El accidente de Three Mile Island fue una fusión nuclear parcial del reactor Unidad 2 (TMI-2) de la Estación de Generación Nuclear de Three Mile Island en el río Susquehanna en Londonderry Township , cerca de Harrisburg , la capital de Pensilvania , Estados Unidos . El accidente del reactor comenzó a las 4:00 am 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 una planta de energía nuclear comercial de Estados Unidos. [4] En la Escala Internacional de Sucesos Nucleares logarítmica de siete puntos , el accidente del reactor TMI-2 está clasificado en el Nivel 5, un "Accidente con consecuencias más amplias". [5] [6]
El accidente comenzó con fallas en el sistema secundario no nuclear, [7] seguidas por una válvula de alivio operada por piloto (PORV) atascada en el sistema primario, [8] que permitió que grandes cantidades de agua escaparan del sistema aislado presurizado. circuito de refrigerante. Las fallas mecánicas se vieron agravadas por la incapacidad inicial de los operadores de la planta de 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 la 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 claramente el nivel de inventario de refrigerante o la posición del PORV atascado y abierto. [9]
El accidente cristalizó las preocupaciones sobre la seguridad antinuclear entre el público en general y dio lugar a nuevas regulaciones para la industria nuclear. Aceleró el declive de los esfuerzos por construir nuevos reactores. [10] Los activistas del movimiento antinuclear expresaron su preocupación por los efectos del accidente en la salud regional. [11] Algunos estudios epidemiológicos que analizan 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 estos estudios, es difícil demostrar una relación causal que vincule el accidente con el cáncer. [12] [13] [14] [15] [16] [17] [18] La limpieza de TMI-2 comenzó en agosto de 1979 y finalizó oficialmente en diciembre de 1993, con un costo total de alrededor de mil millones de dólares (equivalente a 2 mil millones de dólares). en 2023). [19] TMI-1 se reinició en 1985 y luego se retiró en 2019 debido a pérdidas operativas. Se espera que su desmantelamiento esté completo en 2079 a un costo estimado de 1.200 millones de dólares. [20]
En las horas de la noche previa al incidente, el reactor TMI-2 estaba funcionando al 97% de su potencia, mientras que el reactor compañero TMI-1 estaba apagado para repostar combustible. [22] La cadena principal de eventos que llevaron 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 circuito de agua a presión. reactor (PWR). [23]
La causa inicial del accidente ocurrió 11 horas antes, durante un intento de los operadores de solucionar un bloqueo en uno de los ocho pulidores de condensado , los sofisticados filtros que limpian el agua del circuito secundario. Estos filtros están diseñados para evitar que los minerales e impurezas del agua se acumulen en los generadores de vapor y disminuir las tasas de corrosión en el lado secundario.
Las obstrucciones son comunes en estos filtros de resina y generalmente se solucionan fácilmente, pero en este caso, el método habitual de expulsar 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 expulsaron la resina, una pequeña cantidad de agua pasó a través de una válvula de retención abierta atascada y llegó a una línea de aire de instrumentos . Esto eventualmente provocaría que las bombas de agua de alimentación , las bombas de refuerzo de condensado y las bombas de condensado se apagaran alrededor de las 4:00 am, lo que, a su vez, provocaría un disparo de la turbina .
Dado que los generadores de vapor ya no recibían agua de alimentación, la transferencia de calor desde el sistema de refrigeración del reactor (RCS) [24] se redujo considerablemente y la temperatura del RCS aumentó. El refrigerante que se calentaba rápidamente se expandió y subió al 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 la tubería hasta el tanque de drenaje del refrigerante del reactor (RCDT) [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 (RPS) de 2355 psi (162,4 bar) ocho segundos después del disparo de la turbina. El reactor se disparó automáticamente y sus barras de control cayeron en el 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 viaje. Debido a que la turbina ya no utilizaba vapor y no se suministraba alimentación a los generadores de vapor, la eliminación de calor del circuito de agua primario del reactor se limitó a vaporizar la pequeña cantidad de agua que quedaba en el lado secundario de los generadores de vapor hacia el condensador. utilizando válvulas de derivación de 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 notó que una válvula de bloqueo estaba cerrada en cada una de las dos líneas de agua de alimentación de emergencia, bloqueando el flujo de alimentación de emergencia a ambos generadores de vapor. Las luces de posición de una válvula de bloque estaban cubiertas por una etiqueta de mantenimiento amarilla. Se desconoce la razón por la que el operador no encendió las luces de la segunda válvula, aunque una teoría es que su gran barriga la ocultaba 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 podía bombear agua. El cierre de estas válvulas fue una violación de una norma clave de la Comisión Reguladora Nuclear (NRC), según la cual el reactor debe cerrarse si todas las bombas de alimentación auxiliares están cerradas por mantenimiento. Más tarde, los funcionarios de la NRC señalaron que esto fue un fracaso clave. [35]
Después de que el reactor se disparó, las válvulas de vapor del sistema secundario operaron para reducir la temperatura y presión del generador de vapor, enfriando el RCS y reduciendo la temperatura del RCS, según lo diseñado, lo que resultó en una contracción del refrigerante primario. Con la contracción y pérdida del refrigerante a través del PORV abierto, la presión del RCS cayó al igual que el nivel del presurizador después de alcanzar un máximo quince segundos después del disparo de la turbina. Además, quince 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 el PORV. La energía eléctrica al solenoide del PORV se cortó automáticamente, pero la válvula de alivio quedó abierta y el agua refrigerante continuó saliendo. [36]
En las investigaciones posteriores al accidente, la indicación del PORV fue una de las muchas fallas de diseño identificadas en los controles, instrumentos y alarmas de los operadores . [9] No hubo ninguna indicación directa de la posición real de la válvula. Una luz en un panel de control, instalada después de que el PORV se quedó abierto durante la prueba de inicio, [37] se encendió cuando se abrió el PORV. [38] Cuando esa luz, etiquetada 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 PORV estaba encendido, no el estado real de la PORV. [40] Mientras la válvula de alivio principal estaba 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 sido capacitados para comprender la naturaleza ambigua del indicador de la válvula de alivio operada por piloto y para 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 piloto y el tanque de alivio del presurizador, podría haber insinuado 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 sido capacitado para usarlo. Su ubicación detrás del panel de instrumentos de dos metros de altura también significaba que estaba efectivamente fuera de la vista. [42]
Menos de un minuto después del inicio del evento, el nivel del agua en el presurizador comenzó a subir, a pesar de que la presión del RCS estaba cayendo. Con el PORV atascado abierto, se estaba perdiendo refrigerante del RCS, un accidente por pérdida de refrigerante (LOCA). Los síntomas esperados de una LOCA fueron 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 cubrieron una situación en la que los dos parámetros iban en direcciones opuestas. El nivel de agua en el presurizador estaba aumentando porque el vapor en el espacio en la parte superior del presurizador estaba siendo ventilado a través del PORV atascado y abierto, bajando 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 y creara una burbuja de vapor en la cabeza de la vasija 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 de que el circuito primario "se volviera sólido" (es decir, no existía ninguna bolsa de vapor en el presurizador), lo cual durante la capacitación se les había ordenado que nunca permitieran. Esta confusión contribuyó de manera clave a que inicialmente no se reconociera el accidente como una 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 operada por el piloto se atascara y comenzara la pérdida de refrigerante del núcleo. debido al temor de que el sistema se estuviera sobrecargando. [45] [46] [47]
