SL-1 - SL-1

Este artigo é sobre o reator nuclear SL-1. Para o PABX Nortel Meridian SL1, consulte Nortel Meridian . Para o foguete Sputnik, consulte Sputnik (foguete) .
SL-1 Nuclear Meltdown
US AEC SL-1.JPG
29 de novembro de 1961: O vaso do reator SL-1 sendo removido do prédio do reator, que agia substancialmente como o prédio de contenção usado nas instalações nucleares modernas. O guindaste Manitowoc Modelo 3900 de 60 toneladas tinha uma blindagem de aço de 5,25 polegadas (13,3 cm) com uma janela de vidro de chumbo com 23 cm de espessura para proteger o operador.
Encontro 3 de janeiro de 1961
Localização National Reactor Testing Station , Idaho Falls, Idaho , EUA
Coordenadas 43 ° 31 05 ″ N 112 ° 49 23 ″ W / 43,518 ° N 112,823 ° W / 43.518; -112.823 Coordenadas : 43,518 ° N 112,823 ° W43 ° 31 05 ″ N 112 ° 49 23 ″ W /  / 43.518; -112.823
Resultado INES Nível 4 (acidente com consequências locais)
Mortes 3
SL-1 está localizado no oeste dos EUA
SL-1
SL-1
Localização no oeste dos Estados Unidos
SL-1 está localizado em Idaho
SL-1
SL-1
Localização em Idaho , a oeste de Idaho Falls

O Reator Estacionário de Baixa Potência Número Um , também conhecido como SL-1 ou Reator de Baixa Potência de Argonne ( ALPR ), era um reator nuclear experimental do Exército dos Estados Unidos localizado na National Reactor Testing Station (NRTS), com base no que hoje é o Idaho Laboratório Nacional , a oeste de Idaho Falls, Idaho , Estados Unidos. Às 21h01 da noite de 3 de janeiro de 1961, o SL-1 sofreu uma explosão de vapor e derretimento , matando seus três operadores. A causa direta foi a retirada indevida da haste de controle central , responsável por absorver nêutrons no núcleo do reator . O evento é o único acidente com reator na história dos Estados Unidos que resultou em mortes imediatas. O acidente liberou cerca de 80 curies (3,0  TBq ) de iodo-131 , o que não foi considerado significativo devido à sua localização no alto deserto remoto do leste de Idaho . Cerca de 1.100 curies (41 TBq) de produtos da fissão foram lançados na atmosfera.

A instalação que abriga o SL-1, localizada a aproximadamente 40 milhas (65 km) a oeste de Idaho Falls, fazia parte do Programa de Energia Nuclear do Exército . O reator foi projetado para fornecer energia elétrica e calor para pequenas instalações militares remotas, como sites de radar perto do Círculo Polar Ártico e aqueles na Linha DEW . A potência projetada era de 3 MW ( térmica ), mas alguns testes de 4,7 MW foram realizados nos meses anteriores ao acidente. A potência operacional era de 200 kW elétricos e 400 kW térmicos para aquecimento ambiente. Durante o acidente, o nível de potência central atingiu quase 20 GW em apenas quatro milissegundos, precipitando a explosão de vapor.

Design e operações

De 1954 a 1955, o Exército dos Estados Unidos avaliou a necessidade de usinas de reatores nucleares que funcionassem em regiões remotas do Ártico . Os reatores deveriam substituir geradores e caldeiras a diesel que forneciam eletricidade e aquecimento ambiente para as estações de radar do Exército. A Divisão de Reatores do Exército formou as diretrizes para o projeto e contratou o Laboratório Nacional de Argonne (ANL) para projetar, construir e testar um protótipo de planta de reator a ser chamado de Reator de Baixa Potência de Argonne (ALPR). Alguns dos critérios mais importantes incluem:

  • Todos os componentes podem ser transportados por via aérea
  • Todos os componentes limitados a pacotes medindo 7,5 por 9 por 20 pés (2,3 m × 2,7 m × 6,1 m) e pesando 20.000 libras (9.100 kg)
  • Uso de componentes padrão
  • Construção mínima no local
  • Simplicidade e confiabilidade
  • Adaptável à " região permafrost " do Ártico
  • Vida útil de combustível de 3 anos por carregamento do núcleo

O protótipo foi construído na National Reactor Testing Station em Idaho Falls, Idaho , de julho de 1957 a julho de 1958. Tornou-se crítico em 11 de agosto de 1958, tornou-se operacional em 24 de outubro e foi formalmente inaugurado em 2 de dezembro de 1958. O reator de água fervente (BWR) MW (térmico) usou 93,20% de combustível de urânio altamente enriquecido . Funcionava com circulação natural , utilizando água leve como refrigerante (vs. água pesada ) e moderador. ANL usou sua experiência dos experimentos BORAX para projetar o reator. O sistema de circulação de água operava a 300 libras por polegada quadrada (2.100 kPa) fluindo através de placas de combustível de liga de urânio-alumínio. A planta foi entregue ao Exército para treinamento e experiência operacional em dezembro de 1958, após extensos testes, com a Combustion Engineering Incorporated (CEI) atuando como contratante principal a partir de 5 de fevereiro de 1959.

O CEI foi responsável pela operação real do reator SL-1, pelo treinamento de rotina do pessoal militar e por programas de pesquisa de desenvolvimento.

