Acidente de Three Mile Island - Three Mile Island accident

Acidente de Three Mile Island
Carter TMI-2.jpg
O presidente Jimmy Carter visitou a sala de controle do TMI-2 em 1º de abril de 1979, com o diretor do NRR Harold Denton , governador da Pensilvânia, Dick Thornburgh e James Floyd, supervisor das operações do TMI-2
Encontro 28 de março de 1979
(42 anos atrás)
 ( 28/03/1979 )
Tempo 04:00 ( fuso horário do leste UTC − 5)
Localização Londonderry Township, Dauphin County, Pensilvânia perto de Harrisburg
Resultado INES Nível 5 (acidente com consequências mais amplas)
Designado 25 de março de 1999

O acidente de Three Mile Island foi um colapso parcial do reator de Three Mile Island , Unidade 2 (TMI-2) na Pensilvânia, começou às 4 da manhã em 28 de março de 1979. É o acidente mais significativo na história da usina nuclear comercial dos EUA. Na Escala Internacional de Eventos Nucleares de sete pontos , é classificado como Nível 5 - Acidente com Consequências Mais Amplas.

O acidente começou com falhas no sistema secundário não nuclear seguido por uma válvula de alívio operada por piloto aberta presa no sistema primário que permitiu que grandes quantidades de refrigerante do reator nuclear escapassem. As falhas mecânicas foram agravadas pela falha inicial dos operadores da usina em reconhecer a situação como um acidente de perda de líquido refrigerante devido ao treinamento inadequado e fatores humanos , tais como descuidos do projeto de interação humano-computador relacionados a indicadores ambíguos da sala de controle na usina interface do usuário . Em particular, uma luz indicadora oculta levou a um operador substituindo manualmente o sistema de resfriamento automático de emergência do reator porque o operador erroneamente acreditou que havia muita água de refrigeração presente no reator e causando a liberação da pressão do vapor.

O acidente cristalizou preocupações de segurança antinuclear entre ativistas e o público em geral e resultou em novas regulamentações para a indústria nuclear. Ele foi citado como um contribuinte para o declínio de um novo programa de construção de reatores, uma desaceleração que já estava em andamento na década de 1970. O colapso parcial resultou na libertação de radioactivos de gases e radioactivo de iodo para o meio ambiente.

Ativistas do movimento anti-nuclear expressaram preocupação com os efeitos do acidente na saúde regional. No entanto, estudos epidemiológicos analisando a taxa de câncer dentro e ao redor da área desde o acidente determinaram que não houve um aumento estatisticamente significativo na taxa e, portanto, nenhuma conexão causal ligando o acidente a esses cânceres foi comprovada. A limpeza começou em agosto de 1979 e terminou oficialmente em dezembro de 1993, com um custo total de limpeza de cerca de US $ 1 bilhão.

Acidente

Fundo

Diagrama esquemático simplificado da planta TMI-2

Nas horas noturnas antes do incidente, o reator TMI-2 estava funcionando com 97% da potência, enquanto o reator TMI-1 companheiro foi desligado para reabastecimento. A principal cadeia de eventos que levou ao colapso parcial do núcleo às 4:00:37 EST em 28 de março de 1979, começou no circuito secundário do TMI-2, um dos três principais circuitos de água / vapor em um reator de água pressurizada (PWR) .

A causa inicial do acidente aconteceu onze horas antes, durante uma tentativa dos operadores de consertar um entupimento em uma das oito polidoras de condensado , os filtros sofisticados que limpavam a água do circuito secundário. Esses filtros são projetados para impedir que minerais e impurezas na água se acumulem nos geradores de vapor e diminuir as taxas de corrosão no lado secundário.

Bloqueios são comuns com esses filtros de resina e geralmente são corrigidos facilmente, mas, neste caso, o método usual de forçar a resina presa para fora com ar comprimido não funcionou. Os operadores decidiram soprar o ar comprimido na água e deixar a força da água limpar a resina. Quando eles forçaram a resina a sair, uma pequena quantidade de água forçou seu caminho através de uma válvula de retenção aberta emperrada e encontrou seu caminho em uma linha de ar de instrumento . Isso acabaria fazendo com que as bombas de água de alimentação , bombas de reforço de condensado e bombas de condensado desligassem por volta das 4h, o que, por sua vez, causaria um desligamento da turbina .

Superaquecimento do reator e mau funcionamento da válvula de alívio

Como os geradores de vapor não estavam mais recebendo água de alimentação, a transferência de calor do sistema de refrigeração do reator parou; temperatura e pressão aumentadas no sistema de refrigeração do reator, fazendo com que o reator execute um desligamento de emergência (SCRAM). Em oito segundos, hastes de controle foram inseridas no núcleo para interromper a reação em cadeia nuclear . No entanto, o reator continuou a gerar calor de decomposição e, como o vapor não estava mais sendo usado pela turbina, o calor não estava mais sendo removido do circuito primário de água do reator.

Assim que as bombas de água de alimentação secundárias pararam, três bombas auxiliares foram ativadas automaticamente. No entanto, como as válvulas foram fechadas para manutenção de rotina, o sistema não conseguiu bombear água. O fechamento dessas válvulas foi uma violação de uma regra fundamental da Comissão Reguladora Nuclear (NRC), segundo a qual o reator deve ser desligado se todas as bombas auxiliares de alimentação forem fechadas para manutenção. Isso foi mais tarde apontado pelos funcionários do NRC como uma falha importante.

A perda de remoção de calor do circuito primário e a falha do sistema auxiliar para ativar fez com que a pressão do circuito primário aumentasse, disparando a válvula de alívio operada por piloto no topo do pressurizador - um tanque do regulador ativo de pressão - para abrir automaticamente . A válvula de alívio deveria ter fechado quando o excesso de pressão foi liberado, e a energia elétrica para o solenóide do piloto foi cortada automaticamente, mas a válvula de alívio travou aberta devido a uma falha mecânica. A válvula aberta permitiu que a água de refrigeração escapasse do sistema primário e foi a principal causa mecânica da despressurização do sistema de refrigeração primária e da desintegração parcial do núcleo que se seguiu.

