Accidente de Three Mile Island

Después de que el presidente Jimmy Carter accidente recorrió la sala de TMI-2 de control con (de izquierda a derecha) Harold Denton, Gobernador Dick Thornburgh, y James Floyd, supervisor de TMI-2 operaciones, el 09 de julio 1979.

Presidente Jimmy Carter dejando Three Mile Island de Middletown, Pensilvania, 01 de abril 1979.

El accidente de Three Mile Island fue un parcial fusión nuclear que se produjo en uno de los dos Estados Unidos Tres reactores nucleares Milla Isla en El condado de Dauphin, Pennsylvania, el 28 de marzo de 1979. Fue el peor accidente en los Estados Unidos la energía nuclear historia comercial de la planta. La fusión parcial como resultado la liberación de pequeñas cantidades de gases radiactivos y radiactivos yodo en el medio ambiente. Debido a la liberación de ser pequeño, el accidente no se ha relacionado con una sola fatalidad cáncer.

La planta de energía fue nombrado después de la isla en la que se encuentra, y era propiedad y está operado por General Public Utilities y Edison Metropolitana (Met Ed). El reactor implicado en el accidente, Unidad 2, fue un reactor de agua a presión fabricado por Babcock & Wilcox.

El accidente comenzó a las 4 am el miércoles 28 de marzo de 1979 con fallas en el sistema secundario no nuclear, seguido de una abierta pegado válvula de alivio accionada por piloto (PORV) en el sistema principal, lo que permitió grandes cantidades de refrigerante del reactor nuclear para escapar. Las fallas mecánicas se vieron agravados por el fracaso inicial de los operadores de plantas de reconocer la situación como un pérdida de refrigerante accidente debido a la formación inadecuada y factores humanos, tales como descuidos de diseño de interacción persona-ordenador relacionados con ambiguas indicadores de sala de control en la planta de energía de interfaz de usuario. En particular, una luz de indicador oculto condujo a un operador neutralizar manualmente el sistema de refrigeración de emergencia automática del reactor debido a que el operador cree erróneamente que había agua refrigerante demasiado presente en el reactor y causando la liberación de la presión de vapor. El alcance y la complejidad del accidente se hizo evidente en el transcurso de cinco días, como empleados de Met Ed, funcionarios del estado de Pennsylvania, y miembros de los EE.UU. Comisión de Regulación Nuclear (NRC) trató de entender el problema, comunicar la situación a la prensa y la comunidad local, debe decidir si el accidente necesaria una evacuación de emergencia, y en última instancia poner fin a la crisis. La autorización del NRC de la liberación de 40.000 galones (unos 150.000 litros) de agua residual radiactivo directamente en el Río Susquehanna condujo a una pérdida de credibilidad con la prensa y la comunidad.

Al final, el reactor fue puesta bajo control, a pesar de todos los detalles del accidente no fueron descubiertos hasta mucho más tarde, después de amplias investigaciones por tanto una comisión presidencial y la NRC. El Informe de la Comisión Kemeny concluyó que "o habrá ningún caso de cáncer o el número de casos será tan pequeño que nunca será posible detectarlas. La misma conclusión se aplica a los otros efectos de salud posibles". Varios estudios epidemiológicos en los años transcurridos desde el accidente han apoyado la conclusión de que la radiación liberada por el accidente no tuvo ningún efecto perceptible en la incidencia de cáncer en los residentes cerca de la planta, aunque estos resultados son impugnados por un equipo de investigadores. Limpieza comenzó en agosto de 1979 y terminó oficialmente en diciembre de 1993, con un costo total de limpieza de alrededor de $ 1 mil millones. El incidente fue clasificado como un cinco en la de siete puntos Internacional Nuclear Event Scale: Accidente con consecuencias de mayor alcance.

Comunicaciones de los funcionarios durante las fases iniciales del accidente eran confusas. Hubo una evacuación de 140.000 mujeres embarazadas y niños en edad preescolar de la zona. El accidente cristalizado preocupaciones de seguridad anti-nucleares entre los activistas y público en general, se tradujo en nuevas regulaciones para la industria nuclear, y ha sido citado como contribuyente a la disminución de nueva construcción de reactores que ya estaba en marcha en la década de 1970. La reacción del público al evento fue probablemente influenciado por El síndrome de China, una película que había sido publicado recientemente y que representa a un accidente en una reactor nuclear.

Accidente

Válvula atascada

Diagrama esquemático simplificado de la planta TMI-2

En las horas de la noche anteriores al incidente, el reactor TMI-2 estaba funcionando en el 97% de toda la potencia, mientras que el compañero de TMI-1 reactor fue cerrado para repostar. La cadena de acontecimientos que conducen a la fusión del núcleo parcial comenzó a las 4 am EST el 28 de marzo de 1979, en el circuito secundario de TMI-2, uno de los tres principales circuitos de agua / vapor en una reactor de agua a presión.

Los trabajadores estaban limpiando una obstrucción en uno de los ocho pulidores de condensado (sofisticados filtros de limpieza del agua del circuito secundario), cuando, por razones aún desconocidas, las bombas que alimentan los pulidores detuvieron. Cuando una válvula de derivación no se abrió, el agua dejó de fluir a la del secundario principal bombas de agua de alimentación, que también cerrará. Con el generadores de vapor ya no recibir el agua, se detuvieron y el reactor realizaron un parada de emergencia (SCRAM). En ocho segundos, barras de control se insertan en el núcleo para detener la la reacción en cadena nuclear, pero el reactor continuaron para generar el calor de desintegración y, el vapor ya no estaba siendo utilizado por la turbina, el calor ya no se elimina del circuito de agua primario del reactor.

