El reactor estacionario de baja potencia número uno , también conocido como SL-1 o el reactor de baja potencia de Argonne ( ALPR ), era un reactor nuclear experimental del ejército de los Estados Unidos ubicado en la estación nacional de pruebas de reactores (NRTS) en Idaho Falls, Idaho , Estados Unidos. . A las 9:01 pm, en la noche del 3 de enero de 1961, SL-1 sufrió una explosión de vapor y colapso , matando a sus tres operadores. [1] [2] [3] [4] La causa directa fue la retirada incorrecta de la barra de control central , responsable de absorber neutronesen el núcleo del reactor . El suceso es el único accidente de reactor en la historia de Estados Unidos que ha provocado muertes inmediatas. [5] El accidente liberó alrededor de 80 curies (3,0 TBq ) de yodo-131 , [6] que no se consideró significativo debido a su ubicación en el remoto desierto alto del este de Idaho . Aproximadamente 1.100 curies (41 TBq) de productos de fisión se liberaron a la atmósfera. [7]
Fecha | 3 de enero de 1961 |
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Localización | Estación Nacional de Pruebas de Reactores , Idaho Falls, Idaho , EE. UU. |
Coordenadas | 43 ° 31′05 ″ N 112 ° 49′24 ″ O / 43.518 ° N 112.8234 ° WCoordenadas : 43 ° 31′05 ″ N 112 ° 49′24 ″ O / 43.518 ° N 112.8234 ° W |
Salir | INES Nivel 4 (accidente con consecuencias locales) |
Fallecidos | 3 |
La instalación que albergaba SL-1, ubicada aproximadamente a 40 millas (65 km) al oeste de Idaho Falls, era parte del Programa de Energía Nuclear del Ejército . El reactor estaba destinado a proporcionar energía eléctrica y calor para instalaciones militares pequeñas y remotas, como los sitios de radar cerca del Círculo Polar Ártico y los de la Línea DEW . [8] La potencia de diseño era de 3 MW ( térmica ), [9] pero se realizaron unas pruebas de 4,7 MW en los meses previos al accidente. La potencia operativa fue de 200 kW eléctrica y 400 kW térmica para calefacción de espacios. [9] Durante el accidente, el nivel de potencia del núcleo alcanzó casi 20 GW en solo cuatro milisegundos, precipitando la explosión de vapor. [10] [11] [12] [13]
Diseño y operaciones
De 1954 a 1955, el Ejército de los Estados Unidos evaluó su necesidad de plantas de reactores nucleares que pudieran funcionar en regiones remotas del Ártico . Los reactores reemplazarían a los generadores diésel y las calderas que proporcionaban electricidad y calefacción a las estaciones de radar del Ejército. La Rama de Reactores del Ejército formó las pautas para el proyecto y contrató al Laboratorio Nacional de Argonne (ANL) para diseñar, construir y probar un prototipo de planta de reactor que se llamará Reactor de baja potencia de Argonne (ALPR). [14] Algunos de los criterios más importantes incluyen:
- Todos los componentes pueden ser transportados por aire [9]
- Todos los componentes se limitan a paquetes que miden 7,5 por 9 por 20 pies (2,3 m × 2,7 m × 6,1 m) y pesan 20.000 libras (9.100 kg) [9]
- Uso de componentes estándar
- Construcción mínima en el lugar [9]
- Sencillez y fiabilidad [9]
- Adaptable a la " región de permafrost " del Ártico [9]
- Vida útil de combustible de 3 años por carga de núcleo [14] [9]
El prototipo fue construido en la Estación Nacional de Pruebas de Reactores en Idaho Falls, Idaho , de julio de 1957 a julio de 1958. Se volvió crítico el 11 de agosto de 1958, [14] entró en funcionamiento el 24 de octubre y se inauguró formalmente el 2 de diciembre de 1958. . [14] El 3 MW (térmico) reactor de agua en ebullición (BWR) utilizaron 93,20% de uranio altamente enriquecido de combustible. [15] Operó con circulación natural , usando agua ligera como refrigerante (versus agua pesada ) y moderador. ANL utilizó su experiencia de los experimentos de BORAX para diseñar el reactor. El sistema de agua circulante operó a 300 libras por pulgada cuadrada (2100 kPa) fluyendo a través de placas de combustible de aleación de uranio y aluminio. La planta fue entregada al Ejército para entrenamiento y experiencia operativa en diciembre de 1958 después de extensas pruebas, con Combustion Engineering Incorporated (CEI) actuando como contratista principal a partir del 5 de febrero de 1959. [16]
CEI era responsable de la operación real del reactor SL-1, del entrenamiento de rutina del personal militar y de los programas de investigación de desarrollo.
El Contratista proporcionó en el sitio un Gerente de Proyecto, un Supervisor de Operaciones, un Supervisor de Pruebas y un personal técnico de aproximadamente seis personas. En los últimos meses, el Gerente de Proyecto pasó aproximadamente medio tiempo en el sitio y medio tiempo en la oficina del contratista en Connecticut. En su ausencia, se asignó al Supervisor de Operaciones o al Supervisor de Pruebas como Gerente de Proyecto.