O Empreiteiro forneceu no local um Gerente de Projeto, Supervisor de Operações, um Supervisor de Teste e uma equipe técnica de aproximadamente seis pessoas. Nos últimos meses, o Gerente de Projeto passou aproximadamente metade do tempo no local e metade do tempo no escritório do empreiteiro em Connecticut. Em sua ausência, o Supervisor de Operações ou o Supervisor de Teste foi designado como Gerente de Projeto.

... Ficou entendido, conforme indicado por depoimento perante a Diretoria, que o CEI supervisionaria os eventuais plantões em que fossem realizados trabalhos não rotineiros.

... o Escritório da AEC em Idaho e o Escritório de Reatores do Exército acreditavam claramente que o acréscimo de supervisores noturnos quando apenas o trabalho de rotina estava envolvido anularia uma parte do propósito de operar o reator sob o arranjo existente, ou seja, obter a operação da planta experiência apenas com militares.

-  Relatório sobre o Incidente SL-1, 3 de janeiro de 1961, pp. 6–7

Os estagiários do Programa de Treinamento de Reatores do Exército incluíam membros do Exército, chamados de quadros , que eram os principais operadores da usina. Muitos civis "Marítimo" também treinou juntamente com alguns Força Aérea e Marinha de pessoal. Embora a operação da usina fosse geralmente feita pelo quadro em equipes de dois homens, qualquer desenvolvimento do reator deveria ser supervisionado diretamente pela equipe do CEI. A CEI decidiu realizar o trabalho de desenvolvimento do reator até a segunda metade de 1960, em que o reator deveria operar a 4,7 MW térmicos para um "teste de condensador PL-1". À medida que o núcleo do reator envelhecia e as tiras de " veneno " do boro corroíam e descamavam, o CEI calculou que cerca de 18% do boro no núcleo havia sido "perdido". Isso resultou na adição de " folhas de cádmio " (também um "veneno") em 11 de novembro de 1960, que foram instaladas "em várias posições de slot para aumentar a margem de desligamento do reator."

O ALPR antes do acidente. O grande edifício cilíndrico contém o reator nuclear embutido no cascalho na parte inferior, a área de operação principal ou piso de operação no meio e a sala do ventilador do condensador perto do topo. Vários edifícios de apoio e administração o rodeiam.

A maioria do equipamento da planta estava localizado em um reator de aço cilíndrico que constrói 38,5 pés (11,7 m) de diâmetro com uma altura total de 48 pés (15 m). O prédio do reator, conhecido como ARA-602, era feito de chapa de aço, a maioria com espessura de 6 mm (1/4 pol.). O acesso ao edifício foi feito por uma porta comum através de uma escada externa fechada da ARA-603, o Edifício de Instalações de Apoio. Uma porta de saída de emergência também foi incluída, com uma escada externa que vai até o térreo. O prédio do reator não era um escudo de contenção do tipo de pressão, como teria sido usado para reatores localizados em áreas povoadas. No entanto, o edifício foi capaz de conter a maior parte das partículas radioativas liberadas pela eventual explosão.

A estrutura do núcleo do reator foi construída para uma capacidade de 59 conjuntos de combustível, um conjunto de fonte de nêutrons de inicialização e nove hastes de controle . O núcleo em uso, no entanto, tinha 40 elementos de combustível e era controlado por cinco hastes cruciformes. As cinco hastes ativas tinham a forma de um símbolo de mais (+) em seção transversal: uma no centro (haste número 9) e quatro na periferia do núcleo ativo (hastes 1, 3, 5 e 7). As hastes de controle eram feitas de cádmio de 60 mils (1,5 mm) de espessura, revestidas com 80 mils (2,0 mm) de alumínio. Eles tinham uma extensão total de 14 polegadas (36 cm) e um comprimento efetivo de 32 polegadas (81 cm). Os 40 conjuntos de combustível eram compostos de nove placas de combustível cada. As placas tinham 120 mils (3,0 mm) de espessura, consistindo em 50 mils (1,3 mm) de "carne" de liga de urânio-alumínio coberto por 35 mils (0,89 mm) de revestimento de alumínio X-8001 . A carne tinha 25,8 polegadas (66 cm) de comprimento e 3,5 polegadas (8,9 cm) de largura. A lacuna de água entre as placas de combustível era de 310 mils (7,9 mm). Os canais de água dentro das coberturas da haste de controle tinham 0,5 polegadas (13 mm). O carregamento inicial do núcleo de montagem 40 foi altamente enriquecido com 93,2% de urânio-235 e continha 31 libras (14 kg) de U-235.

A escolha deliberada de um elemento de carregamento de combustível menor tornou a região próxima ao centro mais ativa do que teria sido com 59 conjuntos de combustível. As quatro hastes de controle externas nem mesmo foram usadas no núcleo menor depois que os testes concluíram que elas não eram necessárias. No núcleo SL-1 operacional, as hastes 2, 4, 6 e 8 eram hastes falsas, tinham calços de cádmio recém-instalados ou eram preenchidas com sensores de teste e tinham o formato da letra T maiúscula. O esforço para minimizar o tamanho do núcleo deu ao Rod 9 um valor de reatividade anormalmente grande.

