cuando estaba encendida solo indicaba que el solenoide de la válvula piloto de la válvula de alivio de presión estaba encendido, no el estado real de la válvula de alivio de presión. [40] Mientras que la válvula de alivio principal estaba atascada abierta, los operadores creyeron que la lámpara apagada significaba que la válvula estaba cerrada. Como resultado, no diagnosticaron correctamente el problema durante varias horas. [41]
Los operadores no habían recibido formación para comprender la naturaleza ambigua del indicador PORV y buscar una confirmación alternativa de que la válvula de alivio principal estaba cerrada. Un indicador de temperatura aguas abajo, cuyo sensor estaba ubicado en el tubo de escape entre la válvula de alivio operada por el piloto y el tanque de alivio del presurizador, podría haber dado indicios de una válvula atascada si los operadores hubieran notado su lectura más alta de lo 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 formación para usarlo. Su ubicación detrás del panel de instrumentos de siete pies de alto también significaba que estaba efectivamente fuera de la vista. [42]
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 cayendo. Con la válvula de seguridad por pérdida de refrigerante atascada en la posición abierta, se estaba perdiendo refrigerante del RCS, lo que provocó un accidente por pérdida de refrigerante (LOCA, por sus siglas en inglés). Los síntomas esperados de 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 cubrían una situación en la que los dos parámetros iban en direcciones opuestas. El nivel de agua en el presurizador estaba subiendo porque el vapor en el espacio en la parte superior del presurizador estaba siendo ventilado a través de la válvula de seguridad por pérdida de refrigerante, lo que reducía la presión en el presurizador debido a la pérdida de inventario. La disminución de la presión en el presurizador hizo que el agua del circuito de refrigerante entrara en tropel y creara una burbuja de vapor en la cabeza del recipiente de presión del reactor, ayudada por el calor de desintegración del combustible. [43]
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 por la posibilidad de que el circuito primario "se solidificara" (es decir, que no existiera un amortiguador de bolsas de vapor en el presurizador), algo que durante el entrenamiento se les había indicado que nunca debían permitir. Esta confusión fue un factor clave en el fracaso inicial en reconocer el accidente como un LOCA [44] y llevó a los operadores a apagar las bombas de enfriamiento del núcleo de emergencia, que se habían puesto en marcha automáticamente después de que la válvula de alivio de presión se atascara y comenzara la pérdida de refrigerante del núcleo, debido a los temores de que el sistema se estuviera llenando en exceso. [45] [46] [47]
Con la válvula PORV aún abierta, el tanque de alivio del presurizador que recogía la descarga de la válvula PORV se llenó en exceso, lo que provocó que el sumidero del edificio de contención se llenara y sonara una alarma a las 4:11 am. Esta alarma, junto con temperaturas más altas de lo normal en la línea de descarga de la válvula 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. [48] [49] A las 4:15 am, 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 am . [49]
A eso de las 5:20 a. m., después de casi 80 minutos con una creciente burbuja de vapor en la cabeza del recipiente de presión del reactor, las cuatro bombas de refrigerante del reactor principal del circuito primario comenzaron a cavitar a medida que pasaba por ellas una mezcla de burbujas de vapor y agua, en lugar de agua. 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, cuando el agua dejó de circular, se convirtió en vapor en cantidades cada vez mayores. Poco después de las 6:00 a. m., la parte superior del núcleo del reactor quedó expuesta y el intenso calor provocó que se produjera una reacción entre el vapor que se formaba en el núcleo del reactor y el revestimiento de zircaloy de las barras de combustible nuclear , lo que produjo dióxido de circonio , hidrógeno y calor adicional. Esta reacción derritió el revestimiento de las barras de combustible nuclear y dañó las pastillas de combustible, lo que liberó isótopos radiactivos al refrigerante del reactor y produjo gas hidrógeno que se cree que causó una pequeña explosión en el edificio de contención más tarde esa tarde. [50]
A las 6:00 am hubo un cambio de turno en la sala de control. Un recién llegado notó que las temperaturas en el tubo de escape de la PORV y los tanques de retención eran excesivas, y utilizó una válvula de respaldo, llamada válvula de bloqueo, para cerrar la ventilación del refrigerante a través de la PORV, pero alrededor de 32,000 galones estadounidenses (120,000 L) de refrigerante ya se habían filtrado del circuito primario. [51] [52] No fue hasta las 6:45 a.m., 165 minutos después del inicio del problema, que las alarmas de radiación se activaron cuando el agua contaminada llegó a los detectores; para ese momento, los niveles de radiación en el agua refrigerante primaria eran alrededor de 300 veces los niveles esperados, y el edificio de contención general estaba seriamente contaminado con niveles de radiación de 800 rem / h .
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 . [53] Metropolitan Edison (Met Ed) notificó a la Agencia de Gestión de Emergencias de Pensilvania , que a su vez se puso en contacto con las agencias estatales y locales, el gobernador de Pensilvania Richard L. Thornburgh y el vicegobernador William Scranton III , a quien Thornburgh asignó la responsabilidad de recopilar e informar sobre la información sobre el accidente. [54] La incertidumbre de los operadores de la planta se reflejó en declaraciones fragmentarias, ambiguas o contradictorias hechas por Met Ed a las agencias gubernamentales y a la prensa, particularmente sobre la posibilidad y la gravedad de las liberaciones de radiactividad fuera del sitio. [55]
Scranton celebró una conferencia de prensa en la que se mostró tranquilizador, aunque confuso, sobre esta posibilidad, afirmando que, aunque se había producido una "pequeña liberación de radiación... no se había detectado ningún aumento de los niveles normales de radiación". Estas declaraciones fueron contradichas por otro funcionario y por las declaraciones de Met Ed, que afirmaron que no se había producido ninguna liberación de radiactividad. [56] Las lecturas de los instrumentos de la planta y de los detectores externos habían detectado liberaciones de radiactividad, aunque a niveles que era poco probable que amenazaran la salud pública mientras fueran temporales y siempre que se mantuviera la contención del reactor, que entonces estaba muy contaminado. [57]
Enfadados porque Met Ed no les había informado antes de realizar una purga de vapor de la planta, y convencidos de que la empresa estaba minimizando la gravedad del accidente, los funcionarios estatales recurrieron a la NRC. [58] Después de recibir la noticia del accidente de Met Ed, la NRC había activado su sede de respuesta a emergencias en Bethesda, Maryland , y envió miembros del personal a Three Mile Island. El presidente de la NRC, Joseph Hendrie , y el comisionado Victor Gilinsky [59] inicialmente vieron el accidente como una "causa de preocupación pero no de alarma". [60]
Gilinsky informó a los periodistas y miembros del Congreso sobre la situación e informó al personal de la Casa Blanca, y a las 10:00 am se reunió con otros dos comisionados. Sin embargo, la NRC enfrentó los mismos problemas para obtener información precisa que el estado y se vio obstaculizada además por estar mal preparada organizativamente para lidiar con emergencias, ya que carecía de una estructura de mando clara y no tenía la autoridad ni para decirle a la empresa de servicios públicos qué hacer ni para ordenar una evacuación del área local. [61]
En un artículo de 2009, Gilinsky escribió que se necesitaron cinco semanas para saber que "los operadores del reactor habían medido temperaturas de combustible cercanas al punto de fusión". [62] Escribió además: "No nos enteramos durante años -hasta que se abrió físicamente el recipiente del reactor- de que cuando el operador de la planta llamó a la NRC alrededor de las 8:00 am, aproximadamente la mitad del combustible de uranio ya se había derretido". [62]
El personal de la sala de control aún no tenía claro 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 del agua del circuito primario. Siete horas después de la emergencia, se bombeó agua nueva al circuito primario y se abrió la válvula de alivio de respaldo para reducir la presión de modo que el circuito pudiera llenarse de agua. Después de 16 horas, las bombas del circuito primario se volvieron a encender y la temperatura del núcleo comenzó a bajar. Una gran parte del núcleo se había derretido y el sistema era peligrosamente radiactivo. [ cita requerida ]
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, alguien debía extraer una muestra de concentración de boro para asegurarse de que había suficiente en el sistema primario para apagar el reactor por completo. El supervisor de química de la Unidad 2, Edward "Ed" Houser, se ofreció a extraer la muestra después de que sus compañeros de trabajo dudaran. El supervisor de turno Richard Dubiel le pidió a Pete Velez, el capataz de protección radiológica de la Unidad 2, que se uniera a Houser. Velez controlaría los niveles de radiación en el aire y se aseguraría de que ninguno de ellos sufriera una sobreexposición . [63] [64] [65] [66]
