El accidente de Three Mile Island, paso a paso

Three Mile Island 2 era un reactor de agua a presión de Babcock & Wilcox, de 906 MW eléctricos, en una isla del río Susquehanna. Llevaba tres meses en operación comercial. Un PWR tiene dos circuitos separados: el primario, a unos 155 bar, se mantiene líquido y lleva el calor del núcleo a los generadores de vapor; el secundario hierve del otro lado de esos tubos y mueve la turbina.

La presión del primario la fija el presurizador: un recipiente vertical conectado al circuito, lleno de agua en su parte baja y de vapor arriba, con calefactores y rociadores para subir o bajar la presión. Arriba del todo tiene válvulas de alivio, entre ellas una operada por piloto —PORV— que se abre sola si la presión pasa del límite y descarga a un tanque de drenaje dentro de la contención.

Los generadores de vapor de Babcock & Wilcox son de un solo paso: el agua entra y sale convertida en vapor sin recirculación, con muy poco inventario de agua del lado secundario. Eso los hace rápidos y eficientes, y también deja muy poco margen: si se corta el agua de alimentación, se secan en un par de minutos.

A las cuatro de la mañana, un problema en el sistema de purificación del agua del secundario dejó sin caudal a las bombas de agua de alimentación. La turbina disparó de inmediato. Sin agua de alimentación, los generadores de vapor dejaron de sacarle calor al primario en cuestión de segundos.

El calor del núcleo empezó a acumularse en el agua del primario, que se dilató y subió la presión. A los pocos segundos la PORV se abrió, como estaba previsto, y a los ocho segundos el reactor disparó: las barras cayeron y la fisión se detuvo. Hasta ahí, todo el equipamiento hizo lo que debía.

El agua de alimentación auxiliar arrancó automáticamente, pero sus válvulas de bloqueo habían quedado cerradas después de un mantenimiento y nadie lo advirtió durante ocho minutos. Ese fue el primer indicio de la naturaleza del accidente: los sistemas estaban, y el problema era saber en qué estado estaban.

Con el reactor disparado, la presión del primario cayó y la PORV tenía que cerrarse. No se cerró. Quedó abierta durante dos horas y veinte minutos, descargando agua del primario al tanque de drenaje hasta que se rompió su disco de ruptura y el agua radiactiva pasó al piso de la contención y de ahí, bombeada, al edificio auxiliar.

En la sala de control, la lámpara de la PORV indicaba que estaba cerrada. No medía la posición del vástago: mostraba que se le había quitado la señal eléctrica al solenoide. La válvula había recibido la orden de cerrar y la lámpara lo informaba fielmente. La válvula, mecánicamente trabada, seguía abierta.

Un accidente de pérdida de refrigerante estaba en curso, y ninguno de los indicadores que los operadores miraban decía eso. La temperatura de la línea de descarga estaba alta, pero eso también pasa después de una apertura normal, y no había en la sala una lectura que distinguiera un caso del otro.

El sistema de inyección de alta presión arrancó solo, como corresponde ante una caída de presión, y empezó a meter agua en el primario. Y entonces los operadores lo estrangularon.

La razón es el punto culminante de Three Mile Island. El único indicador de inventario que un PWR le da al operador es el nivel del presurizador, y ese nivel estaba subiendo. Subía porque el primario estaba perdiendo presión y el agua empezaba a hervir dentro del circuito: el vapor que se formaba en las zonas altas empujaba agua hacia el presurizador. El nivel subía justamente porque el reactor se estaba quedando sin agua.

El entrenamiento decía que llenar el presurizador de líquido —perder la burbuja de vapor que controla la presión— era una de las peores cosas que podían pasar en un PWR. Los operadores hicieron lo que les habían enseñado a hacer con lo que estaban viendo: bajaron la inyección para no llenarlo. Durante horas, el sistema que podía haber salvado el núcleo estuvo estrangulado a mano mientras un indicador confiable mostraba, con toda exactitud, un número que significaba lo contrario de lo que parecía.

Con la PORV abierta y la inyección estrangulada, el nivel de agua en la vasija bajó por debajo del tope del combustible. También se pararon las bombas de refrigeración del primario, porque vibraban por el vapor que estaban tragando, y con ellas se perdió la circulación forzada.

El combustible descubierto se calentó, el circonio de las vainas reaccionó con el vapor produciendo hidrógeno y el núcleo se degradó. La reconstrucción posterior mostró que al menos el 45 % del núcleo, unas 62 toneladas, se fundió, y que unas 19 toneladas de material fundido llegaron al plenum inferior de la vasija. La vasija no se rompió.

El hidrógeno acumulado en la contención deflagró la tarde del 28 y produjo un pico de presión que el edificio absorbió sin daño. Los días siguientes, la preocupación pública se concentró en una burbuja de gas en la parte alta de la vasija que se temía explosiva; se ventiló entre el 30 de marzo y el 1 de abril. La contención, esa estructura de hormigón y acero que el RBMK no tenía, retuvo prácticamente todo el material radiactivo que había salido del núcleo.

La liberación fue de unos 370 PBq, casi enteramente gases nobles —criptón y xenón— que no se depositan ni entran en la cadena alimentaria, más una cantidad muy pequeña de yodo. La dosis media a la población en un radio de dieciséis kilómetros fue de 0,08 mSv, y la máxima individual estimada, de alrededor de 1 mSv: el orden de una radiografía de tórax, sobre un fondo natural de unos 3 mSv al año.

Más de una docena de estudios independientes a lo largo de décadas no encontraron efectos sobre la salud de la población atribuibles al accidente. El daño fue de otro tipo: la limpieza llevó desde agosto de 1979 hasta diciembre de 1993 y costó unos 973 millones de dólares; el combustible dañado salió de la isla hacia el Laboratorio Nacional de Idaho, y el último envío se completó en abril de 1990. El accidente se clasificó como nivel 5 en la escala INES.

Three Mile Island no cambió los reactores, cambió a la gente que los opera y lo que se les muestra. La formación pasó de enseñar procedimientos por evento a enseñar diagnóstico por síntomas, en simuladores réplica de cada sala de control. Las válvulas críticas recibieron indicación real de posición. El diseño de salas de control se rehízo con criterios de factores humanos, y se creó el INPO para que la industria estadounidense compartiera experiencia operativa en lugar de guardarla.

La unidad 2 nunca volvió a operar y quedó en almacenamiento supervisado. La unidad 1, la de al lado, siguió generando hasta 2019 y en 2024 su propietario anunció el reinicio, rebautizada Crane Clean Energy Center, con vuelta al servicio prevista para 2027.