Nas investigações pós-acidente, a indicação do PORV foi uma das muitas falhas de projeto identificadas nos controles, instrumentos e alarmes dos operadores . Apesar da válvula estar aberta, uma luz no painel de controle indicava que a válvula estava fechada . Na verdade, a luz não indicava a posição da válvula, apenas o estado do solenóide sendo alimentado ou não, dando falsa evidência de válvula fechada. Como resultado, os operadores não diagnosticaram corretamente o problema por várias horas.

O projeto da luz indicadora da válvula de alívio operada por piloto era fundamentalmente falho. O bulbo foi simplesmente conectado em paralelo com o solenóide da válvula , o que implica que a válvula de alívio operada por piloto foi fechada quando escureceu, sem realmente indicar a posição da válvula. Quando a válvula de alívio principal emperrou aberta, a lâmpada apagada enganou os operadores, sugerindo que a válvula estava fechada.

Os operadores não foram treinados para compreender a natureza ambígua do indicador da válvula de alívio operada por piloto e para procurar uma confirmação alternativa de que a válvula de alívio principal estava fechada. Um indicador de temperatura a jusante, cujo sensor estava localizado no tubo final entre a válvula de alívio operada por piloto e o tanque de alívio do pressurizador, poderia ter sugerido uma válvula presa se os operadores notassem sua leitura acima do normal. Não fazia, entretanto, parte do conjunto de indicadores de "grau de segurança" projetado para ser usado após um incidente, e o pessoal não havia sido treinado para usá-lo. Sua localização atrás do painel de instrumentos de 2,10 metros de altura também significava que ele estava efetivamente fora de vista.

Despressurização do sistema de resfriamento do reator primário

Como a pressão no sistema primário continuou a diminuir, o refrigerante do reator continuou a fluir, mas estava fervendo dentro do núcleo. Primeiro, pequenas bolhas de vapor se formaram e imediatamente entraram em colapso, conhecidas como ebulição nucleada . À medida que a pressão do sistema diminuía ainda mais, bolsões de vapor começaram a se formar no refrigerante do reator. Essa mudança da ebulição nucleada (DNB) para o regime de "ebulição do filme" causou vazios de vapor nos canais de refrigerante, bloqueando o fluxo do refrigerante líquido e aumentando consideravelmente a temperatura de revestimento do combustível. O nível geral de água dentro do pressurizador estava subindo apesar da perda de refrigerante através da válvula de alívio operada por piloto aberta, pois o volume desses vazios de vapor aumentava muito mais rapidamente do que a perda de refrigerante. Devido à falta de um instrumento dedicado para medir o nível de água no núcleo, os operadores julgavam o nível de água no núcleo apenas pelo nível no pressurizador. Como estava alto, eles presumiram que o núcleo estava devidamente coberto com refrigerante, sem saber que, por causa da formação de vapor no vaso do reator, o indicador forneceu leituras enganosas. Indicações de níveis elevados de água contribuíram para a confusão, já que os operadores estavam preocupados com o loop primário "ficar sólido" (ou seja, nenhum buffer de bolsão de vapor existente no pressurizador), o que no treinamento eles foram instruídos a nunca permitir. Essa confusão foi um contribuinte fundamental para a falha inicial em reconhecer o acidente como um acidente de perda de líquido refrigerante e levou os operadores a desligar as bombas de resfriamento do núcleo de emergência, que haviam iniciado automaticamente após a válvula de alívio operada pelo piloto emperrar e a perda do líquido refrigerante do núcleo começou, devido a temores de que o sistema estava sendo sobrecarregado.

Com a válvula de alívio operada por piloto ainda aberta, o tanque de alívio do pressurizador que coletou a descarga da válvula de alívio operada por piloto encheu demais, fazendo com que o reservatório do edifício de contenção se enchesse e soasse um alarme às 4h11. Este alarme, junto com valores superiores a As temperaturas normais na linha de descarga da válvula de alívio operada por piloto e as temperaturas e pressões do edifício de contenção excepcionalmente altas foram indicações claras de que havia um acidente de perda de líquido refrigerante em andamento, mas essas indicações foram inicialmente ignoradas pelos operadores. Às 4h15, o diafragma de alívio do tanque de alívio do pressurizador se rompeu e o líquido refrigerante radioativo começou a vazar para o prédio de contenção geral . Este refrigerante radioativo foi bombeado do reservatório do edifício de contenção para um edifício auxiliar, fora da contenção principal, até que as bombas do reservatório fossem paradas às 4h39

Colapso parcial e posterior liberação de substâncias radioativas

Por volta das 5:20 da  manhã, após quase 80 minutos de lento aumento de temperatura, as quatro bombas principais de refrigeração do reator do circuito primário começaram a cavitar quando uma mistura de bolha de vapor / água, em vez de água, passou por elas. As bombas foram fechadas e acreditava-se que a circulação natural continuaria o movimento da água. O vapor no sistema impedia o fluxo através do núcleo e, à medida que a água parava de circular, era convertida em vapor em quantidades crescentes. Logo depois das  6h, o topo do núcleo do reator foi exposto e o calor intenso causou uma reação entre o vapor que se forma no núcleo do reator e o revestimento da haste do combustível nuclear zircaloy , produzindo dióxido de zircônio , hidrogênio e calor adicional. Esta reação derreteu o revestimento da haste de combustível nuclear e danificou os pellets de combustível, que liberaram isótopos radioativos para o refrigerante do reator, e produziu gás hidrogênio que se acredita ter causado uma pequena explosão no prédio de contenção no final da tarde.

Gráfico NRC da configuração do estado final do núcleo TMI-2.
  1. Entrada 2B
  2. Entrada 1A
  3. cavidade
  4. detritos de núcleo solto
  5. crosta
  6. material previamente fundido
  7. detritos de plenum inferior
  8. possível região empobrecida em urânio
  9. guia de instrumento incore ablated
  10. buraco na placa defletora
  11. revestimento de material previamente fundido nas superfícies internas da região de desvio
  12. dano da grade superior

Às 6h00, houve uma mudança de turno na sala de controle. Um recém-chegado notou que a temperatura no tubo de escape da válvula de alívio operada por piloto e nos tanques de retenção era excessiva e usou um backup -  chamado de " válvula de bloqueio " -  para fechar a ventilação do refrigerante através da válvula de alívio operada por piloto, mas ao redor 32.000 US gal (120.000 l) de refrigerante já haviam vazado do circuito primário. Foi só às 6h45  , 165 minutos após o início do problema, que os alarmes de radiação ativaram quando a água contaminada atingiu os detectores; nessa época, os níveis de radiação na água do refrigerante primário eram cerca de 300 vezes os níveis esperados, e o edifício de contenção geral estava seriamente contaminado.