... Quedó entendido, según lo indicado por testimonio ante la Junta, que CEI supervisaría los turnos cuando se realizaran trabajos no rutinarios.
... la Oficina de Idaho de la AEC y la Oficina de Reactores del Ejército creían claramente que la adición de supervisores nocturnos cuando solo estaba involucrado el trabajo de rutina frustraría una parte del propósito de operar el reactor bajo el arreglo existente, es decir, obtener la operación de la planta experiencia solo con personal militar.
- Informe sobre el incidente SL-1, 3 de enero de 1961, págs. 6 - 7 [17]
Los aprendices en el Programa de Entrenamiento de Reactores del Ejército incluían miembros del Ejército, llamados cuadros , que eran los principales operadores de la planta, aunque muchos civiles "marítimos" entrenados, junto con algunos miembros del personal de la Fuerza Aérea y la Armada . [16] Si bien la operación de la planta fue realizada generalmente por el cuadro en tripulaciones de dos hombres, cualquier desarrollo del reactor debía ser supervisado directamente por el personal de la CEI. CEI decidió realizar un trabajo de desarrollo en el reactor tan reciente como en la segunda mitad de 1960 en el que el reactor iba a funcionar a 4,7 MW térmicos para una "prueba de condensador PL-1". [18] A medida que el núcleo del reactor envejecía y las tiras de boro " venenosas " se corroían y se desprendían, CEI calculó que aproximadamente el 18% del boro en el núcleo se había "perdido". Esto resultó en la adición de " láminas de cadmio " (también un "veneno") el 11 de noviembre de 1960, que se instalaron "en varias posiciones de ranuras en T para aumentar el margen de parada del reactor". [19]
La mayor parte del equipo de la planta estaba ubicado en un edificio de reactor cilíndrico de acero de 38,5 pies (11,7 m) de diámetro con una altura total de 48 pies (15 m). [9] El edificio del reactor, conocido como ARA-602, estaba hecho de placas de acero, la mayoría de las cuales tenían un espesor de 1/4 de pulgada (6 mm). El acceso al edificio fue proporcionado por una puerta ordinaria a través de una escalera exterior cerrada desde ARA-603, el Edificio de Instalaciones de Apoyo. También se incluyó una puerta de salida de emergencia, con una escalera exterior que llega al nivel del suelo. [9] El edificio del reactor no era una carcasa de contención de tipo presión como se habría utilizado para los reactores ubicados en áreas pobladas. Sin embargo, el edificio pudo contener la mayoría de las partículas radiactivas liberadas por la eventual explosión.
La estructura del núcleo del reactor se construyó para una capacidad de 59 conjuntos de combustible, un conjunto de fuente de neutrones de arranque y nueve barras de control . Sin embargo, el núcleo en uso tenía 40 elementos combustibles y estaba controlado por cinco barras cruciformes. [9] Las cinco barras activas tenían la forma de un símbolo más (+) en la sección transversal: una en el centro (barra número 9) y cuatro en la periferia del núcleo activo (barras 1, 3, 5 y 7). [9] Las varillas de control estaban hechas de cadmio de 60 milésimas de pulgada (1,5 mm) de espesor, revestidas con 80 milésimas de pulgada (2,0 mm) de aluminio. Tenían una envergadura total de 14 pulgadas (36 cm) y una longitud efectiva de 32 pulgadas (81 cm). [9] Los 40 conjuntos combustibles estaban compuestos por nueve placas de combustible cada uno. [9] Las placas tenían 120 milésimas de pulgada (3.0 mm) de espesor, y consistían en 50 milésimas de pulgada (1.3 mm) de "carne" de aleación de uranio-aluminio cubierta por 35 milésimas de pulgada (0.89 mm) de revestimiento de aluminio X-8001 . [9] La carne tenía 66 cm (25,8 pulgadas) de largo y 8,9 cm (3,5 pulgadas) de ancho. El espacio de agua entre las placas de combustible fue de 310 milésimas de pulgada (7,9 mm). [9] Los canales de agua dentro de las cubiertas de las varillas de control eran de 13 mm (0,5 pulgadas). La carga inicial del núcleo de ensamblaje 40 estaba altamente enriquecida con 93,2% de uranio-235 y contenía 31 libras (14 kg) de U-235. [9]
La elección deliberada de un elemento de carga de combustible más pequeño hizo que la región cercana al centro fuera más activa de lo que hubiera sido con 59 conjuntos combustibles. Las cuatro barras de control externas ni siquiera se usaron en el núcleo más pequeño después de que las pruebas concluyeron que no eran necesarias. [9] [17] En el núcleo operativo SL-1, las barras 2, 4, 6 y 8 eran barras falsas, tenían calzas de cadmio recién instaladas o estaban llenas de sensores de prueba y tenían la forma de la letra T mayúscula. [18] El esfuerzo por minimizar el tamaño del núcleo le dio a Rod 9 un valor de reactividad anormalmente grande.