Los dos, que llevaban puesta una cantidad excesiva de ropa protectora (tres pares de guantes, un par de botas de goma y un respirador ), se desplazaron por el edificio auxiliar del reactor para extraer la muestra. Sin embargo, Houser había perdido su dosímetro de bolsillo mientras tomaba las medidas. Houser había notado que la muestra que extrajo parecía " Alka-Seltzer " y era altamente radiactiva, con lecturas de hasta 1.000 rem/h. Los dos pasaron 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 un minuto y solo fue admitido de nuevo a trabajar el trimestre siguiente. [67] [68] [69] [70]
Al tercer día del accidente se descubrió una burbuja de hidrógeno en la cúpula [ aclaración necesaria ] del recipiente de presión y se convirtió en el foco de preocupación. Una explosión de hidrógeno podría romper el recipiente de presión y, dependiendo de su magnitud, podría comprometer la integridad del edificio de contención, lo que provocaría una liberación a gran escala de material radiactivo. Sin embargo, se determinó que no había oxígeno presente en el recipiente de presión, un requisito previo para que el hidrógeno se queme o explote. Se tomaron medidas inmediatas para reducir la burbuja de hidrógeno y, al día siguiente, era significativamente más pequeña. Durante la semana siguiente, se eliminaron el vapor y el hidrógeno del reactor utilizando un recombinador catalítico y venteando directamente al aire libre. [ cita requerida ]
El escape se produjo cuando el revestimiento se dañó mientras la válvula de retención de gases de escape todavía estaba abierta. Los productos de fisión se liberaron en el refrigerante del reactor. Como la válvula de retención de gases de escape estaba abierta y el accidente de pérdida de refrigerante todavía estaba en curso, se liberó refrigerante primario con productos de fisión y/o combustible que finalmente terminó en el edificio auxiliar. El edificio auxiliar estaba fuera del límite de contención.
Esto quedó demostrado por las alarmas de radiación que finalmente sonaron. Sin embargo, como 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 de Rogovin, la gran mayoría de los radioisótopos liberados fueron gases nobles xenón y criptón, lo que resultó en una dosis promedio de 1,4 mrem (14 μSv) para los dos millones de personas cercanas a la planta. [71] En comparación, un paciente recibe 3,2 mrem (32 μSv) de una radiografía de tórax, más del doble de la dosis promedio de las que se reciben cerca de la planta. [72] En promedio, un residente de los EE. UU. recibe una exposición anual a la radiación de fuentes naturales de aproximadamente 310 mrem (3100 μSv). [73]
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 1 de abril se estableció un control continuo en 11 estaciones, que se amplió a 31 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 ni siquiera una muerte adicional por cáncer entre las personas 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. [74]
Los investigadores del cercano Dickinson College —que tenía un equipo de monitoreo de radiación lo suficientemente sensible como para detectar las pruebas de armas atómicas atmosféricas chinas— recogieron 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 acumulación natural de radón , no al accidente). [75] Además, se encontró que las lenguas de los ciervos de cola blanca cazadas a más de 80 km del reactor después del accidente tenían niveles significativamente más altos de cesio-137 que en los ciervos de los condados que rodeaban inmediatamente la planta de energía. Incluso entonces, los niveles elevados seguían siendo inferiores a los observados en los ciervos de otras partes del país durante el apogeo de las pruebas de armas atmosféricas. [76] Si hubiera habido liberaciones elevadas de radiactividad, se habría esperado detectar niveles elevados de yodo-131 y cesio-137 en muestras de leche de vaca y de cabra. No se encontraron niveles elevados. [77] Un estudio posterior señaló que las cifras oficiales de emisiones eran consistentes con los datos de dosímetros disponibles , [78] aunque otros han señalado lo incompleto de estos datos, en particular para las liberaciones tempranas. [79]
Varias agencias gubernamentales estatales y federales montaron 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. [80] La comisión estaba formada por un panel de 12 personas, elegidas específicamente por su falta de fuertes opiniones a favor o en contra de la energía nuclear, y encabezada por el presidente John G. Kemeny , presidente del Dartmouth College . Se le encargó que elaborara 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. [81]
Según las cifras oficiales, compiladas por la Comisión Kemeny de 1979 a partir de datos de Met Ed y NRC, un máximo de 480 PBq (13 MCi) de gases nobles radiactivos, principalmente xenón , fueron liberados por el evento. [82] Estos gases nobles se consideraron relativamente inofensivos, y solo se liberaron entre 481 y 629 GBq (13,0 a 17,0 Ci) de yodo-131 , causante de cáncer de tiroides . [82] Las liberaciones totales según estas cifras fueron una proporción relativamente pequeña de los 370 EBq (10 GCi) estimados en el reactor. Más tarde se descubrió que aproximadamente la mitad del núcleo se había derretido y que el revestimiento de alrededor del 90% de las barras de combustible había fallado, [21] [83] con 5 pies (1,5 m) del núcleo desaparecido y alrededor de 20 toneladas cortas (18 t ) de uranio fluyendo hacia la cabeza inferior del recipiente de presión, formando una masa de corium . [84] 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. [85]
Los grupos políticos antinucleares cuestionaron las conclusiones de la Comisión Kemeny, afirmando 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. [86] Arnie Gundersen , un ex ejecutivo de la industria nuclear y defensor antinuclear, [87] dijo: "Creo que los números en el sitio web de la NRC están equivocados por un factor de 100 a 1.000". [88] [ verificación necesaria ] [89] Gundersen ofrece evidencia, basada en datos de monitoreo de presión, de una explosión de hidrógeno poco antes de las 2:00 pm 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 dramático de presión, después del cual la presión interna cayó a la presión exterior. Gundersen también afirmó que la sala de control se sacudió y las puertas volaron de sus bisagras. Sin embargo, los informes oficiales de la NRC se refieren simplemente a una "quemadura de hidrógeno". [88] [ verificación necesaria ]
La Comisión Kemeny se refirió a "una quemadura o explosión que causó que la presión aumentara en 28 libras por pulgada cuadrada (190 kPa) en el edificio de contención", [90] mientras que The Washington Post informó que "Aproximadamente a las 2:00 p.m., con la presión casi hasta el punto en que las enormes bombas de enfriamiento podían ponerse en funcionamiento, una pequeña explosión de hidrógeno sacudió el reactor". [91] El trabajo realizado para el Departamento de Energía en la década de 1980 determinó que la quemadura de hidrógeno ( deflagración ), que pasó esencialmente 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 . [92] [93]
La investigación criticó duramente a Babcock & Wilcox , Met Ed, General Public Utilities y la NRC por fallas en el control de calidad y mantenimiento, entrenamiento inadecuado de los operadores, falta de comunicación de información importante de seguridad, mala gestión y complacencia, pero evitó sacar conclusiones sobre el futuro de la industria nuclear. [94] La crítica más dura de la Comisión Kemeny dijo que "... serán necesarios cambios fundamentales en la organización, procedimientos y prácticas -y sobre todo- en las actitudes" de la NRC y la industria nuclear. [95] Kemeny dijo que las acciones tomadas por los operadores fueron "inapropiadas" pero que los trabajadores "estaban operando bajo procedimientos que estaban obligados a seguir, y nuestra revisión y estudio de los mismos indica que los procedimientos eran inadecuados" y que la sala de control "era muy inadecuada para manejar un accidente". [96]
La Comisión Kemeny señaló que la válvula de descarga de refrigerante de Babcock & Wilcox había fallado anteriormente en 11 ocasiones, nueve de ellas en posición abierta, lo que permitió que se escapara el refrigerante. La secuencia causal inicial de eventos en TMI se había duplicado 18 meses antes en otro reactor de Babcock & Wilcox, la central nuclear de 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 tardó 80 minutos, y el hecho de que la instalación de Davis-Besse estaba operando al 9% de su potencia, contra el 97% de TMI. Aunque los ingenieros de Babcock reconocieron el problema, la empresa no notificó claramente a sus clientes sobre el problema de la válvula. [97]
La Cámara de Representantes de Pensilvania llevó a cabo su propia investigación, que se centró en la necesidad de mejorar los procedimientos de evacuación. [ cita requerida ]
En 1985 se utilizó una cámara de televisión para ver el interior del reactor dañado. En 1986 se obtuvieron muestras del núcleo y de los escombros de las capas de corium del fondo del recipiente del reactor y se analizaron. [98]
El miércoles 28 de marzo, horas después de que comenzara el accidente, el vicegobernador Scranton apareció en una rueda de prensa para decir que Met Ed había asegurado al estado que "todo está bajo control". [99] Más tarde ese día, Scranton cambió su declaración, diciendo que la situación era "más compleja de lo que la compañía nos hizo creer en un principio". [99] Hubo declaraciones contradictorias sobre las emisiones de radiactividad. [100] Se cerraron las escuelas y se instó a los residentes a permanecer en el interior. Se dijo a los granjeros que mantuvieran a sus animales a cubierto y con alimento almacenado. [99] [100]
Siguiendo el consejo del presidente de la NRC y con el fin de tomar todas las precauciones posibles, recomiendo a quienes puedan ser especialmente susceptibles a los efectos de cualquier 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. También hemos ordenado el cierre de todas las escuelas dentro de esta área.