Acidente e resposta

Em 3 de janeiro de 1961, o SL-1 estava sendo preparado para reiniciar após uma paralisação de onze dias durante os feriados. Os procedimentos de manutenção exigiam que a haste 9 fosse manualmente retirada alguns centímetros para reconectá-la ao seu mecanismo de acionamento. Às 21h01, esta haste foi repentinamente retirada para muito longe, fazendo com que o SL-1 fosse imediatamente crítico . Em quatro milissegundos, o calor gerado pela enorme excursão de energia resultante fez com que o combustível dentro do núcleo derretesse e vaporizasse de forma explosiva. O combustível em expansão produziu uma onda de extrema pressão que lançou a água para cima, atingindo o topo do vaso do reator com uma pressão de pico de 10.000 libras por polegada quadrada (69.000 kPa). O jato de água foi impulsionado a cerca de 159 pés por segundo (48 m / s) com pressão média de cerca de 500 libras por polegada quadrada (3.400 kPa). Esta forma extrema de golpe de aríete impulsionou todo o reator para cima a cerca de 27 pés por segundo (8,2 m / s), enquanto os plugues de proteção foram ejetados a cerca de 85 pés por segundo (26 m / s). Com seis orifícios na parte superior do vaso do reator, água de alta pressão e vapor borrifaram toda a sala com detritos radioativos do núcleo danificado. Uma investigação posterior concluiu que o navio de 26.000 libras (12.000 kg) (ou treze toneladas curtas) havia saltado 2,77 m (9 pés e 1 polegada), partes dele atingindo o teto do prédio do reator antes de voltar ao seu local original, e depositar isolamento e cascalho no piso de operação. Se não fosse pelo invólucro da vedação nº 5 da embarcação atingindo a ponte rolante, o vaso de pressão teria impulso ascendente suficiente para subir cerca de 10 pés (3,0 m). A excursão, a explosão do vapor e o movimento da embarcação levaram de dois a quatro segundos.

O jato de água e vapor derrubou dois operadores no chão, matando um e ferindo gravemente outro. O plugue de proteção nº 7 do topo da nave do reator empalou o terceiro homem através de sua virilha e saiu de seu ombro, prendendo-o ao teto. As vítimas foram os especialistas do exército e Richard Leroy McKinley (27 anos) e John A. Byrnes (22 anos) e o eletricista de construção Seabee da Marinha de primeira classe (CE1) Richard C. Legg (26 anos). Foi mais tarde estabelecido pelo autor Todd Tucker que Byrnes (o operador do reator) havia levantado a haste e causado a excursão; Legg (o supervisor de turno) estava em cima do vaso do reator e foi empalado e preso ao teto; e, McKinley (o estagiário) estava por perto. Apenas McKinley foi encontrado vivo, embora inconsciente e em estado de choque profundo , por equipes de resgate. Isso foi consistente com a análise do SL-1 Board of Investigation e consistente com os resultados da autópsia , que sugeriu que Byrnes e Legg morreram instantaneamente, enquanto McKinley mostrou sinais de sangramento difuso no couro cabeludo, indicando que ele sobreviveu cerca de duas horas antes sucumbindo às suas feridas. Todos os três homens sucumbiram aos ferimentos de traumas físicos.

Princípios e eventos do reator

Outro fator cinético relevante é a contribuição dos chamados nêutrons retardados para a reação em cadeia no núcleo. A maioria dos nêutrons (os nêutrons imediatos ) são produzidos quase instantaneamente por meio da fissão. Mas alguns - aproximadamente 0,7 por cento em um reator alimentado por U-235 operando em estado estacionário - são produzidos através da decadência radioativa relativamente lenta de certos produtos de fissão. (Esses produtos de fissão são aprisionados dentro das placas de combustível nas proximidades do combustível urânio-235.) A produção retardada de uma fração dos nêutrons é o que permite que as mudanças de potência do reator sejam controláveis ​​em uma escala de tempo que seja receptiva a humanos e máquinas.

No caso de um conjunto de controle ejetado ou veneno, é possível que o reator se torne crítico apenas nos nêutrons imediatos (isto é, crítico imediato ). Quando o reator está prontamente crítico, o tempo para dobrar a potência é da ordem de 10 microssegundos. A duração necessária para que a temperatura acompanhe o nível de potência depende do projeto do núcleo do reator. Normalmente, a temperatura do líquido de arrefecimento está atrasada em relação à potência em 3 a 5 segundos em um LWR convencional. No design do SL-1, demorou cerca de 6 milissegundos antes do início da formação de vapor.

O SL-1 foi construído com uma haste de controle central principal que era capaz de produzir um excesso de reatividade muito grande se fosse completamente removida. O valor extra da haste foi em parte devido à decisão de carregar apenas 40 dos 59 conjuntos de combustível com combustível nuclear, tornando assim o núcleo do reator do protótipo mais ativo no centro. Em operação normal, as hastes de controle são retiradas apenas o suficiente para causar reatividade suficiente para uma reação nuclear sustentada e geração de energia. Neste acidente, no entanto, a adição de reatividade foi suficiente para tornar o reator imediatamente crítico dentro de um tempo estimado em 4 milissegundos. Foi muito rápido para o calor do combustível passar pelo revestimento de alumínio e ferver água o suficiente para interromper totalmente o aumento de potência em todas as partes do núcleo por meio da temperatura do moderador negativo e feedback de vazio.