Accidente y respuesta
El 3 de enero de 1961, SL-1 se estaba preparando para reiniciar después de un cierre de once días durante las vacaciones. Los procedimientos de mantenimiento requerían que la Varilla 9 se retirara manualmente unas pocas pulgadas para volver a conectarla a su mecanismo de transmisión. A las 9:01 pm, esta varilla se retiró demasiado de repente, lo que provocó que SL-1 se volviera rápido y crítico instantáneamente. En cuatro milisegundos, el calor generado por la enorme excursión de potencia resultante hizo que el combustible dentro del núcleo se derritiera y se vaporizara explosivamente. El combustible en expansión produjo una onda de presión extrema que lanzó agua hacia arriba, golpeando la parte superior de la vasija del reactor con una presión máxima de 10,000 libras por pulgada cuadrada (69,000 kPa). La babosa de agua fue impulsada a aproximadamente 159 pies por segundo (48 m / s) con una presión promedio de alrededor de 500 libras por pulgada cuadrada (3400 kPa). [15] Esta forma extrema de golpe de ariete impulsó todo el recipiente del reactor hacia arriba a unos 27 pies por segundo (8,2 m / s), mientras que los tapones de protección se expulsaron a unos 85 pies por segundo (26 m / s). [15] Con seis orificios en la parte superior de la vasija del reactor, agua a alta presión y vapor rociaron toda la habitación con desechos radiactivos del núcleo dañado. Una investigación posterior concluyó que el recipiente de 26.000 libras (12.000 kg) (o trece toneladas cortas) había saltado 9 pies 1 pulgada (2,77 m), partes de él golpeando el techo del edificio del reactor antes de volver a asentarse en su ubicación original, [ 11] [20] [15] y depositando aislamiento y grava en el piso de operaciones. [15] Si no fuera porque la carcasa del sello n. ° 5 de la embarcación golpeó la grúa puente, la embarcación a presión tenía suficiente impulso hacia arriba para elevarse unos 10 pies (3,0 m). [15] La excursión, la explosión de vapor y el movimiento de la embarcación tardaron de dos a cuatro segundos. [15]
El chorro de agua y vapor derribó a dos operadores al suelo, matando a uno e hiriendo gravemente a otro. El tapón de protección número 7 de la parte superior de la vasija del reactor atravesó al tercer hombre en la ingle y salió de su hombro, inmovilizándolo contra el techo. [11] Las víctimas fueron los especialistas del ejército John A. Byrnes (22 años) y Richard Leroy McKinley (27 años), y el electricista de primera clase (CE1) de construcción de la Marina Seabee Richard C. Legg (26 años). [21] [22] [23] Posteriormente el autor Todd Tucker estableció que Byrnes (el operador del reactor) había levantado la varilla y provocado la excursión; Legg (el supervisor de turno) estaba de pie en la parte superior de la vasija del reactor y fue empalado y clavado al techo; y McKinley (el aprendiz) estaba cerca. Solo McKinley fue encontrado con vida, aunque inconsciente y en estado de shock profundo , por los rescatistas. [11] Esto fue consistente con el análisis de la Junta de Investigación SL-1 [24] y consistente con los resultados de la autopsia , que sugirió que Byrnes y Legg murieron instantáneamente, mientras que McKinley mostró signos de sangrado difuso dentro de su cuero cabelludo, lo que indica sobrevivió aproximadamente dos horas antes de sucumbir a sus heridas. [25] Los tres hombres sucumbieron a heridas por trauma físico. [11] [25]
Principios y eventos del reactor
Otro factor cinético relevante es la contribución de los llamados neutrones retardados a la reacción en cadena en el núcleo. La mayoría de los neutrones ( prontas neutrones) se producen casi instantáneamente a través de la fisión. Pero unos pocos —aproximadamente el 0,7 por ciento en un reactor de combustible de U-235 que funciona en estado estacionario— se producen mediante la desintegración radiactiva relativamente lenta de ciertos productos de fisión. (Estos productos de fisión quedan atrapados dentro de las placas de combustible muy cerca del combustible de uranio-235). La producción retardada de una fracción de los neutrones es lo que permite que los cambios de potencia del reactor sean controlables en una escala de tiempo adecuada para humanos y maquinaria. [26]
En el caso de un conjunto de control expulsado o veneno, es posible que el reactor se vuelva crítico solo con los neutrones rápidos (es decir, crítico rápido ). Cuando el reactor es rápido y crítico, el tiempo para duplicar la potencia es del orden de 10 microsegundos. La duración necesaria para que la temperatura siga el nivel de potencia depende del diseño del núcleo del reactor. Por lo general, la temperatura del refrigerante se retrasa con respecto a la potencia de 3 a 5 segundos en un LWR convencional. En el diseño SL-1, transcurrieron unos 6 milisegundos antes de que comenzara la formación de vapor. [15]