Una vez que las bombas de agua de alimentación secundaria se detuvieron, tres bombas auxiliares activan automáticamente. Sin embargo, debido a que las válvulas se habían cerrado para el mantenimiento rutinario, el sistema era incapaz de bombear el agua. El cierre de estas válvulas es una violación de una regla clave NRC, según la cual el reactor debe ser apagado si todas las bombas auxiliares de alimentación están cerrados por mantenimiento. Este fallo fue posteriormente identificado por los funcionarios de la NRC como una llave, sin la cual el curso de los acontecimientos habría sido muy diferente.

Debido a la pérdida de la remoción de calor del circuito primario y el fracaso del sistema auxiliar para activar, la presión lazo primario comenzó a aumentar, provocando la válvula de alivio accionada por piloto (PORV) en la parte superior de la presurizador-a presión del tanque-a-regulador activo abre automáticamente. La válvula de alivio debería haber cerrado de nuevo cuando había sido liberado el exceso de presión y energía eléctrica a la solenoide del piloto se corta automáticamente, pero la válvula de alivio ha quedado abierta debido a una falla mecánica. La válvula abierta permitió agua refrigerante para escapar del sistema primario, y fue el principal causa mecánica de la verdadera crisis crisis refrigerante-pérdida que le siguió.

Factores humanos - la confusión sobre el estado de la válvula

Crítico factores humanos y problemas de ingeniería de interfaz de usuario se revelaron en la investigación del reactor del sistema de control interfaz de usuario. A pesar de que la válvula está atascada en posición abierta, una luz en el panel de control indica que la válvula estaba cerrada. De hecho, la luz no indican la posición de la válvula, sólo el estado de la electroválvula, dando así falsa evidencia de una válvula cerrada. Como resultado, los operadores no diagnosticar correctamente el problema durante varias horas.

El diseño de la luz indicadora PORV fue fundamentalmente defectuoso, porque implicaba que la PORV se cerró cuando se quedó a oscuras. Cuando todo estaba funcionando correctamente esto era cierto, y los operadores habitué a confiar en ella. Sin embargo, cuando las cosas iban mal y la válvula de alivio principal atrapados abierta, la lámpara sin luz fue en realidad engañosa los operadores por lo que implica que se cerró la válvula. Esto hizo que los operadores de gran confusión, porque la presión, la temperatura y los niveles en el circuito primario, la medida en que podían observarlos a través de sus instrumentos, no se comportaban como lo habrían hecho si el PORV se cerró; estaban convencidos de que era. Esta confusión ha contribuido a la gravedad del accidente debido a que los operadores no pudieron salir de un ciclo de supuestos que entraba en conflicto con lo que sus instrumentos les decían. No fue hasta que un cambio fresco llegó en que no tienen la mentalidad de la primera serie de operadores que el problema fue diagnosticado correctamente. Pero para entonces, se había producido un daño importante.

Los operadores no habían sido entrenados para comprender la naturaleza ambigua del indicador PORV y buscar la confirmación de alternativa que se cerró la válvula de seguridad principal. Hubo un indicador de temperatura aguas abajo de la PORV en el tubo de escape entre el PORV y el presurizador que les podría haber dicho a la válvula se ha quedado abierta, mostrando que la temperatura en el tubo de escape se mantuvo por encima de lo que debería haber tenido el cierre PORV. Este indicador de temperatura, sin embargo, no era parte de la suite de "grado de seguridad" de los indicadores diseñados para ser utilizados después de un incidente, y los operadores no había sido entrenado para usarlo. Su ubicación en la parte posterior de la mesa también significaba que era efectivamente fuera de la vista de los operadores.

Consecuencias de la válvula atascada

Como la presión en el sistema primario siguió disminuyendo, refrigerante del reactor continuó fluyendo, pero estaba hirviendo en el interior del núcleo. En primer lugar, las pequeñas burbujas de vapor formadas e inmediatamente se derrumbó, conocidos como la ebullición nucleada. Como la presión del sistema se redujo aún más, bolsas de vapor comenzó a formarse en el refrigerante del reactor. Esta salida de la ebullición nucleada causada huecos de vapor en los canales de refrigerante, bloqueando el flujo de refrigerante líquido y aumentar en gran medida la temperatura de la placa de combustible. Los huecos de vapor también tomaron más volumen que el agua líquida, haciendo que el nivel del agua del presurizador se eleve a pesar de que el refrigerante se estaba perdiendo a través del PORV abierto. Debido a la falta de un instrumento específico para medir el nivel de agua en el núcleo, los operadores juzgados el nivel de agua en el núcleo únicamente por el nivel en el presurizador. Ya que era alta, asumieron que el núcleo estaba cubierto adecuadamente con refrigerante, sin saber que debido a la formación de vapor en la vasija del reactor, el indicador proporciona lecturas engañosas. Indicaciones de altos niveles de agua han contribuido a la confusión, ya que los operadores estaban preocupados por el reactor "ir sólido", que en la formación que habían recibido instrucciones de no permitir nunca. Esta confusión fue un factor clave en el fracaso inicial de reconocer el accidente como un accidente de pérdida de refrigerante, y los operadores encabezados para apagar la emergencia del núcleo bombas, que había comenzado de forma automática después de la PORV atascado y comenzó la pérdida de refrigerante del núcleo, debido a los temores del sistema se estaba demasiado llena de enfriamiento.