Con la válvula de alivio operada por piloto aún abierta, el tanque de alivio del presurizador que recogía la descarga de la válvula de alivio operada por piloto 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 que Las temperaturas normales en la línea de descarga de la válvula de alivio operada por piloto y las temperaturas y presiones inusualmente altas del edificio de contención fueron indicaciones claras de que había un accidente por pérdida de refrigerante 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 hacia el edificio de contención general . Este refrigerante radiactivo se bombeó 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]
Aproximadamente a las 5:20 a. m., después de casi 80 minutos con una creciente burbuja de vapor en la cabeza de la vasija de presión del reactor, las cuatro bombas de refrigerante del reactor principal del circuito primario comenzaron a cavitar a medida que una mezcla de burbujas de vapor y agua, en lugar de agua, pasaba a través de ellas. Las bombas se apagaron y se creyó que la circulación natural continuaría el movimiento del agua. El vapor en el sistema impedía el flujo a través del núcleo y, a medida que el agua dejaba de circular, se convertía 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 una reacción entre el vapor que se formaba en el núcleo del reactor y el revestimiento de la barra de combustible nuclear de zircaloy , produciendo dióxido de circonio , hidrógeno y calor adicional. Esta reacción derritió el revestimiento de la barra 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 esa misma tarde. [50]
A las 6:00 am hubo cambio de turno en la sala de control. Un recién llegado notó que la temperatura en el tubo de escape de la válvula de alivio operada por piloto y en los tanques de retención era excesiva, y usó un respaldo, llamado " válvula de bloqueo", para cerrar la ventilación del refrigerante a través de la válvula de alivio operada por piloto, pero Ya se habían filtrado alrededor de 32.000 gal EE.UU. (120.000 L) de refrigerante 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 alcanzó los detectores; en ese momento, los niveles de radiación en el agua de refrigeración primaria eran alrededor de 300 veces los niveles esperados, y el edificio de contención general estaba gravemente contaminado con niveles de radiación de 800 rem / h .
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 Manejo de Emergencias de Pensilvania (PEMA), que a su vez se puso en contacto con agencias estatales y locales, el gobernador de Pensilvania Richard L. Thornburgh y el vicegobernador William Scranton III , a quienes Thornburgh asignó la responsabilidad de recopilar e informar. sobre 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 agencias gubernamentales y a la prensa, particularmente sobre la posibilidad y gravedad de las emisiones 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 había habido una "pequeña liberación de radiación... no se había detectado ningún aumento en los niveles normales de radiación". Estos fueron contradichos por otro funcionario y por declaraciones de Met Ed, quienes afirmaron que no se había liberado ninguna radiactividad. [56] Las lecturas de los instrumentos en la planta y de los detectores externos habían detectado emisiones 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 entonces altamente contaminado reactor. [57]
Enojados porque Met Ed no les había informado antes de realizar una ventilación de vapor de la planta, y convencidos de que la compañía estaba restando importancia a la gravedad del accidente, los funcionarios estatales recurrieron a la NRC. [58] Después de recibir noticias del accidente de Met Ed, la NRC activó su sede de respuesta de emergencia 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 un "motivo 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 que el Estado a la hora de obtener información precisa, y se vio aún más obstaculizada por estar mal preparada desde el punto de vista organizativo para hacer frente a emergencias, ya que carecía de una estructura de mando clara y tampoco tenía la autoridad para decirle a la empresa de servicios públicos qué hacer u ordenar una evacuación del área local. [61]
En un artículo de 2009, Gilinsky escribió que fueron necesarias cinco semanas para saber que "los operadores del reactor habían medido las temperaturas del combustible cerca del punto de fusión". [62] Escribió además: "Durante años no supimos, hasta que se abrió físicamente la vasija del reactor, 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 todavía 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 de 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 y poder llenar el circuito con agua. Después de 16 horas, las bombas del circuito primario se encendieron nuevamente y la temperatura central comenzó a descender. Gran parte del núcleo se había derretido y el sistema seguía siendo peligrosamente radiactivo. [ cita necesaria ]
Al día siguiente del accidente, el 29 de marzo, los operadores de la sala de control debían garantizar la integridad de la vasija del reactor. Para hacer esto, alguien necesitaba extraer una muestra de concentración de boro para asegurarse de que hubiera suficiente en el sistema primario para apagar el reactor por completo. El supervisor de química de la Unidad 2, Edward "Ed" Houser, se ofreció como voluntario para extraer la muestra, después de que sus compañeros de trabajo dudaran. Richard Dubiel, el supervisor de turno, le pidió a Pete Vélez, el capataz de protección radiológica de la Unidad 2, que lo acompañara. Vélez monitorearía los niveles de radiación en el aire y se aseguraría de que ninguno de ellos se sobreexponga . [63] [64] [65] [66]
Con una cantidad excesiva de ropa protectora (tres pares de guantes, un par de botas de goma y un respirador ), los dos navegaron por el edificio auxiliar del reactor para extraer la muestra. Sin embargo, Houser había perdido su dosímetro de bolsillo mientras tomaba medidas. Houser había notado que la muestra que extrajo parecía "como Alka-Seltzer " y era altamente radiactiva, con lecturas de hasta 1000 rem/h. Los dos permanecieron cinco minutos en el edificio y luego se retiraron. Houser había superado en uno el límite de dosis trimestral de exposición a la radiación de la NRC (3 rem/qtr en 1979) y sólo fue admitido para volver a trabajar el siguiente trimestre. [67] [68] [69] [70]
Al tercer día después del accidente, se descubrió una burbuja de hidrógeno en la cúpula [ se necesita aclaración ] del recipiente a presión y se convirtió en el foco de preocupación. Una explosión de hidrógeno no sólo podría romper el recipiente a presión sino que, dependiendo de su magnitud, podría comprometer la integridad del edificio de contención y provocar una liberación de material radiactivo a gran escala. Sin embargo, se determinó que no había oxígeno presente en el recipiente a presión, un requisito previo para que el hidrógeno se quemara o explotara. 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 mediante un recombinador catalítico y ventilando directamente al aire libre. [ cita necesaria ]
La liberación se produjo cuando el revestimiento se dañó mientras la válvula de alivio operada por piloto todavía estaba abierta. Los productos de fisión se liberaron en el refrigerante del reactor. Como la válvula de seguridad accionada por el piloto estaba atascada y abierta y el accidente por pérdida de refrigerante todavía estaba en curso, se liberó refrigerante primario con productos de fisión y/o combustible, que acabó finalmente en el edificio auxiliar. El edificio auxiliar estaba fuera del límite de contención.