SL-1 se construyó con una barra de control central principal que era capaz de producir un exceso de reactividad muy grande si se eliminaba por completo. El valor adicional de la varilla se debió en parte a la decisión de cargar solo 40 de los 59 conjuntos combustibles con combustible nuclear, lo que hizo que el núcleo del reactor prototipo fuera más activo en el centro. En el funcionamiento normal, las barras de control se retiran sólo lo suficiente para provocar una reactividad suficiente para una reacción nuclear sostenida y la generación de energía. Sin embargo, en este accidente, la adición de reactividad fue suficiente para que el indicador del reactor fuera crítico en un tiempo estimado en 4 milisegundos. [27] Eso fue demasiado rápido para que el calor del combustible atraviese el revestimiento de aluminio y hierva suficiente agua para detener por completo el crecimiento de energía en todas las partes del núcleo a través de la temperatura negativa del moderador y la retroalimentación del vacío. [15] [27]
El análisis posterior al accidente concluyó que el método de control final (es decir, la disipación del estado crítico inmediato y el final de la reacción nuclear sostenida) se produjo mediante el desmontaje catastrófico del núcleo: fusión destructiva, vaporización y la consiguiente expansión explosiva convencional de las partes de el núcleo del reactor donde se producía la mayor cantidad de calor con mayor rapidez. Se estimó que este proceso de calentamiento y vaporización del núcleo ocurrió en aproximadamente 7,5 milisegundos, antes de que se hubiera formado suficiente vapor para detener la reacción, superando el apagado por vapor en unos pocos milisegundos. Una estadística clave deja en claro por qué explotó el núcleo: el reactor diseñado para una potencia de salida de 3 MW operó momentáneamente a un pico de aproximadamente 20 GW, una densidad de potencia más de 6.000 veces superior a su límite de funcionamiento seguro. [13] Se estima que este accidente de criticidad produjo 4,4 × 10 18 fisiones, [13] o aproximadamente 133 megajulios (32 kilogramos de TNT). [27]
Eventos posteriores a la excursión de energía
Los sensores de calor sobre el reactor activaron una alarma en las instalaciones de seguridad de NRTS a las 9:01 pm MST , hora del accidente. Se habían producido falsas alarmas en la mañana y en la tarde de ese mismo día. El primer equipo de respuesta de seis bomberos (Ken Dearden Asst Chief, Mel Hess Lt., Bob Archer, Carl Johnson, Egon Lamprecht, Gerald Stuart y Vern Conlon) llegó nueve minutos más tarde, esperando otra falsa alarma. [28] Inicialmente no notaron nada inusual, con solo un poco de vapor saliendo del edificio, normal para la fría noche de 6 ° F (−14 ° C). El edificio de control parecía normal. Los bomberos entraron al edificio del reactor y notaron una luz de advertencia de radiación. Sus detectores de radiación saltaron bruscamente por encima de su límite máximo de alcance mientras subían las escaleras hasta el nivel del piso de SL-1. Se asomaron a la sala del reactor antes de retirarse. [28]
A las 21:17 horas llegó un físico de la salud . Él y un bombero, ambos con tanques de aire y máscaras con presión positiva en la máscara para expulsar cualquier contaminante potencial, se acercaron a las escaleras del edificio del reactor. Sus detectores leyeron 25 röntgens por hora (R / h) cuando empezaron a subir las escaleras y se retiraron. [29]
Durante el rescate de McKinley, tres hombres intentaron sacarlo por las escaleras exteriores, pero habiéndolo llevado a través del piso de operaciones hasta la salida, descubrieron que un equipo bloqueaba la puerta de salida de emergencia. Esto obligó a los rescatistas a dar marcha atrás y utilizar las escaleras principales. Durante el movimiento del McKinley, dos hombres hicieron que sus Scott Air Paks se congelaran y dejaran de funcionar. Un hombre fue evacuado debido al mal funcionamiento, mientras que otro se quitó la máscara y respiró aire contaminado para completar la evacuación de McKinley. [30]
Legg fue descubierto por última vez porque estaba inmovilizado en el techo sobre el reactor con un tapón de protección y no era fácilmente reconocible. [11] En la noche del 4 de enero, un equipo de seis voluntarios utilizó un plan que involucraba equipos de dos para recuperar el cuerpo de Byrnes. El 9 de enero, en relevos de dos a la vez, un equipo de diez hombres, no permitió más de 65 segundos de exposición cada uno, usó ganchos afilados en el extremo de los postes largos para sacar el cuerpo de Legg del tapón de protección, dejándolo caer sobre un Camilla de 1,5 x 6,1 m (5 x 20 pies) unida a una grúa fuera del edificio. [11]
El oro radiactivo 198 Au de la hebilla del reloj de oro del hombre y el cobre 64 Cu de un tornillo en un encendedor de cigarrillos demostraron posteriormente que el reactor se había vuelto rápidamente crítico. Antes del descubrimiento de elementos activados por neutrones en las pertenencias de los hombres, los científicos habían dudado de que hubiera ocurrido una excursión nuclear, creyendo que el reactor era inherentemente seguro. Estos hallazgos descartaron las primeras especulaciones de que una explosión química causó el accidente. [20]