Con la PORV sigue abierta, el tanque de enfriamiento que recoge la descarga de la PORV llena en exceso, haciendo que el edificio de contención sumidero para llenar y hacer sonar una alarma a las 4:11 am. Esta alarma, junto con altas que las temperaturas normales en la línea de descarga PORV e inusualmente altas temperaturas y presiones del edificio de contención, había claros indicios de que hubo un accidente en curso de pérdida de refrigerante, pero estas indicaciones fueron inicialmente ignoradas por los operadores. A las 4:15, el diafragma de descarga del depósito de enfriamiento se rompió, y el refrigerante radiactivo comenzó a filtrarse en la general, edificio de contención. Este refrigerante radiactivo se bombea desde el edificio de contención del colector de aceite a un edificio auxiliar, fuera del confinamiento principal, hasta que el bombas de sumidero se detuvieron a las 4:39 am

Después de casi 80 minutos de lento temperatura subida, cuatro bombas principales del circuito primario empezaron a cavitate como una mezcla de burbujas de vapor / agua, en lugar de agua, pasa a través de ellos. Las bombas fueron cerradas, y se creía que la circulación natural continuaría el movimiento del agua. De vapor en el sistema evita el flujo a través del núcleo, y como el agua dejó de circular se convierte en vapor en cantidades crecientes. Aproximadamente 130 minutos después de la primera mal funcionamiento, la parte superior del núcleo del reactor fue expuesto y el intenso calor causó una reacción que se produzca entre el vapor se forma en el núcleo del reactor y la Zircaloy barra de combustible nuclear revestimiento, produciendo dióxido de circonio, hidrógeno , y el calor adicional. Esta reacción de fuego quema el revestimiento de barra de combustible nuclear, la columna de humo caliente de reaccionar de vapor y de circonio dañado las pastillas de combustible que liberan más radioactividad para el refrigerante del reactor y produce gas de hidrógeno que se cree que han causado una pequeña explosión en el edificio de contención que más tarde tarde.

Imagen NRC de gráfico de configuración de estado final del núcleo de TMI-2

A las 6 de la mañana, hubo un cambio de turno en la sala de control. Una nueva llegada notado que la temperatura en el tubo de escape PORV y los tanques de almacenamiento era excesivo y utiliza una copia de seguridad de válvula de una válvula de llamada al bloque de apagar el refrigerante de ventilación a través de la PORV, pero alrededor de 32.000 US gal (120.000 l) de líquido refrigerante ya se había fugado del circuito primario. No fue hasta 165 minutos después del inicio del problema que activan alarmas de radiación como detectores de agua alcanzado contaminados; en ese momento, los niveles de radiación en el agua de refrigeración primario eran alrededor de 300 veces los niveles esperados, y la planta se contaminó seriamente.

Declaró emergencia

A las 6:56 am, un supervisor de la planta declaró una emergencia de sitio, y menos de 30 minutos más tarde, gerente de la estación Gary Miller anunció una emergencia general, se define como tener la "posibilidad de consecuencias radiológicas graves" al público en general. Metropolitana Edison notificó a la Agencia de Manejo de Emergencias de Pennsylvania (PEMA), que a su vez contactó agencias estatales y locales, Gobernador Richard L. Thornburgh y teniente gobernador William Scranton III, a quien Thornburgh asignada la responsabilidad de la recolección y presentación de informes sobre datos sobre el accidente. La incertidumbre de los operadores de la planta se vio reflejado en las declaraciones fragmentarias, ambiguas o contradictorias hechas por Met Ed a las agencias gubernamentales ya la prensa, en particular sobre la posibilidad y la gravedad de las emisiones de radiación fuera de las instalaciones. Scranton celebró una conferencia de prensa en la que era tranquilizador, todavía confuso, sobre esta posibilidad, afirmando que si no hubiera habido una "pequeña liberación de radiación ... ningún aumento en los niveles normales de radiación" se había detectado. Estos fueron contradichos por otro funcionario, y por las declaraciones de Met Ed, que ambos afirmaron que ninguna radiación había sido puesto en libertad. De hecho, las lecturas de los instrumentos de la planta y fuera de sitio detectores habían detectado emisiones de radiación, aunque a niveles que no era probable que amenazan la salud pública, siempre y cuando eran temporales, y siempre que la contención del reactor entonces altamente contaminada se mantuvo.

Enojado porque Met Ed no les había informado antes de realizar un vapor de ventilación de la planta, y convencido de que la compañía estaba restando importancia a la gravedad del accidente, los funcionarios estatales se volvieron hacia el NRC. Después de recibir la noticia del accidente de Met Ed, la NRC había activado su sede en la respuesta de emergencia Bethesda, Maryland, y los miembros del personal enviado a Three Mile Island. Presidente de la NRC Joseph Hendrie y comisionado Víctor Gilinsky inicialmente vieron el accidente, en palabras del historiador NRC Samuel Walker, como un "motivo de preocupación pero no de alarma". Gilinsky habló con los periodistas y miembros del Congreso sobre la situación e informó personal de la Casa Blanca, y a las 10 horas se reunió con otros dos comisionados. Sin embargo, la NRC se enfrentó a los mismos problemas en la obtención de información precisa como el estado, y se complica aún más por ser organizativamente mal preparados para hacer frente a situaciones de emergencia, ya que carecía de una estructura de mando clara y la autoridad para decirle a la utilidad de lo que debe hacer, o para ordenar una evacuación del área local.

En un artículo de 2009, Gilinsky escribió que tomó cinco semanas para aprender que "los operadores de los reactores habían medido temperaturas de combustible cerca del punto de fusión". Él escribió además: "No aprendimos durante años, hasta que la vasija del reactor se abrió, que físicamente por el tiempo que el operador de la planta llamada la NRC a las 8 de la mañana, aproximadamente ½ del combustible de uranio ya había derretido."

