Acidente nuclear de Three Mile Island | |
Uma placa afixada em 1999 em Middletown, Pensilvânia, lembra o acidente nuclear na usina nuclear de Three Mile Island . | |
Modelo | Acidente nuclear grave de nível 5 |
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País | Estados Unidos |
Localização | Município de Londonderry, Condado de Dauphin , Pensilvânia |
Informações de Contato | 40 ° 08 ′ 50 ″ norte, 76 ° 43 ′ 30 ″ oeste |
Datado | 28 de março de 1979 |
O acidente nuclear de Three Mile Island ocorreu em28 de março de 1979na usina nuclear de Three Mile Island (3,3 km 2 ). A ilha está localizada às margens do rio Susquehanna , perto de Harrisburg , no estado da Pensilvânia, nos Estados Unidos . Na sequência de uma cadeia de eventos acidentais, o coração do reactor n o 2 do Três Mile Island (TMI-2) é parcialmente fundida, resultando na libertação no ambiente de uma pequena quantidade de radioactividade.
Este acidente está classificado no nível 5 da Escala Internacional de Eventos Nucleares (INES).
O acidente teve início com a perda de estanqueidade do invólucro do circuito primário de água (segunda barreira protetora) , uma válvula de alívio do pressurizador permaneceu bloqueada na posição aberta. Em decorrência de ações inadequadas, o núcleo deixou de ser resfriado, resultando no derretimento de parte do combustível , ou seja, na perda da primeira barreira protetora. O cerco de contenção , a terceira barreira, desempenhou seu papel na limitação das liberações radioativas.
Quando seis anos depois foi possível entrar no recinto, uma câmera introduzida na embarcação mostrou que parte significativa do combustível havia derretido, mas não havia passado pela embarcação, o corium está laminado no fundo do tanque sem causar uma explosão de vapor.
As bombas de abastecimento de água principal para o secundário de arrefecimento do sistema (ou circuito secundário) falhou em torno de 4 a.m. ( t = 0 ) sobre28 de março de 1979, fazendo com que a unidade turbo-alternador pare automaticamente. No entanto, esta falha alterou instantaneamente as condições termodinâmicas do gerador de vapor , reduzindo a sua capacidade de arrefecimento do circuito primário , cuja pressão aumentou imediatamente devido ao aumento da temperatura. Para evitar que a pressão aumentasse muito, a válvula limitadora de pressão do pressurizador do circuito primário se abriu automaticamente ( t = 3 s ), porém a pressão continuou subindo e ocasionou o desligamento automático do reator (inserção das barras). controle no coração) em ( t = 8 s ). Essa válvula deveria ter fechado assim que a pressão caísse, mas apesar da ordem de fechamento automático, não foi o caso. Como agravante, as luzes avisadoras da sala de controle mostravam a válvula na posição fechada (na verdade a luz avisadora indicava que a ordem de fechamento havia sido dada, mas não que a manobra havia sido realizada). Consequentemente, a pressão continuou a diminuir no circuito primário, que escoava através desta válvula que permanecia aberta (perda da segunda barreira de contenção ).
A queda de pressão no circuito primário levou ao acionamento automático do circuito de injeção de segurança ( t = 2 min 1 s ), responsável por trazer água para o circuito primário. No entanto, à medida que a pressão caiu, “vazios” (na verdade, vapor de água) se formaram no vaso e no circuito primário. Esses vazios geravam movimentos de água complexos que, paradoxalmente, enchiam o pressurizador de água, estando o pressurizador neste momento mais frio do que o tanque devido a:
Devido a esta diferença de temperatura, o posicionamento do ponto alto do pressurizador não impediu que fosse enchido com água (passando sob vácuo da mesma forma que um “bebedor de pássaros”).
O operador, tendo a informação de que o pressurizador estava cheio, concluiu erroneamente que todo o circuito primário também estava cheio e desligou manualmente o circuito de injeção de segurança ( t = 4 min 38 s ). Pouco depois, a água começou a ferver na saída do coração ( t = 5 min 30 s ).
Ao mesmo tempo, outro problema apareceu em outro lugar:
A mistura de vapor e água que escapava da válvula pressurizadora era direcionada para um tanque de descarga. Porém, após um certo tempo ( t = 14 min 48 s ), este tanque estava completamente cheio, levando à ruptura dos discos de descarga previstos para esta situação. A partir desse momento, o circuito primário esvaziou-se diretamente no recinto de contenção (terceira e última barreira de contenção de radioatividade).
Na sala de controle, os operadores foram afogados no fluxo de alarmes e não conseguiam entender exatamente o que estava acontecendo (situação muito complexa, estresse, pressão, muita gente na sala de controle, etc. ).
