El reactor nuclear TR-2 , también conocido como reactor de pruebas Westinghouse o reactor de pruebas Westinghouse (WTR), fue un pequeño reactor de investigación y pruebas diseñado y fabricado por Westinghouse Electric Corporation en su planta Waltz Mill cerca de Madison, Pensilvania , aproximadamente a 30 millas al sureste de Pittsburgh . El TR-2 fue el primer reactor de investigación y pruebas de propiedad privada. El reactor sufrió un accidente que provocó graves daños en el combustible en 1960. [1] [2]
El TR-2 era un reactor de agua presurizada , moderado y refrigerado por agua ligera, de baja presión y baja temperatura, heterogéneo . La función principal del reactor era probar los materiales y componentes del reactor. En lugar de incorporar un recipiente presurizador calentado eléctricamente como es común en los reactores de agua a presión comerciales diseñados desde la década de 1960, el TR-2 dependía de la presión de agua estática suministrada por un tanque de agua, conocido como tanque de cabeza, que se elevaba por encima del suelo y se conectaba al recipiente del reactor mediante tuberías. El calor generado por el reactor se transfería a intercambiadores de calor para el rechazo final del calor al medio ambiente a través de una torre de enfriamiento de tiro mecánico. Inicialmente, se permitió que el reactor funcionara a hasta 20 megavatios térmicos, aunque se diseñó y construyó para permitir una operación eventual a un nivel de potencia de 60 megavatios térmicos. [3] Se incluyeron posiciones para cápsulas experimentales, bucles de prueba y experimentos de combustible en el diseño del reactor; al igual que un puerto de haz de neutrones. [4] El 8 de enero de 1960, la Comisión de Energía Atómica (AEC) emitió la Enmienda 1 a la licencia de la instalación para permitir la operación de hasta 60 megavatios térmicos. [3] [5] [6]
El reactor estaba alojado dentro de una estructura conocida como contenedor de vapor, a la que en cierta literatura se hace referencia como estructura de contención, que fue diseñada para contener los productos de fisión que pudieran liberarse del reactor durante un accidente. El contenedor de vapor era un cilindro recto de metal de aproximadamente 74 pies de alto por encima del nivel del suelo circundante y 70 pies de diámetro interior. La parte superior del contenedor de vapor era ligeramente redondeada. Había dos esclusas de aire en el contenedor de vapor. [7]
Se instaló un sistema de ventilación mecánica en el tanque de compensación de agua de proceso y en el tanque de carga de agua de proceso, que se encontraba elevado casi 250 pies por encima del suelo sobre un marco de soporte de metal aproximadamente a 500 pies al este del contenedor de vapor. El aire forzado barría el tanque de compensación, eliminando los gases que normalmente se producen durante el funcionamiento del reactor, y luego se encaminaba al tanque de carga, donde los gases se liberaban a través de un respiradero a unos 250 pies por encima del nivel del suelo circundante. [8] [9] [7]
El recipiente del reactor, de acero inoxidable, tenía 32 pies de alto y 8 pies de diámetro, con paredes de 1 pulgada de espesor. El recipiente rector estaba orientado verticalmente y rodeado de hormigón para protegerlo de la radiación. Los elementos combustibles se cargaban y se extraían a través de un tubo diagonal que se extendía desde la mitad de la altura del recipiente del reactor hasta un canal de transferencia lleno de agua que conectaba la carcasa de vapor con los edificios de las instalaciones circundantes. [7]
Como es típico en un reactor de investigación y pruebas, no producía electricidad. [2]
El reactor de prueba estaba ubicado en la parte noroeste del área desarrollada del sitio más grande de Waltz Mill. [10] El reactor estaba ubicado en el lado este de Waltz Mill Road, aproximadamente a 2300 pies al norte de la intersección actual de Waltz Mill Road y la Interestatal 70.
El núcleo del TR-2 estaba formado por elementos combustibles cilíndricos. Los elementos combustibles eran conjuntos mecánicos que incluían varios tubos de combustible de aluminio individuales que contenían el combustible de uranio; algunos elementos combustibles incluían otros componentes de instrumentación o de experimentación del reactor además de los tubos de combustible. [5] Cada conjunto combustible tenía 200 gramos de combustible de uranio altamente enriquecido como una aleación de aluminio-uranio en las paredes de tres cilindros concéntricos largos alrededor de un tubo de mandril de aluminio central en el que se podían irradiar pequeñas muestras enlatadas. La aleación de combustible de uranio-aluminio estaba revestida de aluminio: el espesor del revestimiento era de 36 milésimas de pulgada; el de la aleación de combustible, de 52 milésimas de pulgada. Los tubos de combustible tenían 44 pulgadas de largo y el diámetro exterior del conjunto combustible era de 2,5 pulgadas. Los orificios en ambos extremos distribuían el flujo de refrigerante a través de los canales dentro del conjunto y proporcionaban parte de la presión estática requerida en los conjuntos combustibles para evitar la ebullición en los puntos calientes. [6]
La AEC asignó a Westinghouse para su uso en la operación de la instalación 156 kilogramos de uranio-235 contenido en uranio altamente enriquecido (HEU) enriquecido aproximadamente al 93% en el isótopo uranio-235.