Todavía no estaba claro para el personal de la sala de control que los niveles de agua del circuito primario eran bajos y que más de la mitad del núcleo fue expuesto. Un grupo de trabajadores tomó lecturas manuales de los termopares y obtuvo una muestra de agua del circuito primario. Siete horas en la emergencia, agua nueva se bombeó en el lazo primario y se abrió la válvula de alivio de copia de seguridad para reducir la presión de manera que el bucle podría ser llenado con agua. Después de 16 horas, las bombas de lazo primario se encendieron una vez más, y la temperatura del núcleo empezaron a caer. Una gran parte del núcleo tenía fundió, y el sistema era todavía peligrosamente radiactivo.

En el tercer día después del accidente, una burbuja de hidrógeno fue descubierto en la cúpula de la vasija de presión, y se convirtió en el foco de preocupación. Una explosión de hidrógeno no sólo podría romper el recipiente a presión, pero, dependiendo de su magnitud, podría comprometer la integridad de la vasija de contención que conduce a la liberación a gran escala de material radiactivo. Sin embargo, se determinó que no había oxígeno presente en el recipiente de presión, un requisito previo para el hidrógeno para quemar o explotar. Se tomaron medidas inmediatas para reducir la burbuja de hidrógeno, y al día siguiente fue significativamente menor. Durante la siguiente semana, vapor y el hidrógeno se retiraron del reactor utilizando un catalizador recombinador y, polémico, por ventilar directamente a la atmósfera .

Liberación de material radiactivo

Una vez que la primera línea de contención se rompe durante un accidente de planta de reactor, hay una posibilidad de que el combustible o los productos de fisión mantenidos dentro pueden ser liberados en el medio ambiente. Aunque el revestimiento del combustible circonio se ha incumplido en otros reactores nucleares, sin generar una liberación al medio ambiente, en TMI-2 operadores permitida productos de fisión dejar las otras barreras de contención. Esto ocurrió cuando el revestimiento fue dañado mientras que el PORV seguía bloqueada abierta. Los productos de fisión se liberan en el refrigerante del reactor. Desde el PORV se ha quedado abierta y el accidente de pérdida de refrigerante aún estaba en curso, refrigerante primario con productos de fisión y / o combustible fue puesto en libertad, y en última instancia terminó en el edificio auxiliar. Este edificio auxiliar estaba fuera de los límites de contención.

Esto se evidencia por las alarmas de radiación que con el tiempo sonaban. Sin embargo, ya que muy poco de los productos de fisión liberados fueron sólidos a temperatura ambiente, muy poco contaminación radiológica se informó en el medio ambiente. No significativo nivel de radiación se atribuyó al accidente de TMI-2 fuera de las instalaciones de TMI-2. Según el informe Rogovin, la gran mayoría de los radioisótopos liberados fueron los gases nobles, xenón y criptón. El informe indicó que "durante el curso del accidente, aproximadamente 2,5 millones de curies de gases nobles radiactivos y 15 curies de radioyodos fueron puestos en libertad." Esto dio lugar a una dosis media de 1,4 mrem a los dos millones de personas cerca de la planta. El informe compara esto con el 80 mrem adicional por año recibió de vivir en una ciudad de gran altitud, como Denver. Como comparación adicional, recibirá 3,2 mrem de una radiografía de tórax - más del doble de la dosis media de las recibidas cerca de la planta.

Pocas horas después del accidente, el Agencia de Protección Ambiental de Estados Unidos (EPA) inició un muestreo diario del medio ambiente en las tres estaciones más cercanas a la planta. Para el 1 de abril, se estableció un seguimiento continuo en 11 estaciones y se amplió a 31 estaciones de dos días después. Un análisis interinstitucional concluyó que el accidente no levantó radiactividad suficientemente lejos sobre los niveles de fondo para causar incluso una muerte adicional de cáncer entre la gente de la zona. La EPA no encontró contaminación en muestras de agua, suelo, sedimentos o vegetales.

Investigadores de cerca Dickinson College-que tenía equipo de vigilancia radiológica suficientemente sensible para detectar armas atómicas muestras de suelo de prueba recolectados atmosféricas chinos de la zona durante los siguientes dos semanas y no detectó niveles elevados de radiactividad, excepto después de las lluvias (probablemente debido a la natural de radón placa fuera, no el accidente). Además, las lenguas de ciervo de cola blanca cosecharon más de 50 millas (80 km) desde el reactor posterior al accidente se encontró que tenían niveles significativamente más altos de Cs-137 que en ciervos en los condados que rodean la planta de energía. Incluso entonces, los niveles elevados eran todavía por debajo de los observados en los ciervos en otras partes del país, durante el apogeo de los ensayos de armas atmosféricos. Si hubiera habido elevada liberación de radiactividad, se habrían esperado aumento de los niveles de yodo-131 y cesio-137 para ser detectada en el ganado y las muestras de leche de cabra. Sin embargo, no se encontraron niveles elevados. Un estudio científico señaló más tarde que las cifras oficiales de emisiones fueron consistentes con disponible datos del dosímetro, aunque otros han señalado el carácter incompleto de estos datos, en particular para los lanzamientos desde el principio.