—Dick Thornburgh
El gobernador Thornburgh, siguiendo el consejo del presidente de la NRC, Joseph Hendrie, recomendó la evacuación "de las mujeres embarazadas y los niños en edad preescolar... dentro de un radio de cinco millas de las instalaciones de Three Mile Island". La zona de evacuación se amplió a un radio de 20 millas el 30 de marzo. [101] En cuestión de días, 140.000 personas habían abandonado la zona. [21] [99] [102] Más de la mitad de la población de 663.500 habitantes dentro del radio de 20 millas permaneció en esa zona. [101] Según una encuesta realizada en abril de 1979, el 98% de los evacuados habían regresado a sus hogares en tres semanas. [101]
Las encuestas posteriores al 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. [103]
Según el OIEA, el accidente de Three Mile Island fue un punto de inflexión importante en el desarrollo mundial de la energía nuclear. [104] De 1963 a 1979, el número de reactores en construcción a nivel mundial aumentó cada año, excepto en 1971 y 1978. Sin embargo, después del evento, el número de reactores en construcción en los 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. [105] Muchos reactores similares de Babcock & Wilcox encargados fueron cancelados. En total, 52 reactores nucleares estadounidenses fueron cancelados entre 1980 y 1984. [106]
El accidente no inició la desaparición de la industria de energía nuclear de los EE. UU., pero detuvo su crecimiento histórico. Además, como resultado de la crisis del petróleo de 1973 y el análisis posterior a la crisis con conclusiones de potencial exceso de capacidad en la carga base , 40 plantas de energía nuclear planificadas ya habían sido canceladas antes del accidente. En el momento del incidente, se habían aprobado 129 plantas de energía nuclear, pero de ellas, solo se completaron 53 que aún no estaban en funcionamiento. 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 volvió más estridente, los tiempos de construcción se alargaron significativamente y los costos se dispararon. [107] Hasta 2012, [108] ninguna planta de energía nuclear de los EE. UU. había sido autorizada para comenzar la construcción desde el año anterior, 1978. A nivel mundial, el final del aumento en la construcción de plantas de energía nuclear llegó con el desastre más catastrófico de Chernóbil en 1986 (ver gráfico).
Inicialmente, la GPU planeó reparar el reactor y ponerlo nuevamente en servicio. [109] Sin embargo, TMI-2 estaba demasiado dañado y contaminado para reanudar sus operaciones; el reactor fue desactivado gradualmente y cerrado permanentemente. TMI-2 había estado en línea durante solo tres meses, pero ahora tenía un recipiente del reactor en ruinas y un edificio de contención en el que no era seguro caminar. La limpieza comenzó en agosto de 1979 y terminó oficialmente en diciembre de 1993, con un costo total de limpieza de aproximadamente mil millones de dólares. [19] Benjamin K. Sovacool , en su evaluación preliminar de 2007 de los principales accidentes energéticos, estimó que el accidente de TMI causó un total de 2.400 millones de dólares en daños a la propiedad. [110]
Los esfuerzos se centraron en la limpieza y descontaminación del lugar, especialmente en la extracción de combustible del reactor dañado. A partir de 1985, se retiraron del lugar casi 100 toneladas cortas (91 t) de combustible radiactivo. La planificación y el trabajo se vieron parcialmente obstaculizados por opiniones demasiado optimistas sobre los daños. [111]
En 1988, la NRC anunció que, si bien era posible seguir descontaminando el emplazamiento de la Unidad 2, la radiactividad restante se había contenido lo suficiente como para no representar una amenaza para la salud y la seguridad públicas. La primera fase importante de la limpieza se completó en 1990, cuando los trabajadores terminaron de enviar 150 toneladas cortas (140 t) de restos radiactivos a Idaho para su almacenamiento en el Laboratorio Nacional de Ingeniería del Departamento de Energía. Sin embargo, el agua de refrigeración contaminada que se filtró en el edificio de contención se había filtrado en el hormigón del edificio, lo que hizo que los residuos radiactivos fueran demasiado imprácticos para eliminarlos. 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 retirar juntas las Unidades 1 y 2. [19]
Tras el accidente, las investigaciones se centraron en la cantidad de radiactividad liberada. En total, se liberaron al medio ambiente aproximadamente 2,5 megacurios (93 PBq) de gases radiactivos y aproximadamente 15 curios (560 GBq) de yodo-131. [112] Según la Sociedad Nuclear Americana , utilizando las cifras oficiales de emisión de radiactividad, "la dosis de radiación media para las personas que vivían a 10 millas de la planta fue de ocho milirem (0,08 mSv ), y no más de 100 milirem (1 mSv) para cualquier individuo. Ocho milirem es aproximadamente igual a una radiografía de tórax , y 100 milirem es aproximadamente un tercio del nivel de fondo medio de radiación que reciben los residentes de Estados Unidos en un año". [113]
Según el investigador de salud Joseph Mangano, las primeras publicaciones científicas estimaron que no hubo más muertes por cáncer en el área de 16 km alrededor de TMI, basándose en estas cifras. [86] No se examinaron las tasas de enfermedades en áreas más alejadas de la planta. [86] El activismo local en la década de 1980, basado en informes anecdóticos de efectos negativos para la salud, llevó a que se encargaran estudios científicos. Una variedad de estudios epidemiológicos han concluido que el accidente no tuvo efectos observables a largo plazo para la salud. [12] [16] [114] [115]
Un artículo de investigación revisado por pares del Dr. Steven Wing encontró un aumento significativo en los cánceres entre 1979 y 1985 entre las personas que vivían a diez millas de TMI. [116] En 2009, el Dr. Wing afirmó que las emisiones 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 estaba ubicado el reactor) y en grupos de edad de alto riesgo, pero no estableció un vínculo causal entre estas incidencias y el accidente. [13] [14] El laboratorio Talbott en la Universidad de Pittsburgh informó haber encontrado algunos pequeños aumentos de riesgos de cáncer dentro de la población de TMI. [15] Un estudio más reciente llegó a "resultados consistentes con observaciones de otras poblaciones expuestas a la radiación", lo que plantea "la posibilidad de que la radiación liberada desde [Three Mile Island] pueda haber alterado el perfil molecular del [cáncer de tiroides] en la población que rodea a TMI", estableciendo un posible mecanismo causal, aunque no prueba definitivamente la causalidad. [117]
El Proyecto de Radiación y Salud Pública , una organización con poca credibilidad entre los epidemiólogos, [118] citó cálculos de Mangano que mostraron un aumento en la mortalidad infantil en las comunidades a sotavento dos años después del accidente. [86] [119] La evidencia anecdótica también registra efectos en la vida silvestre de la región. [86] John Gofman utilizó su propio modelo de salud de radiación de bajo nivel no revisado por pares para predecir 333 muertes en exceso por cáncer o leucemia del accidente de Three Mile Island de 1979. [11] La investigación epidemiológica en curso de TMI ha estado acompañada por una discusión de los problemas en las estimaciones de dosis debido a la falta de datos precisos, así como las clasificaciones de enfermedades. [120]
El accidente aumentó la credibilidad percibida de los grupos antinucleares y desencadenó protestas en todo el mundo. [121] [122] El presidente Carter, que se había especializado en energía nuclear mientras estaba en la Marina de los Estados Unidos , le dijo a su gabinete después de visitar la planta que el accidente fue menor, pero al parecer se negó a hacerlo en público, para evitar ofender a los demócratas que se oponían a la energía nuclear. [123]
Los miembros del público estadounidense, preocupados por la liberación de gas radiactivo del accidente, organizaron numerosas manifestaciones antinucleares en todo el país en los meses siguientes. La manifestación más grande se celebró en la ciudad de Nueva York en septiembre de 1979 y en ella participaron 200.000 personas, con discursos pronunciados por Jane Fonda y Ralph Nader . [124] [125] [126] La manifestación de Nueva York se celebró en conjunción con una serie de conciertos nocturnos "No Nukes" que se dieron en el Madison Square Garden del 19 al 23 de septiembre a cargo de Musicians United for Safe Energy . 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, DC. [125]