Así lo demostraron las alarmas de radiación que finalmente sonaron. Sin embargo, dado que muy pocos de los productos de fisión liberados eran sólidos a temperatura ambiente, se informó muy poca contaminación radiológica en el medio ambiente. No se atribuyó ningún nivel significativo de radiación al accidente del TMI-2 fuera de las instalaciones del TMI-2. Según el informe Rogovin, la gran mayoría de los radioisótopos liberados eran gases nobles xenón y criptón, lo que dio lugar a una dosis media 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 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 Estados Unidos (EPA) inició muestreos diarios del medio ambiente en las tres estaciones más cercanas a la planta. El monitoreo continuo en 11 estaciones no se estableció hasta el 1 de abril y se amplió a 31 estaciones el 3 de abril. Un análisis interinstitucional concluyó que el accidente no elevó la radiactividad lo suficiente por encima de los niveles de fondo como para causar ni siquiera una muerte adicional por cáncer entre las personas. en el área, pero no se incluyeron medidas de radiación beta porque la EPA no encontró contaminación en el agua, el suelo, los sedimentos o las muestras de plantas. [74]
Los investigadores del cercano Dickinson College , que contaba con equipos de monitoreo de radiación lo suficientemente sensibles como para detectar pruebas de armas atómicas atmosféricas chinas, recolectaron muestras de suelo del área durante las dos semanas siguientes y no detectaron niveles elevados de radiactividad, excepto después de las lluvias (probablemente debido a la acción natural del radón) . salida de la plataforma, no el accidente). [75] Además, se encontró que las lenguas de venado de cola blanca recolectadas a más de 50 millas (80 km) del reactor después del accidente tenían niveles significativamente más altos de cesio-137 que en los venados en los condados que rodean inmediatamente la planta de energía. Incluso entonces, los niveles elevados todavía estaban por debajo de los observados en ciervos en otras partes del país durante el apogeo de las pruebas de armas atmosféricas. [76] Si hubiera habido liberaciones elevadas de radiactividad, se habría esperado que se hubieran detectado niveles elevados de yodo-131 y cesio-137 en muestras de leche de ganado vacuno y de cabra. No se encontraron niveles elevados. [77] Un estudio posterior señaló que las cifras oficiales de emisiones eran consistentes con los datos dosimétricos disponibles , [78] aunque otros han notado que estos datos están incompletos, particularmente para las liberaciones tempranas. [79]
Según las cifras oficiales, compiladas por la Comisión Kemeny de 1979 a partir de datos de Metropolitan Edison y NRC, el evento liberó un máximo de 480 PBq (13 MCi) de gases nobles radiactivos , principalmente xenón . [80] Estos gases nobles se consideraban relativamente inofensivos y solo se liberaron entre 481 y 629 GBq (13,0 a 17,0 Ci) de yodo-131, que causa cáncer de tiroides . [80] Las emisiones 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] [81] con 5 pies (1,5 m) del núcleo desaparecido y alrededor de 20 toneladas cortas (18 t ) de uranio que fluye hacia la cabeza inferior del recipiente a presión, formando una masa de corio . [82] La vasija 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. [83]
Los grupos políticos antinucleares cuestionaron las conclusiones de la Comisión Kemeny, alegando que otras mediciones independientes proporcionaron evidencia de niveles de radiación hasta siete veces superiores a lo normal en lugares a cientos de millas a favor del viento desde TMI. [84] Arnie Gundersen , ex ejecutivo de la industria nuclear y defensor antinuclear, [85] dijo: "Creo que las cifras en el sitio web de la NRC están equivocadas en un factor de 100 a 1.000". [86] [ verificación necesaria ] [87]
Gundersen ofrece pruebas, basadas en datos de monitorización de la presión, de una explosión de hidrógeno poco antes de las 14:00 horas del 28 de marzo de 1979, que habría proporcionado los medios para que se produjera una alta dosis de radiación. Gundersen cita declaraciones juradas de cuatro operadores de reactores, según las cuales el director de la planta tuvo conocimiento de un dramático aumento de presión, después del cual la presión interna cayó a presión exterior. Gundersen también afirmó que la sala de control tembló y que las puertas se salieron de sus bisagras. Sin embargo, los informes oficiales de la NRC se refieren simplemente a una "quema de hidrógeno". [86] [ se necesita verificación ]
La Comisión Kemeny se refirió a "una quemadura o explosión que provocó un aumento de presión de 28 libras por pulgada cuadrada (190 kPa) en el edificio de contención", [88] mientras que The Washington Post informó que "Aproximadamente a las 2:00 pm, con La presión casi había llegado al punto en el que las enormes bombas de refrigeración podían entrar en acción, una pequeña explosión de hidrógeno sacudió el reactor." [89] Un trabajo realizado para el Departamento de Energía en la década de 1980 determinó que la quema 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 . [90] [91]
El miércoles 28 de marzo, horas después de que comenzara el accidente, William Scranton III , vicegobernador de Pensilvania, compareció en una rueda de prensa para decir que Metropolitan Edison, propietario de la planta, había asegurado al estado que "todo está bajo control". [92] Más tarde ese día, Scranton cambió su declaración, diciendo que la situación era "más compleja de lo que la empresa nos hizo creer". [92] Hubo declaraciones contradictorias sobre las emisiones de radiactividad. [93] Se cerraron las escuelas y se instó a los residentes a permanecer en el interior. Se pidió a los granjeros que mantuvieran a sus animales a cubierto y con alimento almacenado. [92] [93]
Basado en el consejo del Presidente de la NRC y en aras de tomar todas las precauciones, aconsejo a aquellos que puedan ser particularmente 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 las instalaciones de Three Mile Island hasta nuevo aviso. También hemos ordenado el cierre de todas las escuelas dentro de esta área.