Declaração de emergência e consequências imediatas

Às 6h57, um supervisor da fábrica declarou uma emergência na área do local e, menos de 30 minutos depois, o gerente da estação Gary Miller anunciou uma emergência geral, definida como tendo o "potencial de consequências radiológicas graves" para o público em geral. Metropolitan Edison (Met Ed) notificou a Pennsylvania Emergency Management Agency (PEMA), que por sua vez contatou as agências estaduais e locais, o governador Richard L. Thornburgh e o vice-governador William Scranton III , a quem Thornburgh atribuiu a responsabilidade de coletar e relatar informações sobre o acidente. A incerteza dos operadores na planta foi refletida em declarações fragmentárias, ambíguas ou contraditórias feitas pelo Met Ed às agências governamentais e à imprensa, particularmente sobre a possibilidade e gravidade de liberações de radioatividade fora do local. Scranton deu uma entrevista coletiva na qual foi tranquilizador, embora confuso, sobre essa possibilidade, afirmando que, embora tenha havido uma "pequena liberação de radiação ... nenhum aumento nos níveis normais de radiação" foi detectado. Isso foi desmentido por outro oficial e por declarações do Met Ed, que alegou que nenhuma radioatividade havia sido liberada. Na verdade, leituras de instrumentos na planta e detectores externos detectaram liberações de radioatividade, embora em níveis que provavelmente não ameaçariam a saúde pública, desde que fossem temporários, e desde que a contenção do reator altamente contaminado fosse mantida.

Furiosos porque Met Ed não os informou antes de conduzir uma descarga de vapor da planta, e convencidos de que a empresa estava minimizando a gravidade do acidente, as autoridades estaduais recorreram ao NRC . Depois de receber a notícia do acidente do Met Ed, o NRC ativou sua sede de resposta a emergências em Bethesda, Maryland, e enviou membros da equipe para Three Mile Island. O presidente do NRC, Joseph Hendrie, e o comissário Victor Gilinsky inicialmente viram o acidente, nas palavras do historiador do NRC Samuel Walker , como um "motivo de preocupação, mas não de alarme". Gilinsky informou repórteres e membros do Congresso sobre a situação e informou a equipe da Casa Branca, e às 10h00 se encontrou com dois outros comissários. No entanto, o NRC enfrentou os mesmos problemas para obter informações precisas que o estado e foi ainda prejudicado por estar organizacionalmente mal preparado para lidar com emergências, uma vez que não tinha uma estrutura de comando clara e também não tinha autoridade para dizer à concessionária o que para fazer ou ordenar uma evacuação da área local.

Em um artigo de 2009, Gilinsky escreveu que levou cinco semanas para saber que "os operadores do reator mediram as temperaturas do combustível perto do ponto de derretimento". Ele escreveu ainda: "Não aprendemos por anos - até que o vaso do reator foi fisicamente aberto - que no momento em que o operador da usina ligou para o NRC por volta das 8h, cerca de metade do combustível de urânio já havia derretido."

Ainda não estava claro para a equipe da sala de controle se os níveis de água do circuito primário estavam baixos e que mais da metade do núcleo estava exposta. Um grupo de trabalhadores fez leituras manuais dos termopares e obteve uma amostra da água do circuito primário. Sete horas após o início da emergência, uma nova água foi bombeada para o circuito primário e a válvula de alívio de segurança foi aberta para reduzir a pressão para que o circuito pudesse ser preenchido com água. Após 16 horas, as bombas de circuito primário foram ligadas mais uma vez e a temperatura central começou a cair. Uma grande parte do núcleo havia derretido e o sistema ainda estava perigosamente radioativo.

No terceiro dia após o acidente, uma bolha de hidrogênio foi descoberta na cúpula do vaso de pressão e se tornou o foco das preocupações. Uma explosão de hidrogênio pode não apenas romper o vaso de pressão, mas, dependendo de sua magnitude, pode comprometer a integridade do vaso de contenção, levando a uma liberação em grande escala de material radioativo. No entanto, foi determinado que não havia oxigênio presente no vaso de pressão, um pré-requisito para o hidrogênio queimar ou explodir. Medidas imediatas foram tomadas para reduzir a bolha de hidrogênio e, no dia seguinte, ela era significativamente menor. Na semana seguinte, vapor e hidrogênio foram removidos do reator usando um recombiner catalítico e, de forma controversa, ventilando diretamente para a atmosfera .

Identificação de material radioativo liberado

A liberação ocorreu quando o revestimento foi danificado enquanto a válvula de alívio operada por piloto ainda estava presa aberta. Os produtos da fissão foram liberados no refrigerante do reator. Como a válvula de alívio operada por piloto estava presa aberta e o acidente de perda de líquido refrigerante ainda estava em andamento, o líquido refrigerante primário com produtos de fissão e / ou combustível foi liberado e, por fim, acabou no edifício auxiliar. O edifício auxiliar estava fora do limite de contenção.

Isso foi evidenciado pelos alarmes de radiação que eventualmente soaram. No entanto, uma vez que muito pouco dos produtos de fissão liberados eram sólidos à temperatura ambiente, muito pouca contaminação radiológica foi relatada no ambiente. Nenhum nível significativo de radiação foi atribuído ao acidente TMI-2 fora das instalações do TMI-2. De acordo com o relatório Rogovin, a grande maioria dos radioisótopos liberados foram os gases nobres xenônio e criptônio. O relatório afirmou: "Durante o curso do acidente, aproximadamente 2,5 MCi (93 PBq) de gases nobres radioativos e 15 Ci (560 GBq) de radioiodos foram liberados." Isso resultou em uma dose média de 1,4 mrem (14 μSv) para os dois milhões de pessoas próximas à fábrica. O relatório comparou isso com os 80 mrem adicionais (800 μSv) por ano recebidos por morar em uma cidade de grande altitude, como Denver. Como comparação adicional, um paciente recebe 3,2 mrem (32 μSv) de uma radiografia de tórax - mais do que o dobro da dose média daquelas recebidas perto da planta. Medidas de radiação beta foram excluídas do relatório.