Algunas fuentes y relatos de testigos oculares confunden los nombres y las posiciones de cada víctima. [11] En Idaho Falls: La historia no contada del primer accidente nuclear de Estados Unidos , [31] el autor indica que los equipos de rescate iniciales identificaron a Byrnes como el hombre encontrado inicialmente con vida, creyendo que el cuerpo de Legg era el que se encontró junto al escudo del reactor y se recuperó. la noche después del accidente, y que McKinley fue empalado por la barra de control en el techo directamente sobre el reactor. Esta identificación errónea, causada por las graves lesiones sufridas por las víctimas por la explosión, fue posteriormente subsanada durante las autopsias realizadas por Clarence Lushbaugh , pero esto causaría confusión durante algún tiempo. [31] [32]
Los siete rescatistas que llevaron a McKinley y recibieron premios Carnegie Hero del Carnegie Hero Fund fueron: Paul Duckworth, el Supervisor de Operaciones SL-1; Sidney Cohen, supervisor de la prueba SL-1; William Rausch, Supervisor Asistente de Operaciones SL-1; Ed Vallario, Físico de la Salud SL-1; William Gammill, jefe de inspección del sitio de AEC en servicio; Lovell J. Callister, físico de la salud, y Delos E. Richards, técnico en física de la salud. [33]
Causa
Uno de los procedimientos de mantenimiento requeridos requería que la Varilla 9 se retirara manualmente aproximadamente cuatro pulgadas (10 cm) para conectarla al mecanismo de control automático del cual se había desconectado. Los cálculos posteriores al accidente, así como el examen de los arañazos en la varilla 9, estiman que en realidad se había retirado aproximadamente 20 pulgadas (51 cm), lo que provocó que el reactor se volviera crítico y desencadenara la explosión de vapor. Las teorías más comunes propuestas [¿ por quién? ] para la retirada de la vara son (1) sabotaje o suicidio por parte de uno de los operadores, (2) un asesinato-suicidio que implica un romance con la esposa de uno de los otros operadores, [ dudoso ] (3) retirada inadvertida de la barra de control principal, o (4) un intento intencional de "ejercitar" la barra (para hacer que se desplace más suavemente dentro de su vaina). [34] [35] [se necesita una mejor fuente ] Los registros de mantenimiento no abordan lo que los técnicos intentaban hacer y, por lo tanto, nunca se sabrá la causa real del accidente.
Los experimentos posteriores al accidente se llevaron a cabo con una barra de control simulada de peso idéntico para determinar si era posible o factible que uno o dos hombres hubieran retirado la barra de 9 por 20 pulgadas. Los experimentos incluyeron una simulación de la posibilidad de que la barra central de 48 libras (22 kg) [36] estuviera atascada y un hombre la liberara él mismo, reproduciendo el escenario que los investigadores consideraron la mejor explicación: Byrnes rompió la barra de control y la retiró accidentalmente. , matando a los tres hombres. [11] Al probar la teoría de que la Varilla 9 se retiró rápidamente de forma manual, tres hombres participaron en pruebas cronometradas y sus esfuerzos se compararon con la energía de la excursión nuclear que había ocurrido. [37]
Se utilizó un conjunto de actuador de varilla de control SL-1 de repuesto para la maqueta en la que se midió la velocidad de extracción manual de la varilla para varios sujetos. El equipo es el mismo que el del SL-1 excepto por la barra de control, que se simula con un peso para dar una carga móvil total de 84 libras, el peso neto del conjunto móvil SL-1 en el agua. [...] La prueba se llevó a cabo instruyendo al sujeto para que levantara la barra lo más rápido posible, mientras que un temporizador eléctrico medía el tiempo transcurrido desde el inicio del movimiento de la barra hasta una distancia predeterminada de retirada. Se midieron distancias de hasta 30 pulgadas.
[...]
El razonamiento anterior indica que la velocidad requerida de retirada de la barra para producir un período tan corto como 5,3 milisegundos estaba dentro de los límites de la capacidad humana. [37]
- IDO-19300, Accidente del reactor SL-1 el 3 de enero de 1961, Informe provisional, 15 de mayo de 1961
En SL-1, las barras de control se atascan esporádicamente en el canal de la barra de control. Se llevaron a cabo numerosos procedimientos para evaluar las barras de control para garantizar que funcionaran correctamente. Se realizaron pruebas de caída de caña y pruebas de frenado de cada caña, además de ejercicios periódicos de caña y extracciones de caña para el funcionamiento normal. Desde febrero de 1959 hasta el 18 de noviembre de 1960, hubo 40 casos de varilla de control atascada para las pruebas de caída y caída de la varilla y una tasa de falla de alrededor del 2.5%. Desde el 18 de noviembre al 23 de diciembre de 1960, hubo un aumento dramático en las barras atascadas, con 23 en ese período de tiempo y una tasa de falla del 13.0%. Además de estos fallos de prueba, hubo 21 incidentes adicionales de pinchazos de varillas desde febrero de 1959 hasta diciembre de 1960; cuatro de ellos habían ocurrido en el último mes de operación durante la extracción de rutina de la barra. La varilla 9 tuvo el mejor récord de rendimiento operativo a pesar de que se utilizó con más frecuencia que cualquiera de las otras varillas.