—Dick Thornburgh
El gobernador de Pensilvania, Dick Thornburgh , siguiendo el consejo del presidente de la NRC, Joseph Hendrie, recomendó la evacuación "de mujeres embarazadas y 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 viernes 30 de marzo. [94] En cuestión de días, 140.000 personas habían abandonado el área. [21] [92] [95] Más de la mitad de la población de 663.500 dentro del radio de 20 millas permaneció en esa área. [94] Según una encuesta realizada en abril de 1979, el 98% de los evacuados habían regresado a sus hogares en tres semanas. [94]
Las encuestas posteriores a 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 la planta. diseñador. [96]
Varias agencias gubernamentales estatales y federales iniciaron 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. [97] La comisión estaba formada por un panel de doce personas, elegidas específicamente por su falta de puntos de vista fuertes a favor o en contra de la energía nuclear, y encabezadas por el presidente John G. Kemeny , presidente del Dartmouth College . Se le ordenó producir un informe final dentro de seis meses y, después de audiencias públicas, declaraciones y recopilación de documentos, publicó un estudio completo el 31 de octubre de 1979. [98]
La investigación criticó duramente a Babcock & Wilcox , Met Ed, GPU y la NRC por fallas en el control de calidad y mantenimiento, capacitación inadecuada de los operadores, falta de comunicación de información importante sobre seguridad, mala gestión y complacencia, pero evitó sacar conclusiones sobre el futuro de la industria nuclear. [99] La crítica más dura de la Comisión Kemeny dijo que "... serán necesarios cambios fundamentales en la organización, los procedimientos y las prácticas—y sobre todo—en las actitudes" de la NRC y la industria nuclear. [100] Kemeny dijo que las acciones tomadas por los operadores fueron "inapropiadas", pero que los trabajadores "estaban operando bajo procedimientos que debían seguir, y nuestra revisión y estudio de los mismos indica que los procedimientos eran inadecuados" y que el control El espacio "era muy inadecuado para gestionar un accidente". [101]
La Comisión Kemeny observó que la válvula de alivio operada por piloto de Babcock & Wilcox había fallado previamente en 11 ocasiones, nueve de ellas en la posición abierta, permitiendo que el refrigerante se escapara. La secuencia causal inicial de acontecimientos en TMI se había duplicado 18 meses antes en otro reactor de Babcock & Wilcox, la central nuclear Davis-Besse, propiedad en ese momento de Toledo Edison. Las únicas diferencias fueron que los operadores de Davis-Besse identificaron la falla de la válvula después de 20 minutos, mientras que en TMI tomó 80 minutos, y el hecho de que las instalaciones de Davis-Besse estaban operando al 9% de energía, frente al 97% de TMI. Aunque los ingenieros de Babcock reconocieron el problema, la empresa no notificó claramente a sus clientes sobre el problema de la válvula. [102]
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 necesaria ]
En 1985, se utilizó una cámara de televisión para ver el interior del reactor averiado. En 1986, se obtuvieron y analizaron muestras de núcleos y muestras de escombros de las capas de corio en el fondo de la vasija del reactor. [103]
Según la OIEA, el accidente de Three Mile Island fue un importante punto de inflexión 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 de lo ocurrido, el número de reactores en construcción en los EE.UU. disminuyó de 1980 a 1998, con costos de construcción cada vez mayores y retrasos en las fechas de finalización de algunos reactores. [105] Se cancelaron muchos reactores similares de Babcock & Wilcox encargados. En total, se cancelaron 51 reactores nucleares estadounidenses entre 1980 y 1984. [106]
El accidente de TMI de 1979 no inició la desaparición de la industria de energía nuclear estadounidense, pero sí detuvo su crecimiento histórico. Además, como resultado de la anterior crisis del petróleo de 1973 y del análisis posterior a la crisis, con conclusiones sobre un posible exceso de capacidad en la carga base , ya se habían cancelado cuarenta centrales nucleares planificadas antes del accidente de TMI. En el momento del incidente de TMI, se habían aprobado 129 centrales nucleares, pero de ellas sólo 53, que aún no estaban en funcionamiento, estaban terminadas. Durante el largo proceso de revisión, complicado por el desastre de Chernobyl siete años después, los requisitos federales para corregir problemas de seguridad y deficiencias de diseño se volvieron más estrictos, la oposición local se hizo más estridente, los tiempos de construcción se alargaron significativamente y los costos se dispararon. [107] Hasta 2012, [108] ninguna central nuclear estadounidense había sido autorizada a comenzar su construcción desde el año anterior a TMI.
A nivel mundial, el fin del aumento de la construcción de centrales nucleares se produjo con el desastre más catastrófico de Chernobyl en 1986 (ver gráfico).
Inicialmente, la GPU tenía previsto reparar el reactor y ponerlo nuevamente en servicio. [109] Sin embargo, TMI-2 resultó demasiado dañado y contaminado para reanudar sus operaciones; el reactor fue desactivado gradualmente y cerrado permanentemente. TMI-2 había estado en funcionamiento sólo durante tres meses, pero ahora tenía la vasija del reactor en ruinas y un edificio de contención en el que no era seguro entrar. La limpieza comenzó en agosto de 1979 y terminó oficialmente en diciembre de 1993, con un costo total de limpieza de alrededor de mil millones de dólares. [19] Benjamin K. Sovacool , en su evaluación preliminar de 2007 sobre accidentes energéticos importantes, 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 descarga 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 en parte obstaculizados por opiniones demasiado optimistas sobre los daños. [111]
En 1988, la Comisión Reguladora Nuclear anunció que, aunque era posible descontaminar aún más el sitio de la Unidad 2, la radiactividad restante se había contenido lo suficiente como para no representar una amenaza para la salud y la seguridad públicas. La primera fase importante de la limpieza se completó en 1990, cuando los trabajadores terminaron de enviar 150 toneladas cortas (140 t) de 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, dejando los residuos radiactivos demasiado poco prácticos para eliminar. En consecuencia, se aplazaron más esfuerzos de limpieza para permitir la disminución de los niveles de radiación y aprovechar los posibles beneficios económicos de retirar tanto la Unidad 1 como la Unidad 2 juntas. [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 Estadounidense , utilizando las cifras oficiales de emisión de radiactividad, "la dosis de radiación promedio para las personas que vivían dentro de un radio de 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 promedio de radiación que reciben los residentes de EE. UU. en un año". [113]
Según el investigador de salud Joseph Mangano, las primeras publicaciones científicas no estimaron muertes adicionales por cáncer en el área de 16 km (10 millas) alrededor de TMI, basándose en estas cifras. [84] Nunca se examinaron las tasas de enfermedades en áreas más alejadas de 10 millas de la planta. [84] El activismo local en la década de 1980, basado en informes anecdóticos sobre efectos negativos para la salud, llevó a que se encargaran estudios científicos. Diversos estudios epidemiológicos han concluido que el accidente no tuvo efectos observables en la salud a largo plazo. [12] [16] [114] [115]
Un artículo de investigación revisado por pares realizado por el Dr. Steven Wing encontró un aumento significativo de cánceres entre 1979 y 1985 entre las personas que vivían dentro de un radio de 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, en particular, no en el propio condado de Dauphin) 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 de la Universidad de Pittsburgh informó haber encontrado algunos riesgos pequeños de cáncer aumentados en la población TMI. [15] Un estudio más reciente llegó a "hallazgos consistentes con observaciones de otras poblaciones expuestas a la radiación", planteando "la posibilidad de que la radiación liberada desde [Three Mile Island] pueda haber alterado el perfil molecular del [cáncer de tiroides] en la población que rodea a TMI ", estableciendo un posible mecanismo causal, aunque no demostrando 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 mostraban un aumento en la mortalidad infantil en las comunidades a favor del viento dos años después del accidente. [84] [119] La evidencia anecdótica también registra efectos en la vida silvestre de la región. [84]