En 1981, grupos de ciudadanos tuvieron éxito en una demanda colectiva contra TMI, ganando 25 millones de dólares en un acuerdo extrajudicial. Parte de este dinero se utilizó para fundar el Fondo de Salud Pública de TMI. [127] En 1983, un gran jurado federal acusó a Metropolitan Edison de cargos criminales por la falsificación de los resultados de las pruebas de seguridad antes del accidente. [128] 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 aceptó pagar una multa de 45.000 dólares y abrir una cuenta de un millón de dólares para ayudar con la planificación de emergencia en el área que rodea la planta. [129]
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 indemnizaciones documentadas públicamente a los residentes por "pérdida de ingresos comerciales, gastos de evacuación y reclamaciones por problemas de salud". [130] Sin embargo, la jueza del Tribunal de Distrito de los Estados Unidos de Harrisburg, Sylvia Rambo, rechazó una demanda colectiva que alegaba que el accidente había causado efectos perjudiciales para la salud . La apelación de la decisión ante el Tribunal de Apelaciones del Tercer Circuito de los Estados Unidos también fracasó. [131]
El accidente de Three Mile Island inspiró la teoría de los accidentes normales de Charles Perrow , que intenta describir "interacciones imprevistas de múltiples fallos en un sistema complejo". TMI fue un ejemplo de este tipo de accidente porque fue "inesperado, incomprensible, incontrolable e inevitable". [132]
Perrow concluyó que el fallo de Three Mile Island era consecuencia de la inmensa complejidad del sistema. Comprendió que esos sistemas modernos de alto riesgo eran propensos a fallar por muy bien que se los gestionara. Era inevitable que acabaran sufriendo lo que él denominaba un «accidente normal». Por tanto, sugirió que sería mejor contemplar un rediseño radical o, si eso no era posible, abandonar esa tecnología por completo. [133]
Perrow denomina accidentes "normales" o accidentes de sistema a aquellos que son inevitables en sistemas extremadamente complejos. Dadas las características del sistema en cuestión, se producirán múltiples fallos que interactúan entre sí, a pesar de los esfuerzos por evitarlos. [134] Los acontecimientos que parecen triviales al principio se acumulan y se multiplican de forma impredecible, creando un acontecimiento catastrófico mucho mayor. [135]
Accidentes normales aportó conceptos clave a un conjunto de desarrollos intelectuales en la década de 1980 que revolucionaron la concepción de la seguridad y el riesgo. Defendió la necesidad de examinar los fallos tecnológicos como el producto de sistemas altamente interactivos y destacó los factores organizativos y de gestión como las principales causas de los fallos. Los desastres tecnológicos ya no podían atribuirse a un mal funcionamiento aislado de los equipos, a un error del operador o a casos fortuitos. [133]
Después del incidente de Three Mile Island, el presidente Carter encargó un estudio: Informe de la Comisión Presidencial sobre el Accidente de Three Mile Island (1979). [90]
Más tarde se le pidió al almirante Hyman G. Rickover que explicara al Congreso por qué la propulsión nuclear naval (tal como se utiliza en los submarinos ) no había sufrido accidentes en sus reactores, definidos como la liberación incontrolada de productos de fisión al medio ambiente como resultado de daños en el núcleo de un reactor. En su testimonio, Rickover dijo:
A lo largo de los años, muchas personas me han preguntado cómo gestiono el Programa de Reactores Navales , para que puedan encontrar algún beneficio en su propio trabajo. Siempre me desilusiona la tendencia de la gente a esperar que yo tenga un truco simple y fácil que haga que mi programa funcione. Cualquier programa exitoso funciona como un todo integrado de muchos factores. Tratar de seleccionar un aspecto como el clave no funcionará. Cada elemento depende de todos los demás. [136]
Después del incidente en TMI-2, la NRC suspendió la licencia para operar TMI-1, que era propiedad de Met Ed, una de las compañías regionales de servicios públicos de la Corporación General de Servicios Públicos (GCP, por sus siglas en inglés). En 1982, los ciudadanos de los tres condados que rodean el sitio votaron abrumadoramente en una resolución no vinculante para retirar la Unidad 1 de manera permanente. En 1985, una votación de 4 a 1 de la Comisión Reguladora Nuclear permitió que TMI-1 reanudara sus operaciones. [137] [138]
GPU formó General Public Utilities Nuclear Corporation como subsidiaria 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 manteniendo y monitoreando TMI-2). En 2001, GPU fue adquirida por FirstEnergy Corporation y disuelta, y el mantenimiento y la administración de la Unidad 2 fueron contratados 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 TMI Unit 1, Exelon Nuclear opera la central eléctrica Clinton y varias otras instalaciones nucleares. [139] [140] [141] [142] [143]
La Unidad 2 sigue estando autorizada y regulada por la Comisión Reguladora Nuclear en una condición conocida como Almacenamiento Monitorizado Post Descombustible. [144] 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 mayoría de los escombros del núcleo enviados fuera del sitio a una instalación del Departamento de Energía, y el resto del sitio siendo monitoreado. El propietario planeó mantener la instalación en almacenamiento monitoreado a largo plazo hasta que expirara la licencia de operación para la planta TMI-1, momento en el que ambas plantas serían desmanteladas. [21]
En 2009, la NRC otorgó una extensión de la licencia que permitió que el reactor TMI-1 operara hasta el 19 de abril de 2034. [145] [146] 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. [147] Cuando se hizo evidente que la legislación sobre subsidios no se aprobaría, Exelon decidió retirar la planta. [148] La Unidad 1 de TMI cerró el 20 de septiembre de 2019. [149] Después del cierre permanente, la Unidad 1 está en desmantelamiento, pasando al estado SAFSTOR . [150]
En 2020, el sitio fue comprado por TMI-2 solutions, una subsidiaria de EnergySolutions , con la intención de limpiar el sitio por menos dinero del que está disponible en un fondo dedicado. [151] El 8 de mayo de 2023, TMI-2 solutions anunció que se había limpiado el 99% del combustible nuclear y que el sitio había entrado en la siguiente fase de limpieza que durará hasta 2029. [152] [151] TMI-2 solutions planea terminar la limpieza y demoler la planta para 2052. [151]
En septiembre de 2024, Constellation Energy anunció sus planes de reiniciar la planta nuclear de Three Mile Island para vender la energía a Microsoft, lo que demuestra las inmensas necesidades energéticas del sector tecnológico, que está construyendo centros de datos para respaldar la inteligencia artificial. [153] Constellation espera que el reactor de la Unidad 1 de Three Mile Island vuelva a funcionar en 2028, sujeto a la aprobación de la Comisión Reguladora Nuclear. Constellation también planea solicitar la extensión de las operaciones de la planta al menos hasta 2054. [154]
El 15 de marzo de 1979, doce días antes del accidente, se estrenó la película The China Syndrome y fue recibida inicialmente con una reacción negativa por parte de la industria de la energía nuclear, alegando que era "pura ficción" y un " asesinato de carácter de toda una industria". [155] En la película, la reportera de televisión Kimberly Wells ( Jane Fonda ) y su camarógrafo Richard Adams ( Michael Douglas ) filman en secreto un accidente importante en una planta de energía 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 planta "podría dejar un área del tamaño del estado de Pensilvania permanentemente inhabitable". [156] Después del estreno de la película, Fonda comenzó a presionar contra la energía nuclear. En un intento de contrarrestar sus esfuerzos, Edward Teller ( físico nuclear , asesor científico del gobierno y colaborador del diseño de la bomba termonuclear Teller-Ulam ), presionó personalmente a favor de la energía nuclear. [157] Teller sufrió un ataque cardíaco poco después del incidente y bromeó diciendo que él era la única persona cuya salud se vio afectada. [158]
Three Mile Island y el incidente asociado aparecen en el programa Utopia del Canal 4 del Reino Unido .