Westinghouse solicitó un permiso de construcción a la AEC el 29 de febrero de 1956. El permiso de construcción n.º CPRR-8 (en adelante denominado CPTR-1) fue emitido por la AEC el 3 de julio de 1957. La AEC emitió la licencia de instalación número TR-2 el 19 de junio de 1959. [4] [11]
El TR-2 alcanzó su criticidad por primera vez en julio de 1959. [2] El uso principal del reactor era probar materiales metálicos y no metálicos para comprobar su idoneidad y rendimiento en un entorno nuclear de alto nivel de neutrones, así como para probar el rendimiento de nuevos diseños de combustible para muchos clientes comerciales, académicos y gubernamentales. [12] [13]
El reactor sufrió un accidente que provocó daños en el combustible en 1960. Después de un reinicio tras el accidente de 1960, el reactor fue retirado en 1962 debido a la baja demanda de los clientes. [2] [6] El 25 de marzo de 1963, la licencia de la instalación se modificó para permitir solo la posesión de material nuclear especial, pero no la operación del reactor. [11]
El recipiente del reactor mínimamente radiactivo fue enviado desde el sitio el 15 de mayo de 2000 para su desmantelamiento y eliminación definitiva. [2] Westinghouse retiró la cubierta de vapor TR-2 en la primavera de 2012. [1]
El domingo 3 de abril de 1960 por la tarde se produjo una fusión parcial del núcleo del reactor. Un elemento combustible se fundió, liberando los productos de fisión gaseosos radiactivos criptón y xenón . [2] Se informa que el sobrecalentamiento y el daño posterior al elemento combustible fueron causados por una falta local de flujo de refrigerante suficiente. [14] El accidente fue calificado como un 4 en la Escala Internacional de Sucesos Nucleares , un Accidente con consecuencias locales. [15] [16]
La primera notificación del accidente a la AEC se realizó mediante una llamada telefónica de Westinghouse a la Oficina de Operaciones de la AEC en Nueva York. En un informe posterior, Westinghouse afirmó: "La alta actividad en el refrigerante primario y los altos niveles de radiación en el sitio provocaron el cierre del WTR y la evacuación del sitio aproximadamente a las 8:50 p. m. del 3 de abril de 1960. Hay indicios de que los altos niveles fueron causados por una falla del elemento de combustible". [17]
En el momento del accidente se estaba llevando a cabo un experimento de reducción del caudal de refrigerante; se había planeado un apagado de cinco semanas para realizar modificaciones en el reactor, que comenzaría a las 12:01 a. m. del día siguiente. Alrededor de las 7:55 p. m., hora del este de EE. UU ., el caudal de refrigerante del reactor se redujo gradualmente a 5250 galones por minuto, con el reactor funcionando a 30 megavatios. A las 8:00 p. m., la potencia del reactor se elevó a 37 megavatios y los operadores ordenaron un aumento de potencia a 40 megavatios. A las 8:35 p. m., la potencia del reactor cayó rápidamente a 17 megavatios, incluso cuando las barras de control se retiraban automáticamente del núcleo. Después de alcanzar los 17 megavatios, la potencia del reactor aumentó drásticamente a 38 megavatios. A las 8:40 p. m., el primero de los numerosos monitores de radiación en toda la instalación comenzó a dar alarmas sobre lecturas de radiación altas. El reactor se apagó manualmente cuatro minutos después, a las 8:44 p. m. [17]
Inmediatamente después de que se disparara el reactor, se ordenó a los trabajadores de las instalaciones que evacuaran a una caseta de vigilancia cercana, luego a una casa de huéspedes propiedad de Westinghouse aproximadamente a 1/3 de milla al sureste del reactor, ya que los niveles de radiación seguían aumentando. Tres equipos de monitoreo de radiación con monitores de aire y contadores Geiger partieron de las instalaciones para monitorear el entorno circundante. En el momento del accidente, soplaban vientos de 3 mph a 5 mph desde el noreste, lloviznaba y el sol se había puesto hacía tiempo. [18] Los niveles de radiación observados en la carretera principal directamente frente al sitio fueron de más de 20 milirem/hora (a modo de comparación, un procedimiento médico típico de rayos X es de 10 a 100 milirem [19] ). Las inspecciones no identificaron contaminación del medio ambiente la noche del 3 de abril. Los niveles de radiación dentro y fuera de las instalaciones del reactor disminuyeron durante las horas siguientes; el personal hizo sus primeros reingresos a las instalaciones en las primeras horas de la mañana del lunes 4 de abril de 1960. [17]
La AEC abrió una investigación sobre el accidente una vez que se conoció la magnitud de los daños. Los miembros del personal de la AEC mantuvieron una reunión con Westinghouse en el emplazamiento de Waltz Mill el 22 de abril de 1960. En un memorando del 27 de abril, [20] el especialista en inspección de la AEC VA Walker criticó duramente a Westinghouse y a la dirección y el personal del reactor. Walker criticó específicamente la falta de franqueza del personal de Westinghouse durante la reunión de investigación. También descubrió que las instrucciones escritas de las pruebas y los procedimientos de funcionamiento del reactor no estaban detallados en relación con las medidas que se debían adoptar si se encontraban condiciones anormales durante la prueba, como la caída inesperada de potencia del reactor experimentada. Walker concluyó su memorando con el resumen: "En general, creo que el WTR no está bien gestionado y que la agresividad que han exhibido en el desarrollo de la tecnología del reactor ha sido mal dirigida. Esta última condición se puede atribuir en parte a las pruebas que se han realizado en otros lugares".