John Gofman utilizó su propio modelo de salud por radiación de bajo nivel, no revisado por pares, para predecir 333 muertes excesivas por cáncer o leucemia a causa del accidente de Three Mile Island de 1979. [11]
La investigación epidemiológica del TMI en curso ha ido acompañada de una discusión sobre los problemas en las estimaciones de dosis debido a la falta de datos precisos, así como de clasificaciones de enfermedades. [120]
El accidente de TMI 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 opuso a la energía nuclear. [123]
El público estadounidense, preocupado por la liberación de gas radiactivo tras el accidente, organizó en los meses siguientes numerosas manifestaciones antinucleares en todo el país. 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 llevó a cabo junto con una serie de conciertos nocturnos "No Nukes" ofrecidos en el Madison Square Garden del 19 al 23 de septiembre por Musicians United for Safe Energy . En mayo anterior, unas 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 penales por falsificar 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 acordó pagar una multa de 45.000 dólares y crear una cuenta de 1 millón de dólares para ayudar. con planificación de emergencias en el área circundante a 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 compensaciones documentadas públicamente a los residentes por "pérdida de ingresos comerciales, gastos de evacuación y reclamaciones 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 causó efectos perjudiciales para la salud. La apelación de la decisión ante el Tribunal de Apelaciones del Tercer Circuito de Estados Unidos también fracasó. [131]
El accidente de Three Mile Island inspiró la teoría del accidente normal de Charles Perrow , que intenta describir "interacciones imprevistas de múltiples fallas en un sistema complejo". TMI fue un ejemplo de este tipo de accidentes porque fue "inesperado, incomprensible, incontrolable e inevitable". [132]
Perrow concluyó que el fallo en Three Mile Island fue consecuencia de la inmensa complejidad del sistema. Se dio cuenta de que estos sistemas modernos de alto riesgo eran propensos a fallar por muy bien que se administraran. Era inevitable que eventualmente sufrieran lo que él denominó un "accidente normal". Por lo tanto, sugirió, sería mejor que pensáramos en un rediseño radical o, si eso no fuera posible, abandonar esa tecnología por completo. [133]
Perrow llama así a los accidentes "normales", o accidentes de sistema , porque tales accidentes son inevitables en sistemas extremadamente complejos. Dadas las características del sistema involucrado, ocurrirán múltiples fallas que interactúan entre sí, a pesar de los esfuerzos por evitarlas. [134] Eventos que inicialmente parecen triviales caen en cascada y se multiplican de manera impredecible, creando un evento catastrófico mucho mayor. [135]
Los Accidentes Normales contribuyeron con conceptos clave a un conjunto de desarrollos intelectuales en la década de 1980 que revolucionaron la concepción de seguridad y riesgo. Argumentó la necesidad de examinar las fallas tecnológicas como producto de sistemas altamente interactivos y destacó los factores organizativos y de gestión como las principales causas de las fallas. Los desastres tecnológicos ya no pueden atribuirse a fallos aislados de equipos, errores de los operadores o casos fortuitos. [133]
Después del incidente del TMI, el presidente Jimmy Carter encargó un estudio, Informe de la Comisión Presidencial sobre el accidente de Three Mile Island (1979). [88]
Más tarde se pidió al almirante Hyman G. Rickover que dijera al Congreso por qué la propulsión nuclear naval (tal como se utiliza en los submarinos ) no había sufrido accidentes de reactor, definidos como la liberación incontrolada de productos de fisión al medio ambiente resultantes 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 dirijo el Programa de Reactores Navales , para que puedan encontrar algún beneficio para su propio trabajo. Siempre me disgusta 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. Intentar seleccionar un aspecto como clave no funcionará. Cada elemento depende de todos los demás. [136]
La Unidad 1, que no estuvo involucrada en el accidente de 1979, es propiedad de Exelon Nuclear, una subsidiaria de Exelon .
Después del incidente en TMI-2, la NRC suspendió la licencia para operar TMI-1, que era propiedad y estaba operada por Metropolitan Edison Company (Met-Ed), una de las compañías operadoras de servicios públicos regionales de General Public Utilities Corporation. En 1982, los ciudadanos de los tres condados que rodean el sitio votaron abrumadoramente en una resolución no vinculante para retirar la Unidad 1 de forma 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 una nueva 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 (PECO) y British Energy . (GPU estaba legalmente obligada a continuar manteniendo y monitoreando TMI-2). En 2001, FirstEnergy Corporation adquirió y disolvió GPU, y el mantenimiento y administración de la Unidad 2 se contrató a AmerGen.
En 2000, PECO se fusionó con Unicom Corporation para formar Exelon. En 2003, Exelon compró las acciones restantes de AmerGen a British Energy.
En 2009, Exelon Nuclear absorbió y disolvió AmerGen. Junto con la Unidad 1 de TMI, Exelon Nuclear opera la central eléctrica Clinton y varias otras instalaciones nucleares. [139] [140] [141] [142] [143]
La Unidad 2 sigue teniendo licencia y está regulada por la Comisión Reguladora Nuclear en una condición conocida como Almacenamiento Monitoreado Post Decombustible (PDMS). [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 desechos del núcleo enviados fuera del sitio a una instalación del Departamento de Energía, y el resto del sitio que se está monitoreando. El propietario planeaba mantener la instalación a largo plazo, monitoreando el almacenamiento hasta que expirara la licencia de operación de la planta TMI-1, momento en el cual ambas plantas serían desmanteladas. [21]
En 2009, la NRC otorgó una extensión de 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 intervengan para mantenerlo abierto. [147] Cuando quedó claro que la legislación sobre subvenciones no se aprobaría, Exelon decidió cerrar la planta. [148] La Unidad 1 de TMI cerró el 20 de septiembre de 2019. [149] Tras el cierre permanente, la Unidad 1 se encuentra en desmantelamiento y pasó 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 disponible en un fondo dedicado. [151] El 8 de mayo de 2023, TMI-2 Solutions anunció que el 99% del combustible nuclear ha sido limpiado y que el sitio ha entrado en la siguiente fase de limpieza que durará hasta 2029. [152] [151 ] TMI-2 Solutions planea finalizar la limpieza y demoler la planta para 2052. [151]
El 15 de marzo de 1979, doce días antes del accidente, se estrenó la película El síndrome de China e inicialmente recibió una reacción violenta por parte de la industria de la energía nuclear, afirmando que era "pura ficción" y una " difamación de toda una industria". [153] 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 la energía nuclear . En un momento de la película, un funcionario le dice al personaje de Jane Fonda que una explosión en la planta "podría hacer que un área del tamaño del estado de Pensilvania sea permanentemente inhabitable". [154] 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 y asesor científico del gobierno desde hace mucho tiempo, mejor conocido por contribuir al avance del diseño Teller-Ulam que hizo posible las bombas de hidrógeno , presionó personalmente a favor de la energía nuclear . [155] Teller sufrió un ataque cardíaco poco después del incidente y bromeó diciendo que él era la única persona cuya salud se vio afectada. [156]
Meltdown: Three Mile Island es una serie documental de cuatro partes lanzada por Netflix el 4 de mayo de 2022. [157] El documental relata los eventos, las controversias y los efectos persistentes del accidente. [158] En la serie aparecen Rick Parks, un ingeniero nuclear de TMI convertido en denunciante; Lake Barrett, un consultor energético independiente que se desempeñó como director in situ 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 , físico teórico estadounidense; y residentes de las comunidades afectadas por el evento. [159] [160] [161] [158]
El accidente de Three Mile Island juega un papel fundamental en Heat and Light , una novela de 2016 de Jennifer Haigh . [162]
Radioactivo: Las mujeres de Three Mile Island es un documental de 2023 sobre el accidente. [163]
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 – Graves daños en el núcleo del reactor.