La película de superhéroes de 2009 X-Men Origins: Wolverine retrata Three Mile Island en la década de 1970, que funciona como una prisión para mutantes dirigida por el principal antagonista de la película, William Stryker, y su equipo de científicos, donde experimentaron y combinaron los poderes de los mutantes para los programas Arma X y Arma XI. La película retrata el accidente de 1979 causado por la destrucción de una batalla entre los personajes Wolverine, Sabretooth y Deadpool.
El accidente de Three Mile Island juega un papel fundamental en Heat and Light , una novela de 2016 de Jennifer Haigh . [159]
Meltdown: Three Mile Island es una docuserie de cuatro partes lanzada por Netflix el 4 de mayo de 2022. [160] El documental relata los eventos, las controversias y los efectos persistentes del accidente. [161] En la serie aparecen Rick Parks, un ingeniero nuclear de TMI que se convirtió en denunciante contra Bechtel ; [162] [163] 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 residentes de las comunidades afectadas por el evento. [164] [165] [161]
Radioactive: The Women of Three Mile Island es un documental de 2023 sobre el accidente. [166]
General:
Una Escala Internacional de Sucesos Nucleares y Radiológicos (INES) revisada amplía su alcance.
Nivel 5: Accidente con consecuencias más amplias; Three Mile Island, EE. UU., 1979 – Daños graves en el núcleo del reactor.
Tubos del generador de vapor, turbina de vapor, condensador y tuberías, bombas y calentadores asociados que se utilizan para convertir la energía térmica del sistema de refrigeración del reactor en energía mecánica para la generación eléctrica. Se utiliza con mayor frecuencia en referencia a los reactores de agua a presión.
El sistema primario (también llamado sistema de refrigeración del reactor) consta de la vasija del reactor, los generadores de vapor, las bombas de refrigeración del reactor, un presurizador y las tuberías de conexión. Un circuito de refrigeración del reactor es una bomba de refrigeración del reactor, un generador de vapor y las tuberías que conectan estos componentes a la vasija del reactor. La función principal del sistema de refrigeración del reactor es transferir el calor del combustible a los generadores de vapor. Una segunda función es contener los productos de fisión que escapan del combustible.
La comisión concluyó que Met Ed, GPU, Babcock & Wilcox y la NRC compartían la responsabilidad por las deficiencias en la capacitación de los operadores. Esas deficiencias se vieron agravadas por fallas de diseño que socavaron los esfuerzos del personal de la planta para lidiar con el accidente. Entre ellas se encontraban la cacofonía de alarmas indiferenciadas, la disposición incómoda de los instrumentos y controles y la ausencia de indicadores claros de los niveles de agua en el recipiente a presión o de la posición de la válvula PORV atascada en posición abierta.
... llegamos a 333 cánceres o leucemias letales..
La incidencia de cáncer de tiroides no ha aumentado en el condado de Dauphin, el condado en el que se encuentra TMI. El condado de York demostró una tendencia hacia el aumento de la incidencia de cáncer de tiroides a partir de 1995, aproximadamente 15 años después del accidente de TMI. El condado de Lancaster mostró un aumento significativo en la incidencia de cáncer de tiroides a partir de 1990. Sin embargo, estos hallazgos no proporcionan un vínculo
causal
con el accidente de TMI.
La NRC realizó estudios detallados de las consecuencias radiológicas del accidente, al igual que la Agencia de Protección Ambiental, el Departamento de Salud, Educación y Bienestar (ahora Salud y Servicios Humanos), el Departamento de Energía y la Mancomunidad de Pensilvania. Varios grupos independientes también realizaron estudios. Se estima que los aproximadamente 2 millones de personas que se encontraban alrededor de TMI-2 durante el accidente recibieron una dosis de radiación promedio de solo alrededor de 1 milirem por encima de la dosis de fondo habitual. Para poner esto en contexto, la exposición a una radiografía de tórax es de aproximadamente 6 milirem y la dosis de fondo radiactivo natural del área es de aproximadamente 100 a 125 milirem por año para el área. La dosis máxima del accidente para una persona en el límite del sitio habría sido menos de 100 miligramos por encima del fondo. En los meses posteriores al accidente, aunque se plantearon dudas sobre los posibles efectos adversos de la radiación en la vida humana, animal y vegetal de la zona de TMI, ninguna de ellas pudo relacionarse directamente con el accidente. Varias agencias gubernamentales que vigilaban la zona recogieron miles de muestras ambientales de aire, agua, leche, vegetación, suelo y alimentos. Se pudieron atribuir niveles muy bajos de radionucleidos a las emisiones provocadas por el accidente. Investigaciones y evaluaciones exhaustivas realizadas por varias organizaciones muy respetadas, como la Universidad de Columbia y la Universidad de Pittsburgh, han llegado a la conclusión de que, a pesar de los graves daños sufridos por el reactor, la emisión real tuvo efectos insignificantes sobre la salud física de las personas o el medio ambiente.
El TMI1 no estaba en funcionamiento porque había sido apagado para reabastecimiento de combustible de rutina.
La cadena de eventos que desencadenó el grave accidente en TMI-2 y derritió una parte sustancial de su núcleo comenzó de manera bastante inocente a las 4:00 a. m.
Sistema utilizado para extraer energía del núcleo del reactor y transferirla directa o indirectamente a la turbina de vapor.
Tanque o recipiente que actúa como tanque de carga (o de volumen de sobrepresión) para controlar la presión en un reactor de agua presurizada.