A análise pós-acidente concluiu que o método de controle final (ou seja, dissipação do estado crítico imediato e o fim da reação nuclear sustentada) ocorreu por meio de desmontagem catastrófica do núcleo: fusão destrutiva, vaporização e conseqüente expansão explosiva convencional das partes de o núcleo do reator onde a maior quantidade de calor estava sendo produzida mais rapidamente. Foi estimado que o aquecimento do núcleo e o processo de vaporização ocorreram em cerca de 7,5 milissegundos, antes que vapor suficiente fosse formado para interromper a reação, superando a interrupção do vapor em alguns milissegundos. Uma estatística importante deixa claro porque o núcleo explodiu: o reator projetado para uma saída de energia de 3 MW operou momentaneamente a um pico de cerca de 20 GW, uma densidade de energia mais de 6.000 vezes maior do que seu limite operacional seguro. Estima-se que este acidente de criticidade tenha produzido 4,4 × 10 18 fissões, ou cerca de 133 megajoules (32 quilogramas de TNT).

Eventos após a excursão de energia

Verificando se há contaminação radioativa nas proximidades da Rodovia 20

Sensores de calor acima do reator dispararam um alarme nas instalações de segurança do NRTS às 21h01 MST , horário do acidente. Falsos alarmes ocorreram de manhã e à tarde no mesmo dia. A primeira equipe de resposta de seis bombeiros (Ken Dearden Asst Chief, Mel Hess Lt., Bob Archer, Carl Johnson, Egon Lamprecht, Gerald Stuart e Vern Conlon) chegou nove minutos depois, esperando outro alarme falso. Inicialmente, eles não notaram nada incomum, com apenas um pouco de vapor saindo do prédio, normal para a noite fria de 6 ° F (-14 ° C). Os bombeiros, incapazes de chamar ninguém dentro das instalações do SL-1, fizeram um segurança abrir o portão para eles. Eles vestiram seus Scott Air-Paks e chegaram ao Edifício das Instalações de Apoio para investigar.

O prédio parecia normal, mas estava desocupado. Três canecas de café quente estavam na sala de descanso e três jaquetas estavam penduradas nas proximidades. Eles entraram na sala de controle do reator e notaram uma luz de advertência de radiação. Seus detectores de radiação portáteis saltaram bruscamente acima do limite máximo de alcance enquanto eles subiam as escadas para o nível do piso de operação do reator do SL-1. Isso levou a uma retirada para um segundo detector de radiação. A segunda radiação também atingiu o máximo em sua escala de 200 röntgens por hora (R / h) enquanto subiam novamente. Eles olharam para a sala do reator antes de se retirarem.

Às 21h17, um físico da saúde chegou. Ele e o chefe assistente Moshberger, ambos usando tanques de ar e máscaras com pressão positiva na máscara para forçar a saída de qualquer contaminante potencial, se aproximaram das escadas do prédio do reator. Seus detectores leram 25 röntgens por hora (R / h) quando eles começaram a subir as escadas, e eles se retiraram. Encontrando um detector de câmara de íons em escala superior , a dupla alcançou o topo da escada para procurar os três homens desaparecidos dentro da sala do reator. Seu medidor Jordan Radector AG-500 atrelado a 500 R / h no caminho para cima. Eles viram um piso de operação escuro, úmido e úmido repleto de pedras e perfurações de aço, metal retorcido e detritos espalhados.

O equipamento da maca. Voluntários do Exército de uma Unidade Radiológica Química especial em Dugway Proving Ground praticaram antes que um guindaste inserisse a plataforma no prédio do reator SL-1 para coletar o corpo do homem (Legg) preso ao teto diretamente acima da embarcação do reator.

Vindo das proximidades de Idaho Falls, o principal físico de saúde do SL-1, Ed Vallario, e Paul Duckworth, o Supervisor de Operações do SL-1, chegaram ao SL-1 por volta das 22h30. Os dois colocaram bolsas de ar e entraram rapidamente no prédio da administração, passaram pelo prédio de apoio e subiram as escadas para o andar do reator. Vallario ouviu os gemidos de McKinley enquanto subia as escadas. Encontrando ele e um segundo operador no andar que parecia estar morto, os dois decidiram retornar ao posto de controle e obter ajuda para o sangramento de McKinley.

Os dois foram acompanhados por três físicos de saúde que colocaram bolsas de ar e voltaram com eles para o piso do reator. As máscaras em seus pacotes de ar estavam embaçando, limitando a visibilidade. McKinley se movia levemente, mas seu corpo estava parcialmente coberto por detritos de metal, que os socorristas tiveram que remover rapidamente para carregá-lo com uma maca. Vallario moveu destroços em sua tentativa de encontrar o tripulante desaparecido. Outro homem verificou o pulso de Byrnes e anunciou que ele está morto. O corpo de Byrnes estava parcialmente coberto com pelotas de aço e sangue.

Três homens tentaram remover McKinley pelas escadas externas, enviando um homem para fora para encontrá-los com um caminhão. Mas depois de carregar McKinley pelo andar de operações até a saída, eles descobriram um equipamento bloqueando a porta de saída de emergência. Isso forçou a equipe de resgate a reverter o curso e usar as escadas principais.

Durante a movimentação de McKinley, dois homens tiveram seus Scott Air Paks congelados e pararam de funcionar. Duckworth evacuou devido ao mau funcionamento, enquanto Vallario removeu sua máscara e respirou ar contaminado para completar a evacuação de McKinley. O resgate durou cerca de três minutos.