Los tubos del generador de vapor, la turbina de vapor, el condensador y las tuberías, bombas y calentadores asociados se utilizan para convertir la energía térmica del sistema de refrigeración del reactor en energía mecánica para la generación eléctrica. Se utiliza más comúnmente en referencia a 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 refrigerante del reactor es una bomba de refrigerante del reactor, un generador de vapor y la tubería que conecta 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 se escapen 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 solucionar el accidente. Incluían la cacofonía de alarmas indiferenciadas, la disposición inconveniente 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 del PORV atascado y abierto.
...llegamos a 333 cánceres o leucemias mortales.
La incidencia del 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 del 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 del cáncer de tiroides a partir de 1990. Sin embargo, estos hallazgos no proporcionan un vínculo
causal
con el accidente de TMI.
La NRC llevó a cabo 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 Commonwealth 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 sólo alrededor de 1 milirem por encima de la dosis de fondo habitual. Para poner esto en contexto, la exposición de 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 los límites del lugar habría sido de menos de 100 miligramos por encima del fondo. En los meses posteriores al accidente, aunque surgieron dudas sobre los posibles efectos adversos de la radiación en la vida humana, animal y vegetal en el área de TMI, ninguno pudo estar directamente relacionado con el accidente. Varias agencias gubernamentales que monitorean el área recolectaron miles de muestras ambientales de aire, agua, leche, vegetación, suelo y alimentos. Los niveles muy bajos de radionucleidos podrían atribuirse a las liberaciones del accidente. Investigaciones y evaluaciones exhaustivas realizadas por varias organizaciones muy respetadas, como la Universidad de Columbia y la Universidad de Pittsburgh, han concluido que, a pesar de los graves daños sufridos por el reactor, la liberación real tuvo efectos insignificantes en la salud física de las personas o el medio ambiente.
TMI1 no estaba operativo porque había sido cerrado por repostaje de combustible de rutina.
La cadena de acontecimientos que desencadenó el grave accidente en TMI-2 y derritió una parte sustancial de su núcleo comenzó inocentemente a las 4:00 a.m.
El sistema solía extraer energía del núcleo del reactor y transferirla directa o indirectamente a la turbina de vapor.
Un tanque o recipiente que actúa como tanque principal (o volumen de compensación) para controlar la presión en un reactor de agua a presión.
Un presurizador PWR es un recipiente con agua líquida en la sección inferior y vapor saturado en la sección superior. Se utiliza un presurizador para regular la presión del refrigerante primario (≈ 150 bares) en reactores PWR y CANDU. El presurizador está conectado a una de las tuberías de la pierna caliente con una larga línea de compensación... 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 pulverización o cambios en la potencia del calentador. Un sistema de control del presurizador PWR puede alterar la presión modulando la potencia del calentador y/o el flujo de pulverización.
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 desde 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 generalmente son el resultado de cambios en la densidad del agua causados por cambios en la temperatura promedio del refrigerante... Un sistema llamado... Sistema de reposición y purificación controla el nivel de agua en el presurizador... Se inyecta agua en el sistema de refrigerante primario para aumentar el presurizador nivel del agua hasta el punto de ajuste. Un sistema de flujo descendente disminuye el nivel del agua... (otras funciones) son la purificación del agua mediante filtros y desmineralizadores y el control de la concentración de veneno soluble agregando 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 en caso de que alguna vez se accionen. 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 de alivio del código ingresa al tanque a través de boquillas rociadoras y se condensa con el agua contenida en el tanque. Si se levantaran las válvulas de seguridad, 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 del rociador) ocurrirían al final de la purga de vapor y serían 30 psig y 200 °F. La protección contra sobrepresión para el RCDT la proporciona 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 establecido del flujo de vapor principal nominal directamente a los condensadores principales, es decir, evitando la turbina. Este calor es rechazado 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 parte 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 dispararon las bombas pulidoras, el reactor se apagó automáticamente. Las barras de control entraron en el núcleo y pusieron fin a la producción de calor procedente de la fisión nuclear. Pero el problema de lidiar con el calor de descomposición persistía...
Cuando se detuvo el flujo de agua de alimentación, la temperatura del refrigerante del reactor aumentó. El agua que se calentaba rápidamente se expandió. El nivel del presurizador (el nivel del agua dentro del tanque presurizador) subió y el vapor en la parte superior del tanque se comprimió. La presión dentro del presurizador es de 2255 libras por pulgada cuadrada, 100 psi más de lo normal. Luego, se abrió una válvula encima del presurizador, llamada válvula de alivio operada por piloto, o PORV, como estaba diseñada para hacerlo, y vapor y 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 reactor. el edificio de contención. Sin embargo, la presión siguió aumentando y 8 segundos después de que se disparara la primera bomba, el reactor de TMI-2, tal como estaba diseñado para hacerlo, se detuvo: 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 de 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 según los propios procedimientos administrativos de Met Ed. <vi/>No se verificó adecuadamente la realización de las pruebas de vigilancia para garantizar que los procedimientos se siguieran correctamente. El día del accidente se cerraron las válvulas de bloqueo del agua de alimentación de emergencia que deberían haber estado abiertas. Es posible que los hayan dejado cerrados durante una prueba de vigilancia dos días antes.
Al parecer las válvulas fueron cerradas para mantenimiento de rutina, en violación de una de las normas más estrictas que tiene la Comisión Reguladora Nuclear. La regla establece simplemente que las bombas de alimentación auxiliares nunca pueden estar todas fuera de servicio por mantenimiento mientras el reactor está en funcionamiento.
En TMI-2, el PORV se abrió tres segundos después de que se dispararon las bombas de condensado, exactamente como se diseñó. Desafortunadamente, diez segundos después, después de que la temperatura y la presión en el sistema primario disminuyeron, no logró cerrarse como estaba diseñado. La válvula de alivio abierta permitió que escaparan cantidades crecientes de refrigerante del reactor. Esta no era la primera vez que el PORV se quedaba abierto en TMI-2 y era un problema crónico en las plantas de Babcock & Wilcox. La misma secuencia de acontecimientos había ocurrido en Davis-Besse en 1977. En ese caso, un operador reconoció que la válvula estaba abierta y la bloqueó inmediatamente.