Un presurizador PWR es un recipiente con agua líquida en la sección inferior y vapor saturado en la sección superior. Un presurizador se utiliza para regular la presión del refrigerante primario (≈ 150 bares) en los reactores PWR y CANDU. El presurizador está conectado a una de las tuberías de la pata caliente con una línea de sobretensión larga... Debido al contacto entre el vapor y el agua líquida, el agua también está a la temperatura de saturación en estado estable. El rocío de agua más fría ingresa desde la parte superior y los calentadores eléctricos en la parte inferior calientan el agua líquida. El estado estable puede verse alterado por la entrada o salida de agua, cambios en la temperatura del agua de entrada, cambios en el flujo de rocío o cambios en la potencia del calentador. Un sistema de control de presurizador PWR puede alterar la presión modulando la potencia del calentador y/o el flujo de rocío.
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 rociado de una pierna fría… El agua en el presurizador es la única superficie libre en el sistema de refrigerante 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 provocados por cambios en la temperatura media del refrigerante… Un sistema llamado… El sistema de reposición y purificación controla el nivel de agua en el presurizador… Se inyecta agua en el sistema de refrigerante primario para aumentar el nivel de agua del presurizador hasta el punto de ajuste. Un sistema de flujo de bajada 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 añadiendo o eliminando ácido bórico.
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 activaran. 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 alivio del código ingresa al tanque a través de boquillas de burbujeo y se condensa con el agua contenida en el tanque. Si las válvulas de seguridad se levantan, se descargarían 1 400 000 lb/h de vapor saturado a 490 psig en el colector del tanque. Se supone que el flujo de vapor en el tanque dura 15 segundos. La presión y temperatura máximas en el tanque (fuera del colector de burbujeo) 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.
La función del sistema de derivación de la turbina es eliminar el exceso de energía del sistema de refrigeración del reactor descargando un porcentaje determinado del flujo de vapor principal nominal directamente a los condensadores principales, es decir, desviando la turbina. Este calor se rechaza al condensador a través de las válvulas de descarga de vapor.
El cierre del sistema secundario provocó que el calor y la presión aumentaran rápidamente en el sistema primario, en gran medida porque los generadores de vapor ya no podían eliminar el calor del agua que había salido del núcleo. Como resultado, ocho segundos después de que se dispararan las bombas pulidoras, el reactor se detuvo automáticamente. Las barras de control entraron en el núcleo y terminaron la producción de calor de la fisión nuclear. Pero el problema de lidiar con el calor de desintegración permaneció...
Cuando el flujo de agua de alimentación se detuvo, 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) aumentó y el vapor en la parte superior del tanque se comprimió. La presión dentro del presurizador aumentó a 2255 libras por pulgada cuadrada, 100 psi más de lo normal. Luego, una válvula en la parte superior del presurizador, llamada válvula de alivio operada por piloto o PORV, se abrió, como estaba diseñada para hacer, 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 se disparara la primera bomba, el reactor de TMI-2, como estaba diseñado para hacer, se disparó: sus barras de control cayeron automáticamente al núcleo del reactor para detener su fisión nuclear.
(v) Una revisión de 1978 en el procedimiento de vigilancia TMI-2 para las válvulas de bloqueo de agua de alimentación de emergencia violó las especificaciones técnicas de TMI-2, pero nadie se dio cuenta en ese momento. La aprobación de la revisión en el procedimiento de vigilancia no se realizó de acuerdo con los propios procedimientos administrativos de Met Ed. <vi/>La realización de las pruebas de vigilancia no se verificó adecuadamente para asegurarse de que los procedimientos se siguieron correctamente. El día del accidente, las válvulas de bloqueo de agua de alimentación de emergencia que deberían haber estado abiertas estaban cerradas. Es posible que se hayan dejado cerradas durante una prueba de vigilancia 2 días antes.
Aparentemente, las válvulas estaban cerradas para realizar tareas de mantenimiento de rutina, en violación de una de las normas más estrictas que tiene la Comisión Reguladora Nuclear. La norma establece simplemente que las bombas de alimentación auxiliares nunca pueden estar todas fuera de servicio para realizar tareas de mantenimiento mientras el reactor esté en funcionamiento.
En TMI-2, la válvula de alivio de presión se abrió tres segundos después de que se dispararan las bombas de condensado, exactamente como estaba diseñado. Desafortunadamente, diez segundos después, después de que la temperatura y la presión en el sistema primario habían disminuido, no se cerró como estaba diseñado. La válvula de alivio abierta permitió que escaparan cantidades cada vez mayores de refrigerante del reactor. Esta no era la primera vez que la válvula de alivio de presión se quedaba abierta en TMI-2, y era un problema crónico en las plantas 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 de inmediato.
Después de un incidente ocurrido un año antes en TMI-2, en el que la válvula PORV se quedó abierta, se instaló una luz indicadora en la sala de control. Esa luz solo mostraba que se había enviado una señal para cerrar la válvula (no indicaba si la válvula estaba realmente cerrada) y esto contribuyó a la confusión durante el accidente.
Información no válida. El indicador de estado de la PORV es una luz roja única ubicada en el Panel 4. La luz está diseñada para encenderse cuando se transmite una señal eléctrica a la PORV para abrir y apagarse cuando se transmite una señal para que la válvula se cierre. Como se indica en la Figura 3, la luz está etiquetada como "Luz encendida - RC-R V2 abierta". Este diseño es una violación de los principios básicos de HFE a los que se hace referencia en la siguiente disposición de MIL-STD-1472B, párrafo 5.2.2.1.4-. "La ausencia o extinción de una señal o indicación visual no se utilizará para indicar una condición de 'adelante', 'listo', 'dentro de tolerancia' o finalización... Los cambios en el estado de la pantalla deberán significar cambios en el estado funcional y no resultados de la actuación del control únicamente".
Una luz indicadora en la sala de control muestra cuándo se ha ordenado el cierre de la válvula de descarga de presión (es decir, cuando se corta la energía al solenoide de apertura de la válvula), pero no muestra cuándo la válvula realmente se cierra. Ahora se sabe que, de hecho, la válvula no se cerró como estaba diseñada para hacerlo. Sin embargo, los operadores no tenían medios directos para saberlo.
Se ha instalado una luz indicadora en la sala de control, que se conecta al mecanismo de apertura y cierre de la válvula de alivio: cuando se pasa energía eléctrica al solenoide, lo que permite que la válvula se abra, la luz se enciende; cuando la presión disminuida en el presurizador corta la energía al solenoide, lo que permite que la válvula se cierre, la luz se apaga. Desafortunadamente, la luz es solo una prueba de que la energía está llegando al mecanismo de apertura de la válvula; es solo una evidencia circunstancial del estado real de la válvula en sí, es decir, ahora se ha cortado la energía del solenoide y la luz lo muestra, pero la válvula permanece abierta. Es irónico que, en un día que estará marcado por la reiterada negativa de los operadores y supervisores a creer en las lecturas siniestras de los instrumentos de monitoreo del reactor, opten por dejarse engañar por este portador de lo que percibían como buenas noticias.
Un factor más importante que contribuye a que los operadores no reconozcan que se está produciendo una LOCA es el indicador de nivel de agua del presurizador. Su formación sobre este equipo en particular ha enseñado a los operadores que la única comprobación creíble de la cantidad de refrigerante en el sistema es el indicador que muestra el nivel de agua en el presurizador. (En este reactor de Babcock & Wilcox no hay ningún instrumento para medir, como lo hace un medidor de gas en un automóvil, la cantidad de fluido en la parte del núcleo del reactor del circuito de refrigerante, o, dicho de manera más sencilla, la profundidad del agua alrededor de las barras de combustible). Si el nivel del presurizador permanece alto, los operadores no están capacitados para anticipar que el agua refrigerante puede estar filtrándose del sistema primario. De hecho, la capacitación de los operadores en Met Ed, en B&W, incluso en la marina, les dice a estos hombres que la condición que se debe evitar a toda costa es "volverse sólido", lo que permite que el presurizador se llene de agua y, por lo tanto, se pierda la capacidad de regular la presión del sistema a través del control de la burbuja de vapor del presurizador. La capacitación y los procedimientos de emergencia escritos de los operadores nunca postularon un accidente de pérdida de refrigerante a través de la parte superior del propio presurizador, como está sucediendo ahora. Con la válvula de alivio atascada abierta, la burbuja de vapor desaparece como un genio a través de la válvula, y el agua refrigerante inmediatamente después. La presión del sistema sigue siendo baja, lo que indica un accidente por pérdida de refrigerante. Pero el indicador de nivel de agua del presurizador sigue aumentando. ¿A qué se debe esto?