Poucas horas após o acidente, a Agência de Proteção Ambiental dos Estados Unidos (EPA) começou a amostragem diária do ambiente nas três estações mais próximas da fábrica. O monitoramento contínuo em 11 estações não foi estabelecido até 1º de abril, e foi expandido para 31 estações em 3 de abril na área, mas as medidas de radiação beta não foram incluídas, porque a EPA não encontrou contaminação na água, solo, sedimentos ou amostras de plantas.

Pesquisadores da vizinha Dickinson College - que tinha equipamento de monitoramento de radiação sensível o suficiente para detectar testes de armas atômicas atmosféricas chinesas - coletaram amostras de solo da área nas duas semanas seguintes e não detectaram níveis elevados de radioatividade, exceto após chuvas (provavelmente devido ao radônio natural placa-out, não o acidente). Além disso, línguas de veado de cauda branca colhidas a mais de 50 mi (80 km) do reator após o acidente foram encontradas com níveis significativamente mais elevados de césio-137 do que em veados nos condados imediatamente ao redor da usina. Mesmo assim, os níveis elevados ainda estavam abaixo daqueles vistos em cervos em outras partes do país durante o auge dos testes de armas atmosféricas. Se houvesse liberações elevadas de radioatividade, seria esperado que níveis aumentados de iodo-131 e césio-137 fossem detectados em amostras de leite de cabra e gado. No entanto, níveis elevados não foram encontrados. Um estudo posterior observou que os números oficiais de emissão eram consistentes com os dados dos dosímetros disponíveis , embora outros tenham notado a incompletude desses dados, especialmente para lançamentos iniciais.

De acordo com os números oficiais, compilados pela Comissão Kemeny de 1979 a partir dos dados do Metropolitan Edison e do NRC, um máximo de 480 PBq (13 MCi) de gases nobres radioativos (principalmente xenônio ) foram liberados pelo evento. No entanto, esses gases nobres foram considerados relativamente inofensivos, e apenas 481–629 GBq (13,0–17,0 Ci) de câncer de tireoide causador de iodo-131 foram liberados. O total de liberações de acordo com esses números foi uma proporção relativamente pequena dos 370 EBq (10 GCi) estimados no reator. Mais tarde, foi descoberto que cerca de metade do núcleo havia derretido, e o revestimento de cerca de 90% das barras de combustível tinham falhado, com 5 pés (1,5 m) do núcleo desaparecido e cerca de 20 toneladas curtas (18  t ) de urânio fluindo para a parte inferior do vaso de pressão, formando uma massa de cório . O vaso do reator - o segundo nível de contenção após o revestimento - manteve a integridade e continha o combustível danificado com quase todos os isótopos radioativos no núcleo.

Grupos políticos antinucleares contestaram as conclusões da Comissão Kemeny, alegando que outras medições independentes forneceram evidências de níveis de radiação até sete vezes mais altos do que o normal em locais a centenas de quilômetros a favor do vento do TMI. Arnie Gundersen , ex-executivo da indústria nuclear e defensor antinuclear, disse: "Acho que os números no site do NRC estão errados por um fator de 100 a 1.000".

Gundersen oferece evidências, com base em dados de monitoramento de pressão, de uma explosão de hidrogênio pouco antes das 14h do dia 28 de março de 1979, que teria fornecido os meios para que uma alta dose de radiação ocorresse. Gundersen cita declarações de quatro operadores de reatores, segundo as quais o gerente da usina estava ciente de um aumento dramático de pressão, após o qual a pressão interna caiu para a pressão externa. Gundersen também afirmou que a sala de controle balançou e as portas foram arrancadas das dobradiças. No entanto, os relatórios oficiais do NRC referem-se apenas a uma "queima de hidrogênio". A Comissão Kemeny referiu-se a "uma queimadura ou uma explosão que fez com que a pressão aumentasse 28 libras por polegada quadrada (190 kPa) no edifício de contenção", enquanto o The Washington Post relatou que "Por volta das 14h00, com a pressão quase baixa ao ponto em que as enormes bombas de resfriamento puderam ser acionadas, uma pequena explosão de hidrogênio sacudiu o reator. " Trabalho realizado para o Departamento de Energia na década de 1980 determinou que a queima de hidrogênio ( deflagração ), que passou praticamente despercebida nos primeiros dias ocorreu 9 horas e 50 minutos após o início do acidente, teve uma duração de 12 a 15 segundos e não envolvem uma detonação .

Políticas de mitigação

Evacuação voluntária

Uma placa dedicada em 1999 em Middletown, Pensilvânia, perto da fábrica, descrevendo o acidente e a evacuação da área.
Three Mile Island atrás do Aeroporto Internacional de Harrisburg , algumas semanas após o acidente.

Vinte e oito horas após o início do acidente, William Scranton III , o vice-governador , apareceu em uma coletiva de imprensa para dizer que o metropolita Edison, o dono da usina, havia garantido ao estado que "tudo está sob controle". Mais tarde naquele dia, Scranton mudou sua declaração, dizendo que a situação era "mais complexa do que a empresa nos fez acreditar". Houve declarações conflitantes sobre liberações de radioatividade. As escolas foram fechadas e os residentes foram instados a ficar em casa. Os fazendeiros foram instruídos a manter seus animais protegidos e com ração armazenada.

O governador Dick Thornburgh , a conselho do presidente do NRC Joseph Hendrie , aconselhou a evacuação "de mulheres grávidas e crianças em idade pré-escolar ... em um raio de cinco milhas das instalações de Three Mile Island". A zona de evacuação foi estendida para um raio de 20 milhas na sexta-feira, 30 de março. Em poucos dias, 140.000 pessoas deixaram a área. Mais da metade da população de 663.500 dentro do raio de 20 milhas permaneceu naquela área. De acordo com uma pesquisa realizada em abril de 1979, 98% dos desabrigados voltaram para suas casas em três semanas.