De acuerdo con las cifras oficiales, recopiladas por la Comisión Kemeny 1979 desde Metropolitana Edison y NRC datos, un máximo de 480 petabecquerels (13000000 curios) de radiactivos gases nobles (principalmente de xenón ) fueron puestos en libertad por el evento. Sin embargo, estos gases nobles se consideran relativamente inofensivo, y sólo 481-629 GBq (13-17 curios) de causante de cáncer de tiroides fueron puestos en libertad el yodo-131. Las emisiones totales de acuerdo con estas cifras fueron de una proporción relativamente pequeña de los cerca de 370 E Bq (10 mil millones curies) en el reactor. Más tarde se descubrió que alrededor de la mitad de la base se había derretido, y el revestimiento alrededor del 90% de las barras de combustible había fracasado, con 5 pies (1.5 m) del núcleo ha ido, y alrededor de 20 toneladas cortas (18 t) del uranio que fluye a la cabeza inferior de la vasija de presión, formando una masa de corion. El recipiente de reactor segundo nivel de contención después de la integridad de revestimiento-mantenido y contenían el combustible dañada con casi todos los isótopos radiactivos en el núcleo.

Grupos políticos antinucleares han impugnado las conclusiones de la Comisión Kemeny, alegando que las mediciones independientes proporcionaron pruebas de los niveles de radiación hasta cinco veces superior a la normal en lugares a cientos de millas a sotavento de TMI. Randall Thompson, un técnico de la física médica empleado para controlar las emisiones radiactivas en TMI después del accidente, dijo: "Creo que los números en la página web de la NRC están apagados por un factor de 100 a 1000,".

Algunos otros iniciados, incluyendo Arnie Gundersen, un ex ejecutivo de la industria nuclear, que ahora es un testigo experto en cuestiones de seguridad nuclear, hacer la misma afirmación; Gundersen ofrece evidencia, basada en los datos de control de presión, por una explosión de hidrógeno poco antes de 14:00 el 28 de marzo de 1979, lo que habría facilitado los medios para una dosis alta de radiación que se produzca. Gundersen cita declaraciones de cuatro operadores del reactor según la cual el gerente de planta era consciente de un pico de presión dramática, después de lo cual la presión interna se redujo a la presión exterior. Gundersen también toma nota de que la sala de control se sacudió y puertas quedamos impresionados de las bisagras. Sin embargo NRC informes oficiales se refieren simplemente a una "quemadura de hidrógeno." La Comisión Kemeny se refirió a "una quemadura o una explosión que causó la presión aumente en 28 libras por pulgada cuadrada en el edificio de contención". El Washington Post informó que "A eso de las 14:00, con una presión casi hasta el punto de que las enormes bombas de enfriamiento podrían ponerse en juego, una pequeña explosión de hidrógeno sacudió el reactor."

Secuelas

Evacuación voluntaria

Veinte y ocho horas después del comienzo del accidente, William Scranton III, la teniente gobernador, apareció en una conferencia de prensa para decir que Metropolitana Edison, propietaria de la planta, había asegurado el estado que "todo está bajo control". Más tarde ese día, Scranton cambió su declaración, diciendo que la situación era "más compleja que la empresa primero nos llevó a creer". Hubo declaraciones contradictorias sobre emisiones de radiación. Las escuelas fueron cerradas y se instó a los residentes a permanecer en el interior. Los agricultores se les dijo que mantener a sus animales bajo techo y sobre los alimentos almacenados.

Gobernador Dick Thornburgh, con el asesoramiento del Presidente NRC Joseph Hendrie, aconsejó la evacuación "de las mujeres embarazadas y los niños en edad preescolar ... dentro de un radio de cinco millas de la instalación de Three Mile Island." La zona de evacuación se extendió a un radio de 20 millas el viernes 30 de marzo En cuestión de días, 140.000 personas habían abandonado la zona. Más de la mitad de la población de 663.500 dentro del radio de 20 millas se mantuvo en esa área. De acuerdo con una encuesta realizada en abril de 1979, el 98% de los evacuados había regresado a sus hogares dentro de tres semanas.

Encuestas post-TMI han demostrado que menos del 50% de la opinión pública estadounidense se mostraron satisfechos con la forma en que el accidente fue manejado por funcionarios del estado de Pennsylvania y la NRC, y las personas encuestadas eran aún menos satisfechos con la utilidad (General Public Utilities) y la planta diseñador.

Investigaciones

Varias agencias gubernamentales estatales y federales montan las investigaciones sobre la crisis, el más prominente de los cuales era la Comisión Presidencial sobre el accidente de Three Mile Island, creado por Jimmy Carter en abril de 1979. La Comisión estuvo integrada por un grupo de doce personas, en concreto elegido para su falta de fuertes puntos de vista pro o anti-nucleares, y encabezado por el presidente John G. Kemeny, presidente de Dartmouth College. Se encargó de elaborar un informe final dentro de seis meses, y después de las audiencias públicas, declaraciones y colección de documentos, dio a conocer un estudio realizado el 31 de octubre de 1979. La investigación criticó fuertemente Babcock y Wilcox, Met Ed, GPU, y la NRC para fallas en la garantía de calidad y mantenimiento, entrenamiento de operadores inadecuada, la falta de comunicación de la información importante sobre seguridad, la mala gestión, y la complacencia, pero evitó sacar conclusiones sobre el futuro de la industria nuclear. La crítica más fuerte de la Comisión Kemeny concluyó que "los cambios fundamentales son necesarios en la organización, procedimientos, prácticas 'y sobre todo - en las actitudes de los [. Y la industria nuclear] de la NRC" Kemeny, dijo que las acciones tomadas por los operadores eran "inapropiadas", pero que los trabajadores "estaban operando bajo los procedimientos que se requieren para seguir, y la revisión y estudio de los que indica que los procedimientos eran insuficientes" y que la sala de control "fue en gran medida inadecuada para la gestión de un accidente."