La adherencia de la varilla se ha atribuido a la desalineación, la acumulación de productos de corrosión, el desgaste de los rodamientos, el desgaste del embrague y el desgaste del sello del mecanismo de transmisión. Muchos de los modos de falla que causaron una varilla atascada durante las pruebas (como el desgaste del cojinete y del embrague) se aplicarían solo a un movimiento realizado por el mecanismo de transmisión de la varilla de control. Dado que la varilla No. 9 está ubicada en el centro, su alineación puede haber sido mejor que las No. 1, 3, 5 y 7, que eran más propensas a pegarse. Después del accidente, se consultó a los libros de registro y a los antiguos operadores de la planta para determinar si había varillas atascadas durante la operación de reensamblaje que estaba realizando Byrnes. Una persona había realizado esto unas 300 veces y otra 250 veces; ninguno de los dos había sentido nunca que una barra de control se atascara al levantarla manualmente durante este procedimiento. Además, nadie había informado de una varilla atascada durante la reconexión manual.
Durante las audiencias del Congreso en junio de 1961, el Gerente del Proyecto SL-1, WB Allred, admitió que la falta de supervisión por parte de CEI de la operación de la planta SL-1 "las 24 horas del día" se debió a que la Comisión de Energía Atómica (AEC) había rechazado la idea "por razones presupuestarias". [18] Allred también fue interrogado sobre el tema del aumento de la adherencia de la varilla entre el 16 de noviembre de 1960 y el cierre final el 23 de diciembre. Del aumento, Allred declaró: "No estaba completamente al tanto de un aumento significativo" y, "Yo estaba sin saber que se había producido este fuerte aumento ". [18] Cuando se le preguntó quién era la persona responsable de informarle sobre el problema de adherencia, Allred dijo que Paul Duckworth, el supervisor de operaciones de SL-1, debería haberle informado de esto, pero no lo hizo. Cuando se le presionó, Allred declaró que si hubiera sabido del aumento de la adherencia de la barra de control, "habría cerrado la planta para un examen más detallado". [18]
La evidencia mecánica y material, combinada con la evidencia nuclear y química, los obligó a creer que la barra de control central se había retirado muy rápidamente. ... Los científicos preguntaron a los [ex operadores de SL-1]: "¿Sabían que el reactor se volvería crítico si se quitara la barra de control central?" Respuesta: "¡Por supuesto! A menudo hablábamos de lo que haríamos si estuviéramos en una estación de radar y vinieran los rusos. Lo quitaríamos de un tirón".
- Susan M. Stacy, Demostrando el principio, 2000 [20]
Consecuencias
El accidente provocó que se abandonara el diseño del SL-1 y que se diseñaran futuros reactores de modo que una sola extracción de la barra de control no tuviera la capacidad de producir un exceso de reactividad muy grande. Hoy en día, esto se conoce como el criterio de "una varilla atascada" y requiere una capacidad de parada completa incluso con la varilla más reactiva atascada en la posición completamente retirada. La documentación y los procedimientos necesarios para el funcionamiento de los reactores nucleares se expandieron sustancialmente, volviéndose mucho más formales a medida que los procedimientos que antes tomaban dos páginas se expandieron a cientos. Se cambiaron los medidores de radiación para permitir rangos más altos para las actividades de respuesta a emergencias.
Aunque partes del centro del núcleo de SL-1 se vaporizaron brevemente, se recuperó muy poco corium . Las placas de combustible mostraron signos de destrucción catastrófica dejando vacíos, pero "no se recuperó ni se observó una cantidad apreciable de material fundido vidriado". Además, "no hay evidencia de que haya salido material fundido entre las placas". Se cree que el enfriamiento rápido del núcleo fue responsable de la pequeña cantidad de material fundido. No se generó calor suficiente para que el corium alcanzara o penetrara el fondo de la vasija del reactor.
A pesar de que el edificio del reactor SL-1 contiene la mayor parte de la radiactividad, los niveles de yodo-131 en los edificios de la planta alcanzaron cincuenta veces los niveles de fondo a favor del viento durante varios días de monitoreo. Los estudios de radiación del edificio de las instalaciones de apoyo, por ejemplo, indicaron una alta contaminación en los pasillos, pero una contaminación leve en las oficinas. Los límites de exposición a la radiación antes del accidente eran 100 röntgens para salvar una vida y 25 para salvar propiedades valiosas. Durante la respuesta al accidente, 22 personas recibieron dosis de 3 a 27 exposiciones de cuerpo entero de Röntgens. [38] La eliminación de desechos radiactivos y la eliminación de los tres cuerpos finalmente expuso a 790 personas a niveles dañinos de radiación. [39] En marzo de 1962, la AEC otorgó certificados de heroísmo a 32 participantes en la respuesta.
Luego de una pausa para evaluación de procedimientos, el Ejército continuó con el uso de reactores, operando el Reactor Móvil de Baja Potencia ( ML-1 ), que inició su operación a plena potencia el 28 de febrero de 1963, convirtiéndose en la central nuclear más pequeña que se haya registrado. entonces. Este diseño finalmente se abandonó después de problemas de corrosión . Si bien las pruebas habían demostrado que era probable que la energía nuclear tuviera costos totales más bajos, las presiones financieras de la Guerra de Vietnam hicieron que el Ejército favoreciera costos iniciales más bajos y detuvo el desarrollo de su programa de reactores en 1965, aunque los reactores existentes continuaron operando ( MH-1A hasta 1977).