Sin embargo, siguiendo el libro tal como se les enseñó, los operadores continúan leyendo el indicador del presurizador en el modo antiguo: el nivel de refrigerante está subiendo; el sistema se está volviendo sólido, por el amor de Dios. Convencidos por esta lógica de que el sistema, de hecho, está sobrecargado con agua refrigerante, los operadores anulan el sistema de emergencia y reducen drásticamente el flujo de las bombas HPI. Es una intervención humana en la cadena automática de eventos que no es incompatible con la capacitación de los operadores, pero tendrá consecuencias asombrosas. Por orden de Zewe, el operador Ed Frederick apaga una bomba de HPI y reduce la otra de un máximo de 400 galones por minuto (gpm) a aproximadamente la mitad de ese flujo. No solo reduce la HPI, Frederick también levanta el tapón en la parte inferior del sistema de refrigeración del reactor para maximizar la "descarga" a través del "sistema de reposición y descarga" normal que, como un sistema de filtración de piscinas, trabaja constantemente para purificar el agua de refrigeración del reactor primario. El efecto de estas dos acciones es reducir a un hilo la cantidad de agua que se agrega al sistema. Este mísero caudal, quizás 25 gpm, continuará durante la mayor parte de las siguientes 3 horas y se ve más que compensado por la cantidad de refrigerante que se pierde cada minuto a través de la válvula PORV atascada en posición abierta.
(1) (Los operadores)... descartarán dos advertencias de un instrumento de temperatura que muestra temperaturas de descarga de la válvula de alivio aproximadamente 100 grados por encima del rango normal. (Se informa incorrectamente a Zewe que son aproximadamente 50 grados más bajas de lo que realmente son). Atribuye la discrepancia al hecho de que la válvula de alivio de presión ya tenía fugas de todos modos y al calor residual de la descarga temprana de vapor de la válvula de alivio de presión cuando se abrió (supuestamente) durante solo unos segundos. (2) A las 4:14
a. m., cuando la secuencia del accidente apenas se estaba asentando, hay otras pistas evidentes de que la válvula de alivio todavía está abierta. La descarga continua de refrigerante en el tanque de drenaje de refrigerante del reactor desde la válvula de alivio atascada abierta hace que la presión del tanque aumente. (3) Cuando la presión alcanza los 192 psi, el disco de ruptura en la parte superior del tanque estalla. Zewe toma nota de esto alrededor de las 4:20... Con el disco de ruptura abierto, el refrigerante de la válvula atascada abierta que corre hacia el tanque de drenaje de refrigerante del reactor se desborda del tanque sobre el piso del edificio de contención del reactor. (4) A las 4:38
a. m., un operador del edificio auxiliar informa que las bombas del sumidero de contención automático (desagüe de piso) están bombeando esta agua al edificio auxiliar de al lado... (5) A las 5:00
a. m., la temperatura dentro del edificio de contención ha subido de 120 °F a 170 °F, y la presión del edificio ha aumentado de 0 a 2,5 psi, otra señal de que la válvula PORV está atascada en posición abierta.
... revisa los instrumentos de refrigeración del reactor y rápidamente concluye que hay una burbuja de vapor en las "patas calientes" (las tuberías que van del reactor a los generadores de vapor) del circuito de refrigeración del reactor. Con la presión del sistema de refrigeración tan baja, debe haber una burbuja en otro lugar, expandiéndose y forzando el agua hacia el presurizador. "Fui a la computadora", testificará más tarde, "y marqué las temperaturas tanto en las válvulas [de seguridad] como en las válvulas de alivio electromáticas (
otro término para las PORV
)". Basándose en las lecturas que muestran que la línea de descarga de la válvula de alivio está unos 30 grados más caliente que las líneas de descarga de la válvula de seguridad, Mehler descarta la lectura del nivel del presurizador y llega a una nueva conclusión: la válvula de seguridad por gravedad tiene una fuga. Mehler ordena que se cierre la válvula de bloqueo de la válvula de seguridad por gravedad... ha llegado a la decisión correcta exactamente 20 minutos después de llegar al lugar recién llegado del exterior.
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 positiva estaba al menos parcialmente abierta. No estaba seguro de lo que estaba sucediendo en el núcleo, pero razonó que no se podría lograr ningún daño y tal vez algún beneficio cerrando la válvula de alivio en cuestión. A las 6:22 a.m., ordenó que se cerrara una válvula de respaldo para la válvula de alivio de presión positiva, llamada válvula de bloqueo. Para ese momento, alrededor de treinta y dos mil galones de refrigerante, más de un tercio del volumen del sistema primario, habían salido de la válvula de alivio de presión positiva atascada. Ninguno de los miembros del personal en la sala de control tomó medidas para determinar cuánto tiempo había estado abierta la válvula de alivio de presión positiva o para reemplazar el refrigerante que se había escapado. Cerrar la válvula de bloqueo fue una decisión acertada, pero insuficiente en sí misma para evitar el daño grave al núcleo que había causado el dejar la válvula de alivio de presión positiva abierta durante aproximadamente dos horas y veinte minutos.
A las 6:56 a. m., uno de los supervisores de la planta (hay versiones que varían sobre cuál de ellos) declaró una emergencia en el sitio. El plan de emergencia para TMI-2 indicaba que se debía tomar esta medida 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 conducían 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 lecturas de radiación nuevas y alarmantemente altas en el edificio de contención lo persuadieron de anunciar una emergencia general, que se definió como la que tenía el "potencial de consecuencias radiológicas graves para la salud y la seguridad del público en general".
Thornburgh asignó la responsabilidad de recopilar y reportar información sobre el accidente a Scranton debido a su confianza en la capacidad e integridad del vicegobernador.
Los niveles medidos fuera de TMI-2 el 28 de marzo fueron, según cualquier estándar, muy pequeños y es poco probable que amenacen la salud pública, siempre que no se produzcan de forma continua durante un período prolongado. Met Ed tenía veinte instrumentos para medir la radiactividad ambiental en lugares que rodean el sitio. Aunque un monitor de chimenea que estaba calibrado para medir niveles muy bajos de radiación se salió de escala al principio del accidente, las lecturas de otros instrumentos proporcionaron información razonablemente fiable sobre las emisiones de la planta. La lectura más alta fue de 7 milirems por hora; la mayoría de las mediciones estaban en el rango de 1 milirem por hora o menos. Esos valores estaban muy por debajo de la cantidad de radiación normalmente presente en el medio ambiente.
...Scranton celebró su segunda conferencia de prensa del día... "En este momento, creemos que todavía no hay peligro para la salud pública". Las declaraciones de Scranton no dejaron 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 al colaborar con la NRC. Como recordó Critchlow, "creo que casi instintivamente preferimos tratar con la gente de la NRC".
Al igual que Hendrie , Gilinsky lo consideró un motivo de preocupación, pero no de alarma. Trató de cumplir con sus citas previamente programadas para evitar la apariencia de una crisis y, en su calidad de presidente interino, pasó gran parte del día respondiendo consultas telefónicas de miembros del Congreso y periodistas.
Por tradición, estructura y mandato legal, la agencia estaba mal preparada y mal equipada para lidiar con una emergencia en una planta nuclear. No era una agencia operativa que dirigiera plantas o llevara a cabo procedimientos de emergencia, sino una agencia deliberativa que establecía reglas, consideraba solicitudes de licencia y realizaba inspecciones. No tenía autoridad para decirle a la empresa de servicios públicos lo que debía hacer para estabilizar el reactor, ni capacidad para operar la planta ni poder para ordenar una evacuación del área circundante. Su papel se limitaba en gran medida a recopilar información y hacer recomendaciones. La NRC carecía de una estructura de mando para lidiar con un accidente importante.