Después de un incidente en TMI-2 un año antes durante el cual el PORV se quedó abierto, 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 mostraba si la válvula estaba realmente cerrada) y esto contribuyó a la confusión durante el accidente.
Información no válida. El indicador de estado de PORV es una única luz roja ubicada en el Panel 4. La luz está diseñada para encenderse cuando se transmite una señal eléctrica al 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 tiene la etiqueta "Luz encendida - RC-R V2 abierta". Este diseño es una violación de los principios básicos de HFE como se menciona 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 de finalización... Los cambios en el estado de visualización significarán cambios en el estado funcional en lugar de resultados de la actuación del control únicamente".
Una luz indicadora en la sala de control muestra cuándo se ha ordenado cerrar la PORV (es decir, cuando se corta la alimentación al solenoide de apertura de la válvula), pero no muestra cuándo se cierra realmente la válvula. Ahora se sabe que la válvula, de hecho, no se cerró como estaba diseñada para hacerlo. Los operadores, sin embargo, 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 pasa energía eléctrica al solenoide, permitiendo que la válvula se abra, la luz se enciende; cuando la presión disminuida en el presurizador corta la energía al solenoide, permitiendo que la válvula se cierre, la luz se apaga. Desafortunadamente, la luz es sólo una prueba de que la energía llega al mecanismo de apertura de la válvula; es sólo una evidencia circunstancial del estado real de la válvula misma, 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 repetida negativa de los operadores y supervisores a creer en las siniestras lecturas de los instrumentos de monitoreo del reactor, opten por dejarse engañar por este portador de lo que percibieron como buenas nuevas.
Un factor más importante que contribuye a que los operadores no reconozcan que se está realizando una LOCA es el indicador del nivel de agua del presurizador. Su capacitación en este equipo en particular les ha enseñado a los operadores que la única verificación creíble de la cantidad de refrigerante en el sistema es el indicador que muestra el nivel de agua en el presurizador. (En este reactor Babcock & Wilcox, no hay ningún instrumento para medir, como lo hace un medidor de gas en un automóvil, la cantidad de fluido en la porción del núcleo del reactor del circuito de refrigerante o, dicho más simplemente, la profundidad del agua alrededor del reactor. barras de combustible.) Si el nivel del presurizador permanece alto, los operadores no están capacitados para anticipar que el agua refrigerante pueda estar saliendo del sistema primario. De hecho, los operadores entrenados en Met Ed, en B&W, incluso en la marina, les dicen a estos hombres que la condición que deben evitar a toda costa es "volverse sólida", permitiendo que el presurizador se llene de agua y perdiendo así la capacidad de regular el sistema. presión 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 por pérdida de refrigerante a través de la parte superior del 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, una señal de un accidente por pérdida de refrigerante. Pero el indicador del nivel de agua del presurizador sigue aumentando. ¿Por qué es esto?
Sin embargo, siguiendo las instrucciones que les enseñaron, los operadores continúan leyendo el indicador del presurizador en el modo antiguo: el nivel de refrigerante está aumentando; El sistema va bien, por el amor de Dios. Convencidos por esta lógica de que el sistema, efectivamente, está sobrecargado con agua refrigerante, los operadores anulan el sistema de emergencia y reducen drásticamente el flujo de las bombas HPI. Se trata de una intervención humana en la cadena automática de acontecimientos que no está en contradicción con la formación de los operadores, pero que tendrá consecuencias terribles. Siguiendo las instrucciones de Zewe, el operador Ed Frederick apaga una bomba HPI y reduce la velocidad de la otra desde un máximo de 400 galones por minuto (gpm) a aproximadamente la mitad de ese flujo. No sólo acelera el HPI, sino que Frederick también levanta el tapón en la parte inferior del sistema de refrigeración del reactor para maximizar la "baja" a través del "sistema de reposición y bajada" normal que, como un sistema de filtración de piscina, trabaja constantemente para purificar el refrigerante primario del reactor. agua. El efecto de estas dos acciones es reducir a un chorrito la cantidad de agua que se agrega al sistema. Este miserable caudal, quizás 25 gpm, continuará durante la mayor parte de las próximas 3 horas y está más que compensado por la cantidad de refrigerante que se pierde cada minuto a través del PORV atascado.
(1) (Operadores)... descartará 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 unos 50 grados más bajos de lo que realmente son). Él atribuye la discrepancia al hecho de que el PORV había tenido fugas de todos modos y al calor residual de la descarga temprana de vapor del PORV cuando se abrió. (supuestamente) durante sólo unos segundos. (2) A las 4:14
a. m., cuando la secuencia del accidente apenas se había asentado, hay otras pistas evidentes de que la válvula de alivio todavía está abierta. La descarga continua de refrigerante en el tanque de drenaje del 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 explota. Zewe toma nota de esto alrededor de las 4:20... Con el disco de ruptura abierto, el refrigerante de la válvula abierta atascada que corre hacia el tanque de drenaje del refrigerante del reactor desborda el tanque hacia el piso del edificio de contención del reactor. (4) A las 4:38
a. m., un operador del edificio auxiliar informa que las bombas automáticas del sumidero de contención (drenaje del piso) están bombeando esta agua al edificio auxiliar de al lado... (5) A las 5:00
a. m., la temperatura dentro del El edificio de contención ha aumentado de 120 °F a 170 °F, y la presión del edificio ha aumentado de 0 a 2,5 psi, otra señal más de que el PORV está atascado y abierto.
... revisa los instrumentos de refrigerante 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 refrigerante del reactor. Con la presión del sistema de refrigerante tan baja, debe haber una burbuja en algún otro lugar, expandiéndose y forzando el ingreso de agua al 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 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: el PORV tiene una fuga. Mehler ordena cerrar la válvula de bloqueo PORV... y tan sólo 20 minutos después de haber entrado en escena recién salido del exterior, ha tomado la decisión correcta.
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 el PORV estaba al menos parcialmente abierto. 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 problemática. A las 6:22 ordenó cerrar un respaldo del PORV, llamado válvula de bloqueo. En ese momento, alrededor de treinta y dos mil galones de refrigerante, más de un tercio del volumen del sistema primario, habían salido del PORV atascado y abierto. Ninguno de los miembros del personal en la sala de control tomó medidas para determinar cuánto tiempo había estado abierto el PORV 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 los graves daños al núcleo que había provocado dejar el PORV abierto durante unas dos horas y veinte minutos.