Limpiar
A General Electric se le encomendó la remoción de la vasija del reactor y el desmantelamiento y limpieza de los edificios contaminados en el sitio del proyecto SL-1. [15] El sitio se limpió entre 1961 y 1962, eliminando la mayor parte de los escombros contaminados y enterrándolos. [15] La operación de limpieza masiva incluyó el transporte de la vasija del reactor a una "tienda caliente" cercana para un análisis exhaustivo. [15] Otros artículos de menor importancia fueron eliminados o transportados a sitios de descontaminación para varios tipos de limpieza. Aproximadamente 475 personas participaron en la limpieza del sitio SL-1, incluidos voluntarios del Ejército de los EE. UU. Y la Comisión de Energía Atómica. [15]
La operación de recuperación incluyó la limpieza del piso de la sala de operaciones de escombros radiactivos. Las áreas de radiación extremadamente alta que rodean la vasija del reactor y la sala de ventiladores directamente encima contribuyeron a la dificultad de recuperar la vasija del reactor. El equipo de recuperación tuvo que desarrollar y probar equipos operados a distancia, grúas, camiones con pluma y precauciones de seguridad. Se utilizaron estudios de radiación y análisis fotográficos para determinar qué elementos debían retirarse del edificio primero. [15] Potentes aspiradoras, operadas manualmente por equipos de hombres, recolectaban grandes cantidades de escombros. [15] La grúa aérea manual sobre el piso de operaciones se usó para mover numerosos objetos pesados que pesaban hasta 19,600 libras (8,900 kg) para que fueran arrojados al suelo afuera. [15] Se descubrieron puntos calientes de hasta 400 R / hr y se eliminaron del área de trabajo.
Con el piso de la sala de operaciones relativamente limpio y los campos de radiación manejables, se utilizó la grúa aérea manual para hacer una prueba de elevación de la vasija del reactor. [15] La grúa estaba equipada con un indicador de carga de tipo cuadrante y la embarcación se elevó unos centímetros. La prueba exitosa encontró que la embarcación estimada en 23,000 libras (10,000 kg) más una cantidad desconocida de escombros pesaba alrededor de 26,000 libras (12,000 kg). Después de retirar una gran cantidad de la estructura del edificio por encima de la vasija del reactor, una grúa Manitowoc Modelo 3900 de 60 toneladas sacó la vasija del edificio y la colocó en un barril de transporte adjunto a una combinación de tractor-remolque con una capacidad de 60 toneladas. remolque. [15] Después de levantar o quitar 45 líneas eléctricas, líneas telefónicas y cables de sujeción de la carretera propuesta, el tractor-remolque, acompañado por numerosos observadores y supervisores, avanzó a aproximadamente 10 mph (16 km / h) hasta el Hot Shop de ANP. (originalmente asociado con el programa de Propulsión Nuclear de Aeronaves ), ubicado en un área remota del NRTS conocida como Área de Prueba Norte , a unas 35 millas (56 km) de distancia. [15]
Se construyó un cementerio aproximadamente a 500 m (1,600 pies) al noreste del sitio original del reactor. Fue inaugurado el 21 de mayo de 1961. [14] El entierro de los desechos ayudó a minimizar la exposición a la radiación del público y los trabajadores del sitio que habría resultado del transporte de desechos contaminados desde SL-1 hasta el Complejo de Manejo de Desechos Radiactivos a más de 16 millas ( 26 km) de vía pública. La limpieza original del sitio tomó alrededor de 24 meses. Todo el edificio del reactor, los materiales contaminados de los edificios cercanos y el suelo y la grava contaminados durante las operaciones de limpieza se eliminaron en el cementerio. La mayoría de los materiales enterrados consisten en suelos y grava. [40] [41]
Las partes recuperadas del núcleo del reactor, incluido el combustible y todas las demás partes del reactor que eran importantes para la investigación del accidente, se llevaron a la ANP Hot Shop para su estudio. Después de que se completó la investigación del accidente, el combustible del reactor se envió a la Planta de Procesamiento de Químicos de Idaho para su reprocesamiento. El núcleo del reactor menos el combustible, junto con los otros componentes enviados al Hot Shop para su estudio, finalmente se desechó en el Complejo de Gestión de Residuos Radiactivos. [40]
Los restos de SL-1 ahora están enterrados cerca del sitio original en 43 ° 31′17.8 ″ N 112 ° 49′04.8 ″ W / 43.521611 ° N 112.818000 ° W / 43.521611; -112.818000. [42] El sitio de enterramiento consta de tres excavaciones, en las que se depositó un volumen total de 99.000 pies cúbicos (2800 m 3 ) de material contaminado. Las excavaciones se excavaron tan cerca del basalto como lo permitiera el equipo utilizado y tienen una profundidad de entre ocho y catorce pies (2,4 a 4,3 m). Se colocaron al menos dos pies (0,6 m) de relleno limpio sobre cada excavación. Se agregaron montículos poco profundos de tierra sobre las excavaciones al finalizar las actividades de limpieza en septiembre de 1962. El sitio y el túmulo funerario se conocen colectivamente como Unidad Operable Superfund 5-05 de la Agencia de Protección Ambiental de los Estados Unidos . [40] [43]