Los efectos sobre la población de las cercanías de Three Mile Island de las emisiones radiactivas medidas durante el accidente, si las hubiera, serán sin duda no mensurables ni detectables. Durante el transcurso del accidente, se liberaron aproximadamente 2,5 millones de curios de gases nobles radiactivos y 15 curios de yoduros radiactivos. Estas liberaciones dieron como resultado una dosis media de 1,4 mrem para los aproximadamente dos millones de personas que se encontraban en la zona del lugar. Esta dosis media es inferior al 1 % de la dosis anual procedente tanto de la radiación de fondo natural como de la práctica médica. La dosis de 1,4 mrem también puede compararse con las diferencias en las dosis anuales de radiación de fondo entre vivir en una casa de ladrillo y una de madera, 14 mrem adicionales al año; o vivir en la gran altitud de Denver en lugar de en Harrisburg, 80 mrem adicionales al año.
En promedio, un residente de EE. UU. recibe una exposición anual a la radiación de fuentes naturales de aproximadamente 310 milirem (3,1 milisieverts o mSv). Los gases radón y torón representan dos tercios de esta exposición. La radiación cósmica, terrestre e interna representa el resto. Las fuentes de radiación creadas por el hombre provenientes de actividades médicas, comerciales e industriales contribuyen aproximadamente con 310 mrem más a nuestra exposición anual. Entre las mayores de estas fuentes se encuentra una tomografía computarizada, que representa aproximadamente 150 mrem. Otros procedimientos médicos representan otros 150 mrem aproximadamente cada año. Algunos productos de consumo como el tabaco, los fertilizantes, las varillas de soldadura, las señales de salida, las esferas luminosas de los relojes y los detectores de humo contribuyen con aproximadamente 10 mrem por año. El gráfico circular (en la página) muestra las fuentes que conforman la dosis de radiación anual promedio en EE. UU. de 620 mrem.
{{cite web}}: CS1 maint: URL no apta ( enlace ){{cite web}}: CS1 maint: URL no apta ( enlace )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 "hacer 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 ella (poco tiempo después se agregó una duodécima). El costo proyectado del estudio era de aproximadamente $1 millón. La Casa Blanca evitó deliberadamente colocar en el panel a alguien que estuviera asociado con fuertes opiniones a favor o en contra de la energía nuclear.
La Comisión Kemeny funcionó con estrictas limitaciones de tiempo. El presidente le dio instrucciones de presentar un informe final sobre Three Mile Island en un plazo de seis meses después de su primera reunión. La comisión llevó a cabo su investigación asignando miembros del 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 sobre la salud. Después de celebrar una serie de audiencias públicas, tomar más de 150 declaraciones y recopilar alrededor de trescientos pies cúbicos de documentos, presentó sus hallazgos a Carter el 30 de octubre de 1979 y los hizo públicos al día siguiente. El estudio completo consistió en una descripción general de 179 páginas y nueve volúmenes de informes de grupos de trabajo que totalizaron más de 2200 páginas.
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 descargó hasta 13 millones de curies de gases nobles radiactivos al medio ambiente, liberó muy poco del yodo-131, mucho más peligroso. Un curie es una unidad de medida que se utilizaba anteriormente para indicar la tasa de desintegración (o nivel de actividad) de las sustancias radiactivas. De los 64 millones de curies de yodo-131 que se estima que había en el núcleo en el momento del accidente, menos de 20 curies se filtraron a la atmósfera. Se trató de una liberación de yodo-131 mucho menor de lo que los expertos en reactores habían postulado al proyectar las consecuencias de un grave accidente de reactor antes de Three Mile Island. Los investigadores descubrieron que la mayor parte del yodo-131 del núcleo se había combinado con otros elementos para formar compuestos que se disolvieron en el agua o se habían adherido a las superficies metálicas del edificio de contención. En las condiciones imperantes 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.
Arnie Gundersen, ingeniero nuclear y ex ejecutivo de la industria nuclear convertido en denunciante, ha realizado su propio análisis, que compartió por primera vez en un simposio en Harrisburg la semana pasada. "Creo que las cifras del sitio web de la NRC están equivocadas en un factor de 100 a 1.000", dijo.
{{cite web}}: CS1 maint: URL no apta ( enlace )La quema de hidrógeno se produjo en prácticamente todo el confinamiento de 2.033.000 pies cúbicos (57.600 m3) durante un período de aproximadamente 12 s. Menos del 5 % de la quema tuvo lugar en los primeros 6 s, menos del 40 % durante los siguientes 3 s y más de la mitad de la quema ocurrió durante los últimos 3 s. No hubo detonación. El gas más caliente fue el que se quemó aproximadamente 6 s antes del final de la quema. Aunque el gas perdía calor hacia el gas no quemado y las superficies circundantes después de quemarse, el calentamiento por compresión era dominante y aumentaba significativamente su temperatura hasta que la presión alcanzaba su punto máximo.
Antes de la quema (deflagración), el hidrógeno estaba bien mezclado con el aire de contención. Se calculó que la concentración media de hidrógeno era del 7,9 %, en base húmeda. La quema de hidrógeno se produjo en los tres niveles de contención. La quema se inició en algún lugar del nivel más bajo; probablemente en el lado oeste. Aunque el tiempo de quema fue de unos 15 segundos, casi toda la quema se produjo durante un período de 6 segundos. Más de la mitad de la quema se produjo durante el último período de 3 segundos.
La comisión presentó una dura acusación contra Babcock & Wilcox, Met Ed, GPU y la NRC. Explicó que no tenía mandato para sacar conclusiones sobre el futuro de la industria nuclear ni para hacer comparaciones de la energía nuclear con otras fuentes de energía. No pretendía demostrar ni que "la energía nuclear es inherentemente demasiado peligrosa para permitir que continúe y se expanda" ni que "la nación debería avanzar agresivamente para desarrollar energía nuclear comercial adicional". Más bien, la comisión sugirió "que si el país desea, por razones más importantes, enfrentar los riesgos inherentemente asociados con la energía nuclear, son necesarios cambios fundamentales para mantener esos riesgos dentro de límites tolerables". Sostuvo que las mejoras críticas en la seguridad de los reactores requerían revisiones importantes, si no una revolución, en la organización, las prácticas, los procedimientos y, sobre todo, la "mentalidad" de la industria nuclear y la NRC.
Para prevenir accidentes nucleares tan graves como el de Three Mile Island, serán necesarios cambios fundamentales en la organización, los procedimientos y las prácticas —y sobre todo— en las actitudes de la Comisión Reguladora Nuclear y, en la medida en que las instituciones que investigamos sean típicas, de la industria nuclear.
Durante algún tiempo después del accidente, antes de que se comprendieran bien las condiciones reales del daño, la GPU imaginó que la unidad volvería a estar en servicio. Se dirigieron amplios esfuerzos de planificación hacia este fin.
Existía un optimismo persistente de que el daño más allá de las áreas conocidas no era tan grave como algunas estimaciones indicaban. De hecho, era peor.
Sin embargo, estos hallazgos no proporcionan un vínculo causal con el accidente de TMI.
{{cite web}}: CS1 maint: varios nombres: lista de autores ( enlace )La NRC seguirá supervisando la concesión de licencias y las inspecciones de la planta hasta que esta se desmantele por completo, incluidas las inspecciones de la instalación de almacenamiento de combustible gastado independiente (ISFSI) hasta que el combustible gastado se retire permanentemente del sitio y se dé por terminada la licencia.
{{cite book}}: CS1 maint: URL no apta ( enlace )
40°09′12″N 76°43′31″O / 40.15329, -76.72534