A las 6:56 a. m., uno de los supervisores de la planta (los relatos varían sobre cuál) declaró una emergencia en el sitio. El plan de emergencia para TMI-2 ordenó que se tomara esta acción si sonaran alarmas de radiación en más de un área. Una emergencia en el sitio significó que existía la posibilidad de una "liberación incontrolada de radiactividad" dentro de los límites de la planta. Requirió la evacuación de los edificios afectados, el cierre de las puertas que conducen a la planta y la notificación a la NRC y al estado de Pensilvania. Menos de media hora después..., el director de la estación de Three Mile Island, declaró una emergencia general... Nuevas y alarmantemente altas lecturas de radiación en el edificio de contención lo persuadieron a anunciar una emergencia general, que se definió como tener el "potencial por graves consecuencias radiológicas 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, desde cualquier punto de vista, muy pequeños y es poco probable que amenacen la salud pública, siempre y cuando no ocurran continuamente durante un período prolongado. Met Ed tenía veinte instrumentos para medir la radiactividad ambiental en lugares circundantes al 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 confiable sobre las emisiones de la planta. La lectura más alta fue de 7 milirems por hora; la mayoría de las mediciones estuvieron 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 gente de la NRC".
Al igual que Hendrie , Gilinsky lo consideró motivo de preocupación, pero no de alarma. Intentó mantener sus citas previamente programadas para evitar la apariencia de una crisis y, en su calidad de presidente interino, 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 hacer frente a una emergencia en una planta nuclear. No era una agencia operativa que administraba plantas o llevaba a cabo procedimientos de emergencia, sino una agencia deliberativa que elaboraba reglas, consideraba solicitudes de licencia y realizaba inspecciones. No tenía autoridad para decirle a la empresa qué debía hacer para estabilizar el reactor, ni capacidad para operar la planta, ni poder para ordenar una evacuación del área circundante. Su función se limitó en gran medida a recopilar información y hacer recomendaciones. La NRC carecía de una estructura de mando para hacer frente a un accidente importante.
Los efectos sobre la población en las cercanías de Three Mile Island debido a las emisiones radiactivas medidas durante el accidente, si las hubo, ciertamente no serán mensurables ni detectables. Durante el accidente se liberaron aproximadamente 2,5 millones de curios de gases nobles radiactivos y 15 curios de yodo radiactivo. Estas emisiones dieron como resultado una dosis promedio de 1,4 mrem para los aproximadamente dos millones de personas en el área del sitio. Esta dosis media es inferior al 1 % de la dosis anual procedente tanto de la radiación natural de fondo como de la práctica médica. La dosis de 1,4 mrem también se puede comparar con las diferencias en las dosis anuales de radiación de fondo al vivir en una casa de ladrillo versus una de madera, 14 mrem adicionales/año; o vivir en la gran altitud de Denver en lugar de Harrisburg, 80 mrem/año adicionales.
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 representan el resto. Las fuentes de radiación artificiales procedentes de actividades médicas, comerciales e industriales contribuyen aproximadamente con 310 mrem más a nuestra exposición anual. Entre las más grandes de estas fuentes se encuentra la tomografía computarizada, que representa alrededor de 150 mrem. Otros procedimientos médicos suponen otros 150 mrem aproximadamente cada año. Algunos productos de consumo como el tabaco, los fertilizantes, las varillas para soldar, las señales de salida, las esferas luminosas de los relojes y los detectores de humo aportan unos 10 mrem al año. El gráfico circular (en la página) muestra las fuentes que componen la dosis de radiación anual promedio en EE. UU. de 620 mrem.
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 curios de gases nobles radiactivos al medio ambiente, liberó muy poco del mucho más peligroso yodo-131. Un curie es una unidad de medida utilizada anteriormente para indicar la tasa de desintegración (o nivel de actividad) de sustancias radiactivas. De los 64 millones de curies estimados de yodo-131 en el núcleo en el momento del accidente, menos de 20 curies se filtraron a la atmósfera. Se trataba 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 en el núcleo se había combinado con otros elementos para formar compuestos que se disolvían en agua o se adherían a superficies metálicas en el edificio de contención. En las condiciones del núcleo y del 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 celebrado en Harrisburg la semana pasada. "Creo que las cifras en el sitio web de la NRC están equivocadas en un factor de 100 a 1.000", dijo.
La quema de hidrógeno se produjo prácticamente en toda la contención 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 gas que se quemó aproximadamente 6 s antes del final de la combustión. Aunque el gas estaba perdiendo calor hacia el gas no quemado y las superficies circundantes después de quemarse, el calentamiento por compresión fue dominante y aumentó significativamente su temperatura hasta que la presión alcanzó 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 la contención. La quema se inició en algún lugar del nivel más bajo; probablemente en el lado oeste. Aunque el tiempo de combustión fue de aproximadamente 15 segundos, casi toda la combustión ocurrió durante un período de 6 segundos. Más de la mitad de la quema ocurrió durante el último período de 3 segundos.
A la crisis de Three Mile Island le siguieron rápidamente 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 añadió una duodécima). El costo proyectado del estudio fue de alrededor de $1 millón. La Casa Blanca evitó deliberadamente incluir en el panel a cualquier persona asociada con fuertes opiniones pro o antinucleares.
La Comisión Kemeny funcionó bajo estrictas limitaciones de tiempo. El presidente le ordenó que presentara un informe final sobre Three Mile Island dentro de los seis meses posteriores a su primera reunión. La comisión llevó a cabo su investigación asignando 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 en 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 conclusiones a Carter el 30 de octubre de 1979 y las hizo públicas al día siguiente. El estudio completo constaba de una descripción general de 179 páginas y nueve volúmenes de informes del grupo de trabajo que sumaban más de 2200 páginas.
La comisión presentó una dura acusación contra Babcock & Wilcox, Met Ed, GPU y la NRC. Explicó que no tenía ningún mandato para sacar conclusiones sobre el futuro de la industria nuclear o hacer comparaciones de la energía nuclear con otras fuentes de energía. No pretendía demostrar que "la energía nuclear es intrínsecamente demasiado peligrosa para permitir que continúe y se expanda" o que "la nación debería avanzar agresivamente para desarrollar más energía nuclear comercial". 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 que esos riesgos se mantengan 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, GPU imaginó que la unidad volvería a estar en servicio. Se dirigieron grandes esfuerzos de planificación hacia este fin.
Existía un optimismo persistente de que los daños más allá de las zonas conocidas no eran tan graves como pretendían algunas estimaciones. De hecho, fue peor.
Sin embargo, estos hallazgos no proporcionan un vínculo causal con el accidente de TMI.
{{cite web}}: Mantenimiento CS1: varios nombres: lista de autores ( enlace )La NRC continuará brindando supervisión de licencias e inspecciones de la planta hasta que la planta esté completamente desmantelada, incluidas inspecciones de la Instalación Independiente de Almacenamiento de Combustible Gastado (ISFSI) hasta que el combustible gastado se retire permanentemente del sitio y se cancele la licencia.
40°09′12″N 76°43′31″O / 40.15329°N 76.72534°W / 40.15329; -76.72534