La Comisión Kemeny señaló que Babcock y de Wilcox válvula PORV había fallado previamente en 11 ocasiones, nueve de ellos en la posición abierta, permitiendo que el refrigerante se escape. Más preocupante, sin embargo, fue el hecho de que la secuencia causal inicial de eventos en TMI se había duplicado 18 meses antes en otro reactor de Babcock y Wilcox, el Central nuclear Davis-Besse poseía en ese momento por Toledo Edison. La única diferencia era que los operadores en Davis-Besse identificaron la falla de la válvula después de 20 minutos, donde en TMI que tardó 80 minutos; y la instalación de Davis-Besse estaba operando a potencia de 9%, en contra de TMI 97%. Aunque los ingenieros Babcock reconocieron el problema, la empresa no pudo notificar claramente a sus clientes de la cuestión de la válvula.

A su regreso a Dartmouth, Kemeny dirigió a los estudiantes de la universidad de Dartmouth. Cuando se le preguntó qué causó la crisis, respondió que la causa próxima, probablemente nunca se sepa. El Asuntos Gubernamentales vicepresidente confirmó que la Edison Company Metropolitana, que operaba la empresa, había recibido poco antes una advertencia del Comisión de Regulación Nuclear (NRC) que Válvulas del reactor de Babcock Wilcox y eran vulnerables a la falla bajo ciertas condiciones. Dijo que lo había enviado a la Vicepresidente de Ingeniería, quien confirmó que había leído. Poco después de eso, los dos hombres se encontraron en el enfriador de agua, donde el vicepresidente de Asuntos Gubernamentales pidió al vicepresidente de Ingeniería de una pregunta. El VP de Asuntos de Gobierno recordó la pregunta como "¿Hay algún problema?" El VP de Ingeniería pensó que la pregunta era "¿Has solucionado el problema?" Ambos vicepresidentes de acuerdo en que la respuesta fue "no". Uno se alejó creyendo que el problema estaba resuelto. El otro creían que había informado a sus superiores que había un problema. El problema nunca fue resuelto. Kemeny dijo a los estudiantes que creía que nunca lo sería. La causa inmediata de la crisis sigue siendo desconocida y no hay pruebas de negligencia nunca fue descubierto.

La Pennsylvania Cámara de Representantes llevó a cabo su propia investigación, que se centró en la necesidad de mejorar los procedimientos de evacuación.

En 1985, se utilizó una cámara de televisión para ver el interior del reactor dañado. En 1986, muestras de núcleos y muestras de escombros se obtuvieron de la capas de la dermis en la parte inferior de la vasija del reactor y se analizó.

Efecto sobre la industria de la energía nuclear

La historia mundial del uso de la energía nuclear . El accidente de Three Mile Island es uno de los factores citados por el declive de la nueva construcción del reactor.

Según el OIEA, el accidente de Three Mile Island fue un importante punto de inflexión en el desarrollo global de la energía nuclear. Desde 1963-1979, el número de reactores en construcción aumentó en el mundo cada año, excepto 1971 y 1978. Sin embargo, después del evento, el número de reactores en construcción en los EE.UU. disminuyó todos los años desde 1980 hasta 1998. Muchos similares Babcock y Wilcox reactores en orden fueron cancelados; en total, 51 reactores nucleares de Estados Unidos fueron cancelados 1980 a 1984.

El 1979 accidente de TMI no obstante, iniciar la desaparición de la industria de la energía nuclear de Estados Unidos. Como resultado de post- petróleo-shock análisis y las conclusiones de un exceso de capacidad, 40 centrales nucleares planificadas ya habían sido cancelados entre 1973 y 1979. Hasta 2012, ninguna planta de energía nuclear de Estados Unidos había sido autorizado a iniciar la construcción desde el año antes de TMI. No obstante, en el momento del incidente de TMI, se habían aprobado 129 plantas de energía nuclear; de ellos, sólo 53 (que no fueron ya en funcionamiento) se completaron. Los requisitos federales se hicieron más estrictas, oposición local se hizo más estridente, y los tiempos de construcción se prolongaron significativamente para corregir los problemas de seguridad y las deficiencias de diseño.

A nivel mundial, el cese de aumento de la construcción de centrales nucleares llegó con el más catastrófico desastre de Chernobyl en 1986 (véase el gráfico).

Limpiar

Un equipo de limpieza que trabaja para eliminar la radiación a Three Mile Island.

Three Mile Island Unidad 2 fue muy dañado y contaminado para reanudar las operaciones; el reactor fue gradualmente desactivado y cerrado de forma permanente. TMI-2 había estado en línea sólo 13 meses, pero ahora tenía una vasija de reactor en ruinas y un edificio de contención que no era seguro para caminar. Cleanup comenzó en agosto de 1979 y terminó oficialmente en diciembre de 1993, con un costo total de limpieza de alrededor de $ 1 mil millones. Benjamin K. Sovacool, en su 2007 evaluación preliminar de los accidentes graves de energía, estima que el accidente de TMI causó un total de $ 2,4 mil millones en daños a la propiedad.