A evacuação de McKinley transformou-se rapidamente em um grande problema radiológico. McKinley foi transportado primeiro para um caminhão e depois para a traseira de uma ambulância. A enfermeira de plantão, Helen Leisen, cuidando do paciente na parte de trás da ambulância, ouviu pelo menos uma respiração fraca, talvez a última. Mas antes que o veículo chegasse à Rodovia 20, o médico do AEC mandou a enfermeira evacuar e, ao entrar na ambulância, não encontrou pulso. Ele declarou o homem morto às 23h14. A ambulância contaminada, com o corpo de McKinley, foi levada para o deserto e abandonada por várias horas.

Quatro homens entraram no prédio do reator às 22h38 e encontraram o terceiro homem. Legg foi descoberto por último porque ele foi preso ao teto acima do reator por um plugue de blindagem e não é facilmente reconhecível.

Uma extensa descontaminação foi realizada naquela noite. Aproximadamente 30 dos primeiros respondentes tomaram banho, esfregaram as mãos com permanganato de potássio e trocaram de roupa. O corpo na ambulância foi posteriormente despido e devolvido à ambulância, que o levou a uma instalação próxima para armazenamento e autópsia.

Na noite de 4 de janeiro, uma equipe de seis voluntários usou um plano envolvendo equipes de dois para recuperar o corpo de Byrnes do andar de operação do SL-1. Foi levado, também de ambulância, para o mesmo local.

Após quatro dias de planejamento, o terceiro corpo, de longe o mais contaminado, foi resgatado. As modificações na sala do reator tiveram que ser realizadas por um soldador dentro de uma caixa de proteção de chumbo presa a um guindaste. Em 9 de janeiro, em revezamentos de dois de cada vez, uma equipe de dez homens, com não mais de 65 segundos de exposição cada, usou ganchos afiados na ponta de varas longas para puxar o corpo de Legg para fora do tampão de proteção nº 7, deixando cair em uma maca de 5 por 20 pés (1,5 por 6,1 m) presa a um guindaste do lado de fora do prédio.

O cobre radioativo 64 Cu de um isqueiro parafusado em McKinley e uma fivela de pulseira de relógio de bronze de Byrnes provaram que o reator de fato se tornou crítico. Isso foi confirmado com várias outras leituras, incluindo ouro 198 Au da aliança de casamento de Legg. Dosímetros de acidentes nucleares dentro da usina do reator e partículas de urânio das roupas da vítima também evidenciaram a excursão. Antes da descoberta de elementos ativados por nêutrons nos pertences dos homens, os cientistas duvidaram que uma excursão nuclear tivesse ocorrido, acreditando que o reator era inerentemente seguro. Estrôncio-91 , um importante produto da fissão, também foi encontrado com as partículas de urânio. Essas descobertas descartaram as primeiras especulações de que uma explosão química causou o acidente.

Algumas fontes e relatos de testemunhas confundem os nomes e as posições de cada vítima. Em Idaho Falls: A história não contada do primeiro acidente nuclear da América , o autor indica que as equipes de resgate iniciais identificaram Byrnes como o homem encontrado inicialmente vivo, acreditando que o corpo de Legg foi encontrado próximo ao escudo do reator e se recuperou na noite após o acidente, e que McKinley foi empalado pela haste de controle até o teto diretamente acima do reator. Esse erro de identificação, causado pelos ferimentos graves nas vítimas da explosão, foi corrigido posteriormente durante as autópsias conduzidas por Clarence Lushbaugh , mas isso causaria confusão por algum tempo.

Os sete resgatadores que carregaram McKinley e receberam prêmios Carnegie Hero do Carnegie Hero Fund foram: Paul Duckworth, Supervisor de Operações do SL-1; Sidney Cohen, o supervisor de teste SL-1; William Rausch, Supervisor Assistente de Operações do SL-1; Ed Vallario, SL-1 físico da saúde; William Gammill, chefe de pesquisa do local da AEC em serviço; Lovell J. Callister, físico da saúde, e Delos E. Richards, técnico de física da saúde.

Causa

Um dos procedimentos de manutenção exigidos exigia que a Haste 9 fosse manualmente retirada aproximadamente quatro polegadas (10 cm) para ser presa ao mecanismo de controle automatizado do qual havia sido desconectada. Cálculos pós-acidente, bem como exame de arranhões na Haste 9, estimam que ela foi realmente retirada em aproximadamente 20 polegadas (51 cm), fazendo com que o reator se tornasse crítico imediato e provocando a explosão de vapor. As teorias mais comuns propostas para a retirada da vara são (1) sabotagem ou suicídio por um dos operadores, (2) assassinato-suicídio envolvendo um caso com a esposa de um dos outros operadores, (3) retirada inadvertida de a haste de controle principal, ou (4) uma tentativa intencional de "exercitar" a haste (para fazê-la viajar mais suavemente dentro de sua bainha). Os registros de manutenção não abordam o que os técnicos estavam tentando fazer e, portanto, a causa real do acidente nunca será conhecida.

Os experimentos pós-acidente foram conduzidos com uma haste de controle simulada de peso idêntico para determinar se era possível ou viável para um ou dois homens retirar a haste de 9 por 20 polegadas. Os experimentos incluíram uma simulação da possibilidade de a haste central de 48 libras (22 kg) ter ficado presa e um homem a libertou, reproduzindo o cenário que os investigadores consideraram a melhor explicação: Byrnes quebrou a haste de controle e a retirou acidentalmente, matando todos três homens. Ao testar a teoria de que a Haste 9 foi rapidamente retirada manualmente, três homens participaram de testes cronometrados e seus esforços foram comparados com a energia da excursão nuclear ocorrida.