Pesquisas pós-TMI mostraram que menos de 50% do público americano estava satisfeito com a forma como o acidente foi tratado pelos funcionários do Estado da Pensilvânia e pelo NRC, e as pessoas pesquisadas ficaram ainda menos satisfeitas com a concessionária (Serviços Públicos Gerais) e a planta designer.

Investigações

Várias agências do governo estadual e federal montaram investigações sobre a crise, a mais proeminente das quais foi a Comissão do Presidente sobre o Acidente em Three Mile Island , criada por Jimmy Carter em abril de 1979. A comissão consistia em um painel de doze pessoas, especificamente escolhidas para sua falta de pontos de vista pró ou antinucleares fortes, e chefiados pelo presidente John G. Kemeny , presidente do Dartmouth College . Foi instruído a produzir um relatório final dentro de seis meses e, após audiências públicas, depoimentos e coleta de documentos, divulgou um estudo completo em 31 de outubro de 1979. A investigação criticou fortemente Babcock & Wilcox, Met Ed, GPU e o NRC por lapsos na garantia de qualidade e manutenção, treinamento inadequado do operador, falta de comunicação de informações importantes sobre segurança, má gestão e complacência, mas evitou tirar conclusões sobre o futuro da indústria nuclear. As críticas mais pesadas da Comissão de Kemeny concluíram que "mudanças fundamentais eram necessárias na organização, procedimentos, práticas 'e, acima de tudo - nas atitudes' do NRC [e da indústria nuclear]." Kemeny disse que as ações tomadas pelos operadores eram "inapropriados", mas que os trabalhadores "estavam operando de acordo com os procedimentos que eram obrigados a seguir, e nossa revisão e estudo indicam que os procedimentos eram inadequados" e que a sala de controle "era muito inadequada para lidar com um acidente".

A Comissão Kemeny observou que a válvula de alívio operada por piloto de Babcock & Wilcox havia falhado anteriormente em 11 ocasiões, nove delas na posição aberta, permitindo que o refrigerante escapasse. A sequência causal inicial de eventos na TMI havia sido duplicada 18 meses antes em outro reator Babcock & Wilcox, a Central Nuclear Davis-Besse de propriedade da Toledo Edison. A única diferença foi que os operadores de Davis-Besse identificaram a falha da válvula após 20 minutos, enquanto na TMI demorou 80 minutos, e a instalação de Davis-Besse estava operando com 9% da potência, contra 97% da TMI. Embora os engenheiros da Babcock tenham reconhecido o problema, a empresa falhou em notificar claramente seus clientes sobre o problema da válvula.

A Câmara dos Representantes da Pensilvânia conduziu sua própria investigação, que enfocou a necessidade de melhorar os procedimentos de evacuação.

Em 1985, uma câmera de televisão foi usada para ver o interior do reator danificado. Em 1986, amostras de núcleo e amostras de detritos foram obtidas das camadas de cório no fundo do vaso do reator e analisadas.

Efeito na indústria de energia nuclear

História global do uso da energia nuclear . O acidente de Three Mile Island é um dos fatores citados para o declínio da construção de novos reatores.

De acordo com a AIEA, o acidente de Three Mile Island foi um ponto de inflexão significativo no desenvolvimento global da energia nuclear. De 1963-1979, o número de reatores em construção globalmente aumentou a cada ano, exceto 1971 e 1978. No entanto, após o evento, o número de reatores em construção nos EUA diminuiu de 1980-1998, com custos de construção crescentes e datas de conclusão atrasadas para alguns reatores. Muitos reatores Babcock & Wilcox semelhantes encomendados foram cancelados; no total, 51 reatores nucleares dos EUA foram cancelados de 1980–1984.

O acidente da TMI em 1979 não iniciou o fim da indústria de energia nuclear dos Estados Unidos, mas interrompeu seu crescimento histórico. Além disso, como resultado da crise do petróleo anterior de 1973 e da análise pós-crise com conclusões de potencial excesso de capacidade na carga de base , quarenta usinas nucleares planejadas já haviam sido canceladas antes do acidente da TMI. No momento do incidente da TMI, 129 usinas nucleares haviam sido aprovadas, mas dessas, apenas 53 (que ainda não estavam em operação) foram concluídas. Durante o longo processo de revisão, complicado pelo desastre de Chernobyl sete anos depois, os requisitos federais para corrigir problemas de segurança e deficiências de projeto tornaram-se mais rígidos, a oposição local tornou-se mais estridente, os tempos de construção foram significativamente alongados e os custos dispararam. Até 2012, nenhuma usina nuclear dos EUA havia sido autorizada a começar a construção desde o ano anterior à TMI.

Globalmente, o fim do aumento na construção de usinas nucleares veio com o desastre mais catastrófico de Chernobyl em 1986 (ver gráfico).

Limpar

Uma equipe de limpeza trabalhando para remover a contaminação radioativa em Three Mile Island

A Unidade 2 de Three Mile Island foi gravemente danificada e contaminada para retomar as operações; o reator foi gradualmente desativado e permanentemente fechado. O TMI-2 estava online há apenas 3 meses, mas agora tinha um reator em ruínas e um prédio de contenção que não era seguro para andar. A limpeza começou em agosto de 1979 e terminou oficialmente em dezembro de 1993, com um custo total de limpeza de cerca de US $ 1 bilhão. Benjamin K. Sovacool , em sua avaliação preliminar de 2007 de grandes acidentes de energia, estimou que o acidente da TMI causou um total de US $ 2,4 bilhões em danos materiais.