Inicialmente, los esfuerzos se centraron en la limpieza y la descontaminación del sitio, especialmente la descarga de combustible del reactor dañado. Comenzando en 1985, casi 100 toneladas cortas (91 t) de combustible radiactivo se eliminó desde el sitio. Se completó la primera fase importante de la limpieza en el año 1990, cuando los trabajadores terminaron de envío 150 toneladas cortas (140 t) de restos radiactivos a Idaho para el almacenamiento en el Departamento de Laboratorio Nacional de Ingeniería de la Energía. Sin embargo, el agua de enfriamiento contaminada que se filtró en el edificio de contención se había filtrado en el edificio de concreto, dejando el residuo radiactivo poco práctico para quitar. En 1988, la Comisión de Regulación Nuclear anunció que, a pesar de que era posible una descontaminación más el sitio de la Unidad 2, la radiactividad restante había sido suficientemente contenida que no representan una amenaza para la salud y la seguridad pública.En consecuencia, más esfuerzos de limpieza fueron diferidos para permitir la desintegración de los niveles de radiación y tomar ventaja de los beneficios económicos potenciales de retirarse tanto la Unidad 1 y la Unidad 2 juntos.

Efectos sobre la salud y la epidemiología

A raíz del accidente, las investigaciones se centraron en la cantidad de radiación liberada por el accidente. En total aproximadamente 2,5 millones de curies de gases radiactivos, y aproximadamente 15 curies de yodo-131 fue puesto en libertad en el medio ambiente. De acuerdo con la Sociedad Nuclear Americana, utilizando las cifras de emisiones de radiación oficiales, "La dosis media de radiación para las personas que viven a diez millas de la planta fue ocho milirem, y no más de 100 milirem a un solo individuo. Ocho millirem es aproximadamente igual a un cofre "de rayos X, y 100 milirem es alrededor de un tercio del nivel medio fondo de radiación recibida por los residentes de Estados Unidos en un año.

Sobre la base de estas cifras de emisiones, publicaciones científicas tempranas, según Mangano, sobre los efectos para la salud de las consecuencias estimado una o dos muertes por cáncer adicionales en el área de 10 millas (16 km) alrededor de TMI. Las tasas de la enfermedad en las zonas más de 10 millas de la planta nunca se examinaron. Activismo local en la década de 1980, con base en informes anecdóticos de efectos negativos para la salud, llevó a los estudios científicos que se encargaron. Una variedad de estudios epidemiológicos han llegado a la conclusión de que el accidente no ha tenido efectos en la salud a largo plazo observables.

La La radiación y el Proyecto de Salud Pública, una organización con poca credibilidad entre epidemiólogos, citada cálculos por su miembro de Joseph Mangano, que ha escrito 19 artículos de revistas médicas y un libro sobre la radiación de bajo nivel y la enfermedad inmune -que reportó un aumento en la mortalidad infantil en la dirección del viento comunidades, dos años después del accidente. La evidencia anecdótica también registra los efectos sobre la fauna de la región. Por ejemplo, según un activista antinuclear, Harvey Wasserman, las consecuencias causó "una plaga de muerte y enfermedad entre los animales salvajes de la zona y los animales de granja", incluyendo una fuerte caída en la tasa de reproducción de caballos y vacas de la región, que se refleja en las estadísticas del Departamento de Agricultura de Pennsylvania, cuando el Departamento niega un vínculo con TMI.

El activismo y la acción legal

Protesta antinuclear en Harrisburg en 1979, siguiendo el de Three Mile Island Accidentes.

El accidente de TMI mejora la credibilidad de los grupos anti-nucleares, que habían pronosticado un accidente, y provocó protestas en todo el mundo.

Los miembros del público estadounidense, preocupado por la liberación de gas radiactivo del accidente de TMI, organizaron numerosas manifestaciones anti-nucleares en todo el país en los próximos meses. La mayor manifestación se llevó a cabo en la ciudad de Nueva York en septiembre de 1979 e involucró a 200.000 personas, con discursos pronunciados por Jane Fonda y Ralph Nader. El rally de Nueva York se llevó a cabo en conjunto con una serie de "todas las noches conciertos ningunas armas nucleares "dadas en el Madison Square Garden de 19 a 23 septiembre de Músicos Unidas para la Energía Segura. En el mes de mayo anterior, se estima que 65.000 personas, incluyendo el gobernador de California , asistieron Marrón Jerry una marcha y mitin contra la energía nuclear en Washington, DC

En 1981, los grupos de ciudadanos tuvieron éxito en una demanda colectiva contra la TMI, ganando $ 25 millones en un acuerdo fuera de la corte. Parte de este dinero se utilizó para fundar el Fondo de Salud Pública TMI. En 1983, un gran jurado federal acusó Metropolitan Edison por cargos penales por la falsificación de resultados de las pruebas de seguridad antes del accidente. En virtud de un acuerdo de culpabilidad-negociación, Met Ed se declaró culpable de un cargo de falsificación de documentos y no me opongo a otros seis cargos, cuatro de los cuales fueron retirados, y acordó pagar una multa de $ 45.000 y configurar una cuenta de $ 1 millón para ayudar con la planificación de emergencia en la zona que rodea a la planta.

Según Eric Epstein, presidente de Isla de las Tres Millas Alerta, el operador de la planta TMI y sus aseguradores pagados por lo menos $ 82 millones en compensación documentado públicamente a los residentes de "la pérdida de ingresos de negocios, gastos de evacuación y de propiedades saludables". También de acuerdo con Harvey Wasserman, cientos de asentamientos fuera de la corte se han alcanzado con presuntas víctimas de la lluvia, con un total de 15 millones de dólares pagados a los padres de los niños que nacen con defectos de nacimiento. Sin embargo, una demanda colectiva alegando que el accidente causó detrimento efectos en la salud fue rechazado por Harrisburg la Corte de Distrito de EE.UU. juez Sylvia Rambo. La apelación de la decisión frente a los Estados Unidos Tribunal de Apelaciones del Tercer Circuito también fracasó.