Um conjunto de atuador de haste de controle SL-1 sobressalente foi usado para a simulação em que a velocidade de retirada manual da haste foi medida para vários indivíduos. O equipamento é o mesmo do SL-1, exceto pela haste de controle, que é simulada por um peso para dar uma carga móvel total de 84 lb., o peso líquido do conjunto móvel SL-1 na água. [...] O teste foi realizado instruindo o sujeito a levantar a haste o mais rápido possível, enquanto um cronômetro elétrico mediu o tempo decorrido desde o início do movimento da haste até alguma distância predeterminada de retirada. Distâncias de até 30 polegadas foram medidas.

[...]

O raciocínio acima indica que a taxa necessária de retirada da haste para produzir um período tão curto quanto 5,3 milissegundos estava bem dentro dos limites da capacidade humana.

-  IDO-19300, Acidente com o reator SL-1 em 3 de janeiro de 1961, Relatório Provisório, 15 de maio de 1961

No SL-1, as hastes de controle ficariam presas no canal da haste de controle esporadicamente. Numerosos procedimentos foram realizados para avaliar as hastes de controle para garantir que estavam funcionando corretamente. Houve testes de queda da haste e testes scram de cada haste, além de exercícios periódicos da haste e retiradas da haste para operação normal. De fevereiro de 1959 a 18 de novembro de 1960, houve 40 casos de uma haste de controle presa para testes de scram e queda da haste e uma taxa de falha de cerca de 2,5%. De 18 de novembro a 23 de dezembro de 1960, houve um aumento dramático de hastes presas, com 23 naquele período e uma taxa de falha de 13,0%. Além dessas falhas de teste, houve um adicional de 21 incidentes de picada de haste de fevereiro de 1959 a dezembro de 1960; quatro deles ocorreram no último mês de operação durante a retirada de rotina da haste. A haste 9 teve o melhor registro de desempenho operacional, embora tenha sido operada com mais frequência do que qualquer uma das outras hastes.

A aderência da haste foi atribuída ao desalinhamento, acúmulo de produto de corrosão, desgaste do rolamento, desgaste da embreagem e desgaste da vedação do mecanismo de acionamento. Muitos dos modos de falha que causaram uma haste emperrada durante os testes (como desgaste do rolamento e da embreagem) se aplicariam apenas a um movimento executado pelo mecanismo de acionamento da haste de controle. Como a haste nº 9 está localizada centralmente, seu alinhamento pode ter sido melhor do que os nºs 1, 3, 5 e 7, que eram mais propensos a grudar. Após o acidente, livros de registro e ex-operadores da planta foram consultados para determinar se havia alguma haste presa durante a operação de remontagem que Byrnes estava realizando. Uma pessoa havia feito isso cerca de 300 vezes e outra 250 vezes; nenhum dos dois jamais sentiu uma haste de controle emperrar ao ser levantada manualmente durante este procedimento. Além disso, ninguém jamais relatou uma haste presa durante a reconexão manual.

Durante as audiências no Congresso em junho de 1961, o Gerente do Projeto SL-1, WB Allred, admitiu que a falta de supervisão da CEI da operação da usina SL-1 "24 horas por dia" era porque a Comissão de Energia Atômica (AEC) havia rejeitado a ideia "por motivos de orçamento". Allred também foi questionado sobre a questão do aumento da degola da haste entre 16 de novembro de 1960 e a paralisação final em 23 de dezembro. Sobre o aumento, Allred declarou: "Não estava completamente ciente do aumento significativo" e "Não estava ciente de que este aumento acentuado ocorreu. " Quando questionado sobre quem foi o responsável por informá-lo do problema de degola, Allred afirmou que Paul Duckworth, o Supervisor de Operações do SL-1, deveria ter relatado isso a ele, mas não o fez. Quando pressionado, Allred afirmou que se soubesse do aumento da aderência da haste de controle, ele "teria fechado a fábrica para um exame mais detalhado".

As evidências mecânicas e materiais, combinadas com as evidências nucleares e químicas, forçaram-nos a acreditar que a haste de controle central havia sido retirada muito rapidamente. ... Os cientistas questionaram os [ex-operadores do SL-1]: "Você sabia que o reator ficaria crítico se a haste de controle central fosse removida?" Resposta: "Claro! Freqüentemente conversamos sobre o que faríamos se estivéssemos em uma estação de radar e os russos viessem. Nós a arrancaríamos."

-  Susan M. Stacy, Proving the Principle, 2000

Consequências

O acidente fez com que o projeto do SL-1 fosse abandonado e futuros reatores fossem projetados de forma que uma única remoção da haste de controle não tivesse a capacidade de produzir reatividade excessiva muito grande. Hoje, isso é conhecido como o critério de "uma haste presa" e requer capacidade de desligamento completo, mesmo com a haste mais reativa presa na posição totalmente retirada. A documentação e os procedimentos necessários para operar os reatores nucleares se expandiram substancialmente, tornando-se muito mais formais à medida que procedimentos que antes ocupavam duas páginas se expandiram para centenas. Os medidores de radiação foram alterados para permitir faixas mais altas para atividades de resposta a emergências.