Inicialmente, os esforços se concentraram na limpeza e descontaminação do local, principalmente no reabastecimento do reator danificado. A partir de 1985, quase 100 toneladas curtas (91 t) de combustível radioativo foram removidas do local. Em 1988, a Comissão Reguladora Nuclear anunciou que, embora fosse possível descontaminar ainda mais o local da Unidade 2, a radioatividade restante havia sido contida o suficiente para não representar uma ameaça à saúde e segurança públicas. A primeira grande fase da limpeza foi concluída em 1990, quando os trabalhadores terminaram de enviar 150 toneladas curtas (140 t) de destroços radioativos para Idaho para armazenamento no Laboratório Nacional de Engenharia do Departamento de Energia. No entanto, a água de resfriamento contaminada que vazou para o prédio de contenção infiltrou-se no concreto do prédio, deixando o resíduo radioativo muito impraticável para ser removido. Conseqüentemente, esforços de limpeza adicionais foram adiados para permitir a diminuição dos níveis de radiação e para aproveitar os benefícios econômicos potenciais de aposentar a Unidade 1 e a Unidade 2 juntas.

Efeitos na saúde e epidemiologia

Após o acidente, as investigações se concentraram na quantidade de radioatividade liberada pelo acidente. No total, aproximadamente 2,5 megacuries (93 PBq) de gases radioativos e aproximadamente 15 curies (560 GBq) de iodo-131 foram liberados no meio ambiente. De acordo com a American Nuclear Society , usando os números oficiais de emissão de radioatividade, "A dose média de radiação para pessoas que vivem em um raio de dez milhas da usina foi de oito  milirem (0,08  mSv ), e não mais do que 100 milirem (1 mSv) para um único indivíduo . Oito milirem é quase igual a um raio-X de tórax e 100 milirem é cerca de um terço do nível médio de radiação recebido por residentes dos EUA em um ano. "

Com base nesses números de emissão, as primeiras publicações científicas, de acordo com Mangano, sobre os efeitos da precipitação radioativa na saúde não estimaram nenhuma morte adicional por câncer na área de 10 mi (16 km) em torno do TMI. As taxas de doenças em áreas a mais de 10 milhas da fábrica nunca foram examinadas. O ativismo local na década de 1980, baseado em relatos anedóticos de efeitos negativos para a saúde, levou à encomenda de estudos científicos. Vários estudos epidemiológicos concluíram que o acidente não teve efeitos observáveis ​​na saúde a longo prazo.

O Radiation and Public Health Project , uma organização com pouca credibilidade entre os epidemiologistas, citou cálculos de seu membro Joseph Mangano - que escreveu 19 artigos de revistas médicas e um livro sobre Radiação de Baixo Nível e Doenças Imunológicas - que relataram um aumento na mortalidade infantil no comunidades a favor do vento dois anos após o acidente. Evidências anedóticas também registram efeitos sobre a vida selvagem da região. Por exemplo, de acordo com um ativista antinuclear, Harvey Wasserman , a precipitação causou "uma praga de morte e doenças entre os animais selvagens e pecuária da região", incluindo uma queda acentuada na taxa reprodutiva de cavalos e vacas da região, refletida nas estatísticas do Departamento de Agricultura da Pensilvânia, embora o Departamento negue uma ligação com a TMI.

John Gofman usou seu próprio modelo de saúde de radiação de baixo nível não revisado por pares para prever 333 mortes por câncer ou leucemia em excesso no acidente de Three Mile Island em 1979. Um artigo de pesquisa revisado por pares do Dr. Steven Wing encontrou um aumento significativo de câncer de 1979 a 1985 entre as pessoas que viviam a dez milhas de TMI; em 2009, o Dr. Wing afirmou que a liberação de radiação durante o acidente foi provavelmente "milhares de vezes maior" do que as estimativas do NRC. Um estudo retrospectivo do Registro de Câncer da Pensilvânia encontrou um aumento na incidência de câncer de tireoide em alguns condados ao sul de TMI (embora, notavelmente, não no próprio Condado de Dauphin) e em grupos de idade de alto risco, mas não estabeleceu uma relação causal com essas incidências e o acidente. O laboratório Talbott da Universidade de Pittsburgh relatou ter encontrado apenas alguns riscos aumentados de câncer, pequenos, em sua maioria estatisticamente não significativos, na população de TMI, como um excesso de leucemia não significativo entre os homens sendo observado. A pesquisa epidemiológica de TMI em andamento foi acompanhada por uma discussão de problemas nas estimativas de dose devido à falta de dados precisos, bem como classificações de doenças.

Ativismo e ação legal

Protesto antinuclear após o acidente de Three Mile Island, Harrisburg, 1979.

O acidente da TMI aumentou a credibilidade de grupos antinucleares, que previram um acidente, e gerou protestos em todo o mundo. (O presidente Carter - que se especializou em energia nuclear enquanto estava na Marinha dos Estados Unidos - disse a seu gabinete depois de visitar a usina que o acidente foi leve, mas se recusou a fazê-lo em público para evitar ofender os democratas que se opunham à energia nuclear.)

Membros do público americano, preocupados com a liberação de gás radioativo do acidente, realizaram inúmeras manifestações antinucleares em todo o país nos meses seguintes. A maior manifestação foi realizada na cidade de Nova York em setembro de 1979 e envolveu 200.000 pessoas, com discursos proferidos por Jane Fonda e Ralph Nader . O rally de Nova York foi realizado em conjunto com uma série de shows noturnos " No Nukes" dados no Madison Square Garden de 19 a 23 de setembro pelos Musicians United for Safe Energy . Em maio anterior, cerca de 65.000 pessoas - incluindo o governador da Califórnia Jerry Brown - participaram de uma passeata e manifestação contra a energia nuclear em Washington, DC

Em 1981, grupos de cidadãos foram bem-sucedidos em uma ação coletiva contra a TMI, ganhando US $ 25 milhões em um acordo extrajudicial. Parte desse dinheiro foi usado para fundar o Fundo de Saúde Pública TMI. Em 1983, um grande júri federal indiciou o Metropolitan Edison por acusações criminais por falsificação de resultados de testes de segurança antes do acidente. Sob um acordo de confissão de culpa, Met Ed se declarou culpado de uma acusação de falsificação de registros e não contestação de seis outras acusações, quatro das quais foram retiradas, e concordou em pagar uma multa de $ 45.000 e abrir uma conta de $ 1 milhão para ajudar no planejamento de emergência na área ao redor da fábrica.