El 27 de mayo de 1960, la AEC emitió el informe de trece páginas CF-169 sobre el accidente. El informe proporciona un relato detallado de los acontecimientos del accidente. Cabe destacar que el informe concluye que todos los valores de radiación registrados por el personal de Westinghouse inmediatamente después del accidente, incluida una observación de 200 milirem/hora en la puerta de la planta alrededor de las 9:00 p. m., eran radiación gamma directa del tanque de cabeza elevado, que contenía productos de fisión liberados. La tasa de dosis a dos metros del monitor de radiación de la tubería del tanque de cabeza (el monitor estaba al nivel del suelo, muy por debajo del tanque de cabeza elevado) era de 5000 milirem/hora. Los gases de productos de fisión radiactivos xenón -133-135, argón -41 y criptón -85 se liberaron a través de la chimenea de escape de 250 pies de altura que abastecía a la instalación. Este informe reiteró que no se encontró contaminación fuera de las estructuras y el equipo de la instalación. El informe no proporcionó una causa definitiva para el accidente, aunque señaló que las perturbaciones locales de bajo flujo del refrigerante más allá del elemento combustible, los desechos que bloqueaban el flujo más allá del elemento combustible y una serie de defectos de fabricación del elemento combustible (por ejemplo, revestimiento de aluminio a unión de uranio) fueron vistos como las causas más probables por el equipo de investigación de Westinghouse. [16] El informe final de Westinghouse emitido el 7 de julio de 1960 concluyó que la causa inmediata del accidente no podía determinarse de manera concluyente, pero que un defecto preexistente en el elemento combustible en cuestión era la causa más probable. [5]
En informes y correspondencia posteriores se analizó el impacto del accidente en las consideraciones futuras sobre el diseño de contención del reactor. El TR-2 se construyó con una carcasa de vapor o contención para evitar que los productos de fisión escaparan al medio ambiente durante un accidente. Sin embargo, el diseño y el funcionamiento del sistema de ventilación que abastecía a varios tanques de agua de proceso permitieron que los gases de fisión escaparan al medio ambiente, sorteando la barrera de contención a través de los componentes de la planta, lo que se conoce como un evento de "derivación de contención". [8]
Un elemento de combustible se fundió en dos pedazos y perdió varios centímetros de su altura anterior al accidente. Para el 18 de abril de 1960, la parte superior del elemento de combustible fundido había sido retirada del reactor, mientras que la parte inferior del conjunto de combustible y los escombros permanecieron. [21] El conjunto de combustible fundido fue serrado del recipiente del reactor entre el 21 y el 25 de abril. La circulación de los circuitos de refrigerante del reactor durante y después del accidente distribuyó los escombros del núcleo por todo el sistema y requirió mucho trabajo manual para retirar los escombros, además del uso de filtros e intercambiadores de iones. [22] [5]
El reactor TR-2 permaneció cerrado durante ocho meses para limpiar las instalaciones y reparar y reabastecer de combustible el reactor. La mano de obra para la limpieza consistió principalmente en empleados de Westinghouse y mineros de carbón desempleados locales. La limpieza se realizó con equipos de protección industrial comunes y productos de limpieza y sanitarios domésticos. No hubo heridos ni enfermos a causa del accidente ni de la limpieza. [2]
Durante el accidente y la limpieza se generaron dos millones de galones de agua contaminada. El agua contaminada se bombeó desde el reactor a tres cuencas de retención /lagunas revestidas a través de una tubería. [10] Se produjeron fugas en las lagunas, una condición que finalmente llevó a la detección de 90 Sr en el agua subterránea y en el suelo contaminado.
El accidente y la limpieza no generaron mucha reacción pública ni cobertura mediática en su momento. El Philadelphia Inquirer del estado solo publicó un boletín de dos párrafos de United Press International . [23] [22]
Las antiguas instalaciones fueron removidas y la contaminación heredada de las operaciones rutinarias del reactor y del accidente de 1960 fue remediada a satisfacción de la Oficina de Protección Radiológica de Pensilvania en julio de 2013. [1]
La Comisión Reguladora Nuclear terminó la licencia de operación de la instalación TR-2 el 19 de septiembre de 2008; [24] TR-2 fue incluida en el expediente NRC 050-00022 y el expediente NRC 070-00698.
Informe CF-169 de la Comisión de Energía Atómica "Investigación del incidente de radiación en el reactor de pruebas Westinghouse, número de licencia TR-2, Waltz Mill, Pensilvania", de fecha 27 de mayo de 1960.
Informe Westinghouse WTR-49, Informe sobre la falla del elemento combustible del WTR del 3 de abril de 1960.