Embora partes do centro do núcleo do SL-1 tenham sido vaporizadas brevemente, muito pouco cório foi recuperado. As placas de combustível mostraram sinais de destruição catastrófica, deixando vazios, mas "nenhuma quantidade apreciável de material fundido vitrificado foi recuperada ou observada." Além disso, "não há evidência de material fundido vazando entre as placas". Acredita-se que o rápido resfriamento do núcleo seja responsável pela pequena quantidade de material fundido. Não havia calor suficiente gerado para que qualquer cório atingisse ou penetrasse o fundo do vaso do reator.

Apesar do prédio do reator SL-1 conter a maior parte da radioatividade, os níveis de iodo-131 nos prédios das usinas atingiram 50 vezes os níveis de fundo a favor do vento durante vários dias de monitoramento. Pesquisas de radiação do Edifício de Instalações de Apoio, por exemplo, indicaram alta contaminação nos corredores, mas contaminação leve nos escritórios. Os limites de exposição à radiação antes do acidente eram 100 röntgens para salvar uma vida e 25 para salvar propriedades valiosas. Durante a resposta ao acidente, 22 pessoas receberam doses de 3 a 27 Röntgens para exposição de corpo inteiro. A remoção dos resíduos radioativos e o descarte dos três corpos acabou expondo 790 pessoas a níveis nocivos de radiação. Em março de 1962, a AEC concedeu certificados de heroísmo a 32 participantes na resposta.

Após uma pausa para avaliação dos procedimentos, o Exército deu continuidade ao uso de reatores, operando o Reator Móvel de Baixa Potência ( ML-1 ), que entrou em operação a plena potência em 28 de fevereiro de 1963, tornando-se a menor usina nuclear já registrada tão. Este projeto foi eventualmente abandonado após problemas de corrosão . Embora os testes tenham mostrado que a energia nuclear provavelmente teria custos totais mais baixos, as pressões financeiras da Guerra do Vietnã fizeram com que o Exército favorecesse custos iniciais mais baixos e interrompeu o desenvolvimento de seu programa de reatores em 1965, embora os reatores existentes continuassem operando ( MH-1A até 1977).

Limpar

A General Electric foi encarregada de remover o vaso do reator e desmontar e limpar os edifícios contaminados no local do projeto SL-1. O local foi limpo em 1961-1962, removendo a maior parte dos detritos contaminados e enterrando-os. A operação de limpeza massiva incluiu o transporte do vaso do reator para uma "loja quente" próxima para análise extensiva. Outros itens de menor importância foram descartados ou transportados para locais de descontaminação para vários tipos de limpeza. Cerca de 475 pessoas participaram da limpeza do local do SL-1, incluindo voluntários do Exército dos EUA e da Comissão de Energia Atômica.

A operação de recuperação incluiu limpar o chão da sala de cirurgia de detritos radioativos. As áreas de radiação extremamente alta em torno do vaso do reator e da sala do ventilador diretamente acima dele contribuíram para a dificuldade de recuperar o vaso do reator. Equipamentos operados remotamente, guindastes, caminhões com grua e precauções de segurança tiveram que ser desenvolvidos e testados pela equipe de recuperação. Levantamentos de radiação e análises fotográficas foram usados ​​para determinar quais itens precisavam ser removidos do prédio primeiro. Potentes aspiradores de pó, operados manualmente por equipes de homens, coletaram grandes quantidades de entulho. A ponte rolante manual acima do piso de operação foi usada para mover vários objetos pesados ​​pesando até 19.600 libras (8.900 kg) para serem despejados no solo. Pontos quentes de até 400 R / h foram descobertos e removidos da área de trabalho.

Com o piso da sala de operação relativamente limpo e os campos de radiação gerenciáveis, a ponte rolante manual foi empregada para fazer um levantamento experimental do vaso do reator. O guindaste foi equipado com um indicador de carga do tipo dial e a embarcação foi elevada alguns centímetros. O teste bem-sucedido descobriu que a embarcação estimada de 23.000 libras (10.000 kg) mais uma quantidade desconhecida de detritos pesava cerca de 26.000 libras (12.000 kg). Depois de remover uma grande parte da estrutura do edifício acima da embarcação do reator, um guindaste Manitowoc Modelo 3900 de 60 toneladas ergueu a embarcação para fora do prédio em um barril de transporte que aguardava anexado a uma combinação de trator-reboque com capacidade de 60 toneladas. reboque. Depois de elevar ou remover 45 linhas de força, linhas telefônicas e cabos de sustentação da rodovia proposta, o trator-reboque, acompanhado por vários observadores e supervisores, prosseguiu a cerca de 10 mph (16 km / h) para o Hot Shop da ANP (originalmente associado com o programa de Propulsão Nuclear de Aeronaves ), localizado em uma área remota do NRTS conhecida como Área de Teste Norte , a cerca de 35 milhas (56 km) de distância.

Um cemitério foi construído a aproximadamente 500 m a nordeste do local original do reator. Foi inaugurado em 21 de maio de 1961. O enterro dos resíduos ajudou a minimizar a exposição à radiação para o público e trabalhadores do local que teria resultado do transporte de detritos contaminados de SL-1 para o Complexo de Gerenciamento de Resíduos Radioativos ao longo de 16 milhas (26 km) da via pública. A limpeza original do local demorou cerca de 24 meses. Todo o prédio do reator, materiais contaminados de edifícios próximos e solo e cascalho contaminados durante as operações de limpeza foram descartados no cemitério. A maioria dos materiais enterrados consiste em solo e cascalho.