De acordo com Eric Epstein, presidente da Three Mile Island Alert, a operadora da planta TMI e suas seguradoras pagaram pelo menos US $ 82 milhões em compensação documentada publicamente aos residentes por "perda de receita de negócios, despesas de evacuação e reivindicações de saúde". Ainda de acordo com Harvey Wasserman, centenas de acordos extrajudiciais foram alcançados com as supostas vítimas das consequências , com um total de US $ 15 milhões pagos a pais de crianças nascidas com defeitos de nascença. No entanto, uma ação coletiva alegando que o acidente causou efeitos prejudiciais à saúde foi rejeitada pela juíza do Tribunal Distrital dos Estados Unidos de Harrisburg , Sylvia Rambo. A apelação da decisão para o Tribunal de Apelações do Terceiro Circuito dos Estados Unidos também falhou.

Lições aprendidas

O acidente de Three Mile Island inspirou Charles Perrow 's normal teoria do acidente , no qual ocorre um acidente, resultante de uma interação inesperada de várias falhas em um sistema complexo. A TMI foi um exemplo deste tipo de acidente porque foi “inesperado, incompreensível, incontrolável e inevitável”.

Perrow concluiu que a falha em Three Mile Island foi uma consequência da imensa complexidade do sistema. Esses sistemas modernos de alto risco, ele percebeu, estavam sujeitos a falhas, por mais bem gerenciados que fossem. Era inevitável que acabassem sofrendo o que ele chamou de "acidente normal". Portanto, sugeriu ele, seria melhor contemplar um redesenho radical ou, se isso não fosse possível, abandonar totalmente essa tecnologia.

Acidentes "normais", ou acidentes de sistema , são chamados por Perrow porque tais acidentes são inevitáveis ​​em sistemas extremamente complexos. Dadas as características do sistema envolvido, podem ocorrer múltiplas falhas que interagem entre si, apesar dos esforços para evitá-las. Eventos que parecem triviais inicialmente se propagam e se multiplicam de maneira imprevisível, criando um evento catastrófico muito maior.

Acidentes normais contribuíram com conceitos-chave para um conjunto de desenvolvimentos intelectuais na década de 1980 que revolucionaram a concepção de segurança e risco. Defendeu o exame das falhas tecnológicas como produto de sistemas altamente interativos e destacou os fatores organizacionais e de gestão como as principais causas das falhas. Desastres tecnológicos não podiam mais ser atribuídos a mau funcionamento isolado de equipamentos, erro do operador ou atos fortuitos.

Comparação com as operações da Marinha dos EUA

Após o derretimento parcial do núcleo da usina de Three Mile Island (TMI) em 28 de março de 1979, o presidente Jimmy Carter encomendou um estudo, Relatório da Comissão do Presidente sobre o Acidente em Three Mile Island (1979). Posteriormente, o almirante Hyman G. Rickover foi convidado a testemunhar perante o Congresso no contexto geral de responder à pergunta de por que a propulsão nuclear naval (como usada em submarinos ) tinha conseguido atingir um recorde de zero acidentes com reatores (conforme definido pelo grupo não controlado liberação de produtos de fissão para o meio ambiente resultante de danos ao núcleo de um reator), em oposição ao dramático que acabara de acontecer em Three Mile Island. Em seu depoimento, ele disse:

Ao longo dos anos, muitas pessoas me perguntaram como eu dirijo o Programa de Reatores Navais , para que eles possam encontrar algum benefício para seu próprio trabalho. Fico sempre decepcionado com a tendência das pessoas de esperar que eu tenha um truque simples e fácil que faça meu programa funcionar. Qualquer programa bem-sucedido funciona como um todo integrado de muitos fatores. Tentar selecionar um aspecto como o principal não funcionará. Cada elemento depende de todos os outros.

A Síndrome da China

Em 16 de março de 1979, doze dias antes do acidente, o filme The China Syndrome estreou, e foi inicialmente recebido com reação da indústria de energia nuclear, alegando ser "pura ficção" e um " assassinato de caráter de toda uma indústria".

No filme, a repórter de televisão Kimberly Wells ( Jane Fonda ) e seu cinegrafista Richard Adams ( Michael Douglas ) filmam secretamente um grande acidente em uma usina nuclear enquanto gravam uma série sobre energia nuclear . A equipe de operação percebe uma medição de alta pressão em um manômetro e começa a reduzir o fluxo do líquido refrigerante para diminuir a pressão. Isso parece não funcionar e eles continuam reduzindo o fluxo até que uma lâmpada indicadora de emergência avise sobre pressão extremamente baixa. Confuso com as indicações conflitantes, um operador bate no medidor, ponto em que a agulha se solta e oscila para indicar pressão extremamente baixa. (Isso é baseado em um incidente de 1970 na Estação Geradora de Dresden. ) O reator está com SCRAM . Na sequência, o supervisor da planta, Jack Godell ( Jack Lemmon ) descobre violações de segurança potencialmente catastróficas na planta e, com a assistência de Wells, tenta conscientizar o público sobre essas violações. Em um ponto do filme, um oficial disse ao personagem de Jane Fonda que uma explosão na usina "poderia tornar uma área do tamanho do estado da Pensilvânia permanentemente inabitável".

Após o lançamento do filme, Fonda começou a fazer lobby contra a energia nuclear. Em uma tentativa de conter seus esforços, Edward Teller , um físico nuclear e conselheiro científico do governo de longa data mais conhecido por contribuir para o avanço do projeto Teller-Ulam que tornou as bombas de hidrogênio possíveis, fez lobby pessoalmente em favor da energia nuclear . Teller sofreu um ataque cardíaco logo após o incidente e brincou que ele era a única pessoa cuja saúde foi afetada.

Status atual

Após o acidente, Three Mile Island usou apenas uma estação de geração nuclear, a TMI-1, que fica à direita. TMI-2, à esquerda, não foi usado desde o acidente.
TMI-2 em fevereiro de 2014. As torres de resfriamento estão à esquerda. A piscina de combustível irradiado com a construção de contenção do reator está à direita.