En los años transcurridos desde el accidente del SL-1 se han realizado numerosos estudios de radiación y limpieza de la superficie del cementerio y el área circundante. EG&G Las Vegas realizó estudios aéreos en 1974, 1982, 1990 y 1993. El Laboratorio de Ciencias Radiológicas y Ambientales llevó a cabo estudios de radiación gamma cada tres o cuatro años entre 1973 y 1987 y cada año entre 1987 y 1994. Recolección de partículas en el El sitio se realizó en 1985 y 1993. Los resultados de las encuestas indicaron que el cesio-137 y su progenie (productos de descomposición) son los principales contaminantes de la superficie del suelo. Durante un estudio de la superficie del suelo en junio de 1994, se encontraron "puntos calientes", áreas de mayor radiactividad, dentro del cementerio con actividades que oscilaban entre 0,1 y 50 miliroentgen (mR) / hora. El 17 de noviembre de 1994, la lectura de radiación más alta medida a 2,5 pies (0,75 m) sobre la superficie en el cementerio SL-1 fue de 0,5 mR / hora; la radiación de fondo local fue de 0,2 mR / hora. Una evaluación de 1995 de la EPA recomendó que se colocara una tapa sobre los túmulos funerarios. El remedio principal para SL-1 era la contención mediante el taponamiento con una barrera diseñada construida principalmente con materiales nativos. [40] Esta medida correctiva se completó en 2000 y la EPA la examinó por primera vez en 2003. [43]
Películas y libros
El gobierno de Estados Unidos produjo una película sobre el accidente para uso interno en la década de 1960. El vídeo se publicó posteriormente y se puede ver en The Internet Archive [44] y YouTube . SL-1 es el título de una película de 1983, escrita y dirigida por Diane Orr y C. Larry Roberts, sobre la explosión del reactor nuclear. [39] En la película se utilizan entrevistas con científicos, películas de archivo y metraje contemporáneo, así como secuencias en cámara lenta. [45] [46] Los eventos del accidente también son el tema de un libro: Idaho Falls: La historia no contada del primer accidente nuclear de Estados Unidos (2003) [31] y 2 capítulos en Proving the Principle - A History of The Idaho National Laboratorio de Ingeniería y Medio Ambiente, 1949–1999 (2000). [47]
En 1975, se publicó el libro antinuclear We Almost Lost Detroit , de John G. Fuller , que se refería en un momento al accidente de Idaho Falls. Prompt Critical es el título de un cortometraje de 2012, que se puede ver en YouTube , escrito y dirigido por James Lawrence Sicard, que dramatiza los eventos que rodearon el accidente de SL-1. [48] Un documental sobre el accidente se mostró en el History Channel . [49]
Otro autor, Todd Tucker, estudió el accidente y publicó un libro que detalla los aspectos históricos de los programas de reactores nucleares de las ramas militares estadounidenses. Tucker utilizó la Ley de Libertad de Información para obtener informes, incluidas las autopsias de las víctimas, escribiendo en detalle cómo murió cada persona y cómo se cortaron, analizaron y enterraron partes de sus cuerpos como desechos radiactivos . [11] Las autopsias fueron realizadas por el mismo patólogo conocido por su trabajo después del accidente de criticidad de Cecil Kelley . Tucker explica el razonamiento detrás de las autopsias y el corte de las partes del cuerpo de las víctimas, una de las cuales emitió 1.500 R / hora al contacto. Debido a que el accidente del SL-1 mató a los tres operadores militares en el lugar, Tucker lo llama "el incidente de reactor nuclear más mortífero en la historia de Estados Unidos". [51]
Ver también
- Experimentos de BORAX , 1953–4, que demostraron que la transformación del agua en vapor limitaría con seguridad una excursión de potencia en un reactor de agua hirviendo, similar a la de este incidente.
- Escala internacional de eventos nucleares
- Lista de accidentes nucleares civiles
- Lista de accidentes de radiación civiles
- Lista de accidentes nucleares militares
- Lista de reactores nucleares
- Debate sobre la energía nuclear
- La energía nuclear
- Seguridad y protección nuclear
- Radiación
- Contaminación radioactiva
Referencias
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enlaces externos
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- "Informe de IDO sobre el incidente nuclear en el reactor SL-1 el 3 de enero de 1961, en la Estación Nacional de Pruebas de Reactores , enero de 1962. 16.5 MB PDF. De la página anterior. Este informe tiene tiempos más precisos para los eventos.
- El cortometraje SL-1 Accident: Briefing Film Report está disponible para su descarga gratuita en Internet Archive
- El cortometraje SL-1 El accidente: Fases I y II está disponible para su descarga gratuita en Internet Archive
- Película del gobierno sobre SL-1 en YouTube https://youtube.com/qOt7xDKxmCM
- Documento del Departamento de Energía: Pruebas de reactores nucleares