Cemitério SL-1 em 2003, coberto com rip rap

Porções recuperadas do núcleo do reator, incluindo o combustível e todas as outras partes do reator que foram importantes para a investigação do acidente, foram levadas ao Hot Shop da ANP para estudo. Após a conclusão da investigação do acidente, o combustível do reator foi enviado para a Planta de Processamento Químico de Idaho para reprocessamento. O núcleo do reator sem o combustível, junto com os outros componentes enviados para o Hot Shop para estudo, foi finalmente descartado no Complexo de Gerenciamento de Resíduos Radioativos.

Os restos de SL-1 são agora enterrado perto do local original a 43 ° 31'17.8 "N 112 ° 49'04.8" W / 43,521611 ° N 112,818000 ° W / 43.521611; -112.818000 . O cemitério consiste em três escavações, nas quais um volume total de 99.000 pés cúbicos (2.800 m 3 ) de material contaminado foi depositado. As escavações foram feitas tão perto do basalto quanto o equipamento usado permitiria e variam de 2,4 a 4,3 m de profundidade. Pelo menos dois pés (0,6 m) de aterro limpo foi colocado sobre cada escavação. Montes rasos de solo sobre as escavações foram adicionados ao término das atividades de limpeza em setembro de 1962. O local e o cemitério são conhecidos coletivamente como Unidade Operável 5-05 do Superfund da Agência de Proteção Ambiental dos Estados Unidos .

Numerosos levantamentos de radiação e limpeza da superfície do cemitério e área circundante foram realizados nos anos desde o acidente SL-1. Levantamentos aéreos foram realizados pela EG&G Las Vegas em 1974, 1982, 1990 e 1993. O Laboratório de Ciências Radiológicas e Ambientais conduziu pesquisas de radiação gama a cada três a quatro anos entre 1973 e 1987 e todos os anos entre 1987 e 1994. Coleta de partículas no local foi realizado em 1985 e 1993. Os resultados das pesquisas indicaram que o césio-137 e sua progênie (produtos de decomposição) são os principais contaminantes da superfície do solo. Durante um levantamento da superfície do solo em junho de 1994, "pontos quentes", áreas de alta radioatividade, foram encontrados dentro do cemitério com atividades variando de 0,1 a 50 miliroentgen (mR) / hora. Em 17 de novembro de 1994, a leitura de radiação mais alta medida a 2,5 pés (0,75 m) acima da superfície no cemitério SL-1 foi de 0,5 mR / hora; a radiação de fundo local era de 0,2 mR / hora. Uma avaliação de 1995 pela EPA recomendou que uma tampa fosse colocada sobre os túmulos. O principal remédio para o SL-1 era a contenção por meio de uma barreira projetada construída principalmente de materiais nativos. Essa ação corretiva foi concluída em 2000 e revisada pela primeira vez pela EPA em 2003.

Filmes e livros

Animação do filme produzido pela Comissão de Energia Atômica , disponível no The Internet Archive .

O governo dos Estados Unidos produziu um filme sobre o acidente para uso interno na década de 1960. O vídeo foi lançado posteriormente e pode ser visto no The Internet Archive e no YouTube . SL-1 é o título de um filme de 1983, escrito e dirigido por Diane Orr e C. Larry Roberts, sobre a explosão do reactor nuclear. Entrevistas com cientistas, filme de arquivo e imagens contemporâneas, bem como sequências em câmera lenta, são usadas no filme. Os eventos do acidente também são o assunto de um livro: Idaho Falls: A história não contada do primeiro acidente nuclear da América (2003) e 2 capítulos em Provando o Princípio - Uma História do Laboratório Nacional de Engenharia e Meio Ambiente de Idaho, 1949–1999 ( 2000).

Em 1975, foi publicado o livro anti-nuclear We Almost Lost Detroit , de John G. Fuller , referindo-se a certa altura ao acidente de Idaho Falls. Prompt Critical é o título de um curta-metragem de 2012, que pode ser visualizado no YouTube , escrito e dirigido por James Lawrence Sicard, dramatizando os acontecimentos em torno do acidente do SL-1. Um documentário sobre o acidente foi exibido no History Channel .

Um pôster de segurança projetado para escritórios de engenharia representando o núcleo do reator SL-1 derretido .

Outro autor, Todd Tucker, estudou o acidente e publicou um livro detalhando os aspectos históricos dos programas de reatores nucleares das forças militares dos Estados Unidos. Tucker usou o Freedom of Information Act para obter relatórios, incluindo autópsias das vítimas, escrevendo em detalhes como cada pessoa morreu e como partes de seus corpos foram cortadas, analisadas e enterradas como lixo radioativo . As autópsias foram realizadas pelo mesmo patologista conhecido por seu trabalho após o acidente de criticidade de Cecil Kelley . Tucker explica o raciocínio por trás das autópsias e do corte de partes do corpo das vítimas, uma das quais produziu 1.500 R / hora com o contato. Como o acidente com o SL-1 matou todos os três operadores militares no local, Tucker o chama de "o incidente com reator nuclear mais mortal da história dos Estados Unidos".

Veja também

Referências

links externos