Lecciones aprendidas

El accidente de Three Mile Island inspirado de Charles Perrow Teoría Accidentes Normal, en el que se produce un accidente, resultante de una interacción imprevista de múltiples fallos en un sistema complejo. TMI fue un ejemplo de este tipo de accidente porque era "inesperado, incomprensible, incontrolable e inevitable". Pero la conclusión de Perrow que el accidente era inevitable es desmentida por el hecho de que un operador de sala de control TMI escribió una advertencia memo de "un accidente muy grave" si los problemas del sistema de condensado no se abordaron adecuadamente. Afirmó que "el daño resultante podría ser muy significativo." Además, James Creswell, un inspector de la NRC, advirtió hace dos años de que un fallo de diseño con tubos en forma de U podría impedir la circulación del refrigerante y causar un accidente como el que se produciría en TMI. Sus advertencias fueron ignoradas hasta que la NRC se reunió con él seis días antes del accidente en TMI.

El síndrome de China

El accidente de la central se produjo doce días después de la liberación de la película El síndrome de China . La película cuenta con Jack Lemmon como supervisor en una planta nuclear que descubre evidencia de una catástrofe nuclear potencial y Jane Fonda como reportero de noticias de televisión en una estación de televisión de California. En la película, una gran crisis de la planta nuclear tiene lugar mientras el personaje de Fonda y su camarógrafo ( Michael Douglas) se encuentran en la producción de una serie en la planta de energía nuclear . Fonda y Lemmon proceden a crear conciencia sobre las condiciones inseguras en la planta.

Después del lanzamiento de la película, Fonda comenzó a cabildear contra la energía nuclear. En un intento de contrarrestar sus esfuerzos, Edward Teller , físico nuclear y asesor científico del gobierno desde hace mucho tiempo el sobrenombre de "padre de la bomba de hidrógeno ", personalmente presionó a favor de la energía nuclear. Edward Teller sufrió un ataque al corazón de la tensión de la lucha contra el el aumento de la histeria anti-nuclear que siguió a la película, y debido a esto, a menudo bromeó que él era la única persona cuya salud se vio afectada por el incidente de TMI.

Estado actual

Visto desde el oeste, Three Mile Island actualmente utiliza sólo una estación de generación nuclear, TMI-1, que está a la izquierda. TMI-2, a la derecha, no se ha utilizado desde el accidente. Tenga en cuenta que esta es una foto tomada antes del accidente cuando TMI-2 estaba en funcionamiento.

Unidad 1 tuvo su licencia suspendida temporalmente después del incidente en la Unidad 2. Aunque los ciudadanos de los tres condados que rodean el sitio elegido por un margen de 3: 1 a retirarse Unidad 1 de forma permanente, se le permitió reanudar sus operaciones en 1985. Los generales Servicios Públicos Corporation, propietaria de la planta, formada General de Servicios Públicos de la Corporación Nuclear (GPUN) como una nueva filial para poseer y operar las instalaciones nucleares de la compañía, incluyendo Three Mile Island. La planta había sido operado por Metropolitan Edison Company (Met-Ed), una de las empresas operadoras de servicios públicos regionales GPU. En 1996, el general de Servicios Públicos acortó su nombre a la GPU Inc. Three Mile Island Unidad 1 fue vendido a AmerGen Energy Corporation, una empresa conjunta entre Philadelphia Electric Company (PECO) y British Energy, en 1998. En 2000, se fusionó con PECO Unicom Corporación para formar Exelon Corporation, que adquirió parte de AmerGen de British Energy en el año 2003. Hoy en día, AmerGen LLC es una subsidiaria de propiedad de Exelon Generación y posee Unidad TMI 1, Estación de Generación Nuclear de Oyster Creek, y la central eléctrica de Clinton. Estas tres unidades, además de otras unidades nucleares de Exelon, son operadas por Exelon Nuclear Inc., una filial de Exelon.

General de Servicios Públicos estaba legalmente obligado a continuar para mantener y controlar el lugar, por lo que conservó la propiedad de la Unidad 2 Unidad 1 cuando fue vendido a AmerGen en 1998. GPU Inc. fue adquirida por FirstEnergy Corporation en 2001, y posteriormente se disolvió. FirstEnergy luego contrató a cabo el mantenimiento y administración de la Unidad 2 de AmerGen. Unidad 2 ha sido administrado por Exelon Nuclear desde 2003, cuando la empresa matriz de Exelon Nuclear, Exelon, compró las acciones restantes de AmerGen, heredando contrato de mantenimiento de FirstEnergy. Unidad 2 sigue siendo autorizada y regulada por la Comisión de Regulación Nuclear en una condición conocida como Publicar descarga de combustible Monitoreo Almacenamiento (PDMS).

Hoy en día, el reactor TMI-2 se cierra de forma permanente con el sistema de refrigeración del reactor drenaje, el agua radioactiva descontaminada y se evapora, los residuos radiactivos enviados fuera de las instalaciones, el combustible del reactor y escombros núcleo enviados fuera del sitio a una instalación del Departamento de Energía, y de la resto del sitio está siendo monitoreado. El propietario dice que va a mantener la instalación en el largo plazo, el almacenamiento monitoreado hasta que la licencia de explotación de la planta TMI-1 expira en cuyo momento serán retirados del servicio ambas plantas. En 2009, la NRC otorgó una prórroga de la licencia, que significa el reactor TMI-1 puede operar hasta 19 de abril 2034.

Cronología