Atualmente, a Unidade 1 - que não esteve envolvida no acidente de 1979 - pertence e é operada pela Exelon Nuclear, uma subsidiária da Exelon. A Unidade 1 foi vendida para a AmerGen Energy Corporation, uma joint venture entre a Philadelphia Electric Company (PECO) e a British Energy , em 1998. Em 2000, a PECO se fundiu com a Unicom Corporation para formar a Exelon Corporation , que adquiriu a participação da British Energy na AmerGen em 2003. Em 2009, a Exelon Nuclear absorveu a AmerGen e dissolveu a empresa. A Exelon Nuclear opera a Unidade 1 TMI, a Estação de Energia Clinton e várias outras instalações nucleares. A Unidade 1 TMI foi encerrada em 20 de setembro de 2019.

A Unidade 1 teve sua licença temporariamente suspensa após o incidente na Unidade 2. Embora os cidadãos dos três condados ao redor do local votaram por uma margem esmagadora para aposentar a Unidade 1 permanentemente em uma resolução não vinculativa em 1982, foi permitido retomar as operações em 1985 após uma votação de 4–1 pela Comissão Reguladora Nuclear. A General Public Utilities Corporation, proprietária da planta, formou a General Public Utilities Nuclear Corporation (GPUN) como uma nova subsidiária para possuir e operar as instalações nucleares da empresa, incluindo Three Mile Island. A planta havia sido operada anteriormente pela Metropolitan Edison Company (Met-Ed), uma das empresas operacionais regionais de serviços públicos da GPU. Em 1996, General Public Utilities encurtou seu nome para GPU Inc e, em 1998, vendeu a Unit 1 para AmerGen.

A General Public Utilities foi legalmente obrigada a continuar a manter e monitorar o local e, portanto, manteve a propriedade da Unidade 2 quando a Unidade 1 foi vendida para a AmerGen em 1998. A GPU Inc. foi adquirida pela FirstEnergy Corporation em 2001 e posteriormente dissolvida. A FirstEnergy então contratou a manutenção e administração da Unidade 2 para a AmerGen. A Unidade 2 é administrada pela Exelon Nuclear desde 2003, quando a controladora da Exelon Nuclear, a Exelon, comprou as ações remanescentes da AmerGen, herdando o contrato de manutenção da FirstEnergy. A Unidade 2 continua a ser licenciada e regulamentada pela Comissão Reguladora Nuclear em uma condição conhecida como Armazenamento Monitorado Pós Defueling (PDMS).

O reator TMI-2 foi permanentemente desligado com o sistema de refrigeração do reator drenado, a água radioativa descontaminada e evaporada, resíduos radioativos enviados para fora do local, combustível do reator e detritos de núcleo enviados para fora do local para uma instalação do Departamento de Energia e o restante do site que está sendo monitorado. O proprietário planejava manter a instalação em longo prazo, monitorando o armazenamento até que a licença de operação para a planta TMI-1 expirasse, quando as duas plantas seriam desativadas. Em 2009, o NRC concedeu uma extensão de licença que permitiu que o reator TMI-1 operasse até 19 de abril de 2034. Em 2017, foi anunciado que as operações cessariam em 2019 devido à pressão financeira do gás natural barato, a menos que legisladores interviessem para mantê-la abrir. Quando ficou claro que a legislação de subsídios não seria aprovada no mês seguinte, a Exelon decidiu aposentar a planta, com a TMI-1 fechada em 30 de setembro de 2019.

Linha do tempo

Encontro Evento
1968-1970 Construção
Abril de 1974 Reactor-1 online
Fevereiro de 1978 Reactor-2 online
Março de 1979 Acidente TMI-2 ocorreu. Refrigerante de contenção liberado no meio ambiente.
Abril de 1979 Vapor de contenção liberado para a atmosfera a fim de estabilizar o núcleo.
Julho de 1980 Aproximadamente 1.591  TBq (43.000  curies ) de criptônio foram ventilados do prédio do reator.
Julho de 1980 A primeira entrada tripulada no prédio do reator ocorreu.
Novembro de 1980 Um Painel Consultivo para a Descontaminação de TMI-2, composto por cidadãos, cientistas e funcionários estaduais e locais, realizou sua primeira reunião em Harrisburg , Pensilvânia .
Dezembro de 1980 A 96ª sessão do Congresso dos EUA aprova a legislação dos EUA que estabelece um programa de segurança nuclear, pesquisa, demonstração e desenvolvimento de cinco anos .
Julho de 1984 A cabeça do vaso do reator (topo) foi removida.
Outubro de 1985 O esgotamento começou.
Julho de 1986 O envio para fora do local de detritos do núcleo do reator começou.
Agosto de 1988 A GPU apresentou um pedido de proposta para alterar a licença TMI-2 para uma licença "somente posse" e permitir que a instalação entre em armazenamento de monitoramento de longo prazo.
Janeiro de 1990 O esgotamento foi concluído.
Julho de 1990 A GPU apresentou seu plano de financiamento para colocar US $ 229 milhões em depósito para o descomissionamento radiológico da planta.
Janeiro de 1991 A evaporação da água gerada pelo acidente começou.
Abril de 1991 O NRC publicou um aviso de oportunidade para uma audiência sobre o pedido da GPU para uma alteração de licença.
Fevereiro de 1992 O NRC emitiu um relatório de avaliação de segurança e concedeu a alteração da licença.
Agosto de 1993 Foi concluído o processamento da água gerada por acidentes envolvendo 2,23 milhões de litros.
Setembro de 1993 O NRC emitiu uma licença apenas para posse.
Setembro de 1993 O Painel Consultivo para Descontaminação do TMI-2 realizou sua última reunião.
Dezembro de 1993 O armazenamento do monitoramento pós-esgotamento foi iniciado.
Outubro de 2009 Licença TMI-1 estendida de abril de 2014 até 2034.
Maio de 2019 O TMI-1 foi anunciado para ser fechado em setembro de 2019.
Setembro de 2019 Encerramento do TMI-1 ao meio-dia em 30 de setembro de 2019.

Veja também

Referências

Publicações

links externos

Coordenadas : 40,15329 ° N 76,72534 ° W 40 ° 09 12 ″ N 76 ° 43 31 ″ W /  / 40.15329; -76,72534