Depois de mais de uma hora aumentando lentamente a temperatura e drenando o circuito primário, as bombas do circuito primário começaram a vibrar porque estavam bombeando mais vapor do que água. Eles foram então parados ( t = 1 h 13 para o primeiro, t = 1 h 40 para o segundo), porque as leis da física especificavam que a convecção natural permitiria que a água continuasse a circular por termossifão . No entanto, a convecção natural foi bloqueada pelo hidrogênio já aprisionado nos geradores de vapor, o calor, portanto, não foi evacuado pelos geradores de vapor e a evaporação da água do circuito primário acelerou ainda mais. Naquele momento, a parte superior do coração começou a ser descoberta. A alta temperatura (> 1200 ° C) favoreceu a reação entre o vapor e o revestimento de zircônio do combustível, formando hidrogênio por degradar fortemente o revestimento do combustível e levando à liberação de elementos radioativos no circuito primário (perda da primeira barreira de contenção )
Uma válvula de isolamento localizada a jusante da válvula do pressurizador foi fechada, interrompendo a drenagem do circuito primário ( t = 2 h 22 ). Então, os operadores também decidiram iniciar uma bomba de circuito primário ( t = 2 h 54 ) quando deveria haver apenas cerca de um metro de água restante no núcleo (em vez dos 30 habituais ): o movimento de agitação forte degradou os elementos do combustível, em sua maioria emergidos e extremamente quentes (ou mesmo parcialmente derretidos).
A bomba foi finalmente parada ( t = 3 h 12 ), e os operadores decidiram reabrir por 5 minutos a válvula de isolamento que fechava a válvula do pressurizador. O circuito primário voltou a esvaziar-se no recinto, mas desta vez com água fortemente contaminada devido à degradação dos elementos combustíveis, o que desencadeou os alarmes de irradiação. Percebendo então que o núcleo estava gravemente degradado e que, portanto, certamente faltava água ao circuito, os operadores colocaram a injeção de segurança novamente em serviço ( t = 3 h 20 ), colocando o núcleo parcialmente derretido de volta na água. Com isso, corriam o risco de gerar uma explosão de vapor ou de romper a embarcação devido ao choque térmico, mas a embarcação segurou-se e o coração voltou a ficar submerso ( t = 3 h 45 ), estabilizando a situação.
O circuito de injecção de segurança enviando água a pressão muito elevada no circuito primário, que era necessário, nas horas seguintes (entre t = 5 h e t = 9 horas ), para abrir e fechar a válvula sucessivamente. Isolamento, a fim de manter um pressão aceitável (que era o papel da válvula com falha normalmente). Isso novamente levou à liberação de centenas de metros cúbicos de água contaminada para a contenção.
Último evento importante ( t = 9h50 ): o hidrogênio, gerado pela reação entre o vapor d'água e o zircônio no revestimento da haste de combustível, então liberado na contenção, explodiu, mas sem causar nenhum dano. Dano particular (o única indicação deste evento foi a detecção de um pico de pressão na contenção).
Durante as horas seguintes, os operadores tentaram encher o circuito primário com água, o que foi difícil porque grandes quantidades de hidrogênio ficavam presas nos pontos altos dos geradores de vapor. A situação se estabilizou e as bombas do circuito primário voltaram a funcionar ( t = 15:49 ). O estado do reator estava muito degradado, mas mesmo assim permitiu o resfriamento do combustível.
Dois dias depois, a Comissão Reguladora Nuclear dos Estados Unidos (NRC) anunciou que um derretimento do núcleo do reator nuclear era possível. “Como medida de precaução, o governador do estado da Pensilvânia está evacuando crianças em idade pré-escolar e mulheres grávidas a 8 quilômetros da fábrica para evitar que sejam incomodados pelo escape de gases radioativos” . Mais de 200.000 pessoas fugiram da região. Dois dias após o acidente, 90% dos moradores do município de Goldsboro (Pensilvânia), localizado a menos de dois quilômetros da fábrica, foram embora.
O jornalista de Quebec, Jean-Claude Leclerc, está impressionado com o fato de que “as autoridades públicas tiveram que improvisar evacuações em massa da população” .
O 9 de abrilHarold Denton, regulador do reator nuclear da NRC, anuncia que a situação foi restaurada.
Anos de estudos deste acidente revelaram que, em última análise:
Embora danificado, o tanque não foi perfurado e a parte derretida do núcleo permaneceu contida no tanque; da mesma forma, apesar das deformações significativas e fusões parciais, os tanques internos não foram destruídos.
Apesar da extrema gravidade do acidente, apesar dessa cadeia de falhas mecânicas, erros humanos e falhas de projeto, a contenção permaneceu intacta; a liberação de produtos radioativos no meio ambiente, portanto, permaneceu baixa. No entanto, é difícil encontrar números confiáveis para quantificá-lo (porque eles não puderam ser medidos no momento).
Além disso, este acidente levou os operadores de centrais de concepção semelhante a profundas reflexões (em particular a EDF em França, ainda que as suas centrais apresentem algumas diferenças). O acidente de Three Mile Island (TMI) foi muito informativo e ajudou a melhorar a segurança, em particular para destacar a importância de "dirigir pelo estado":
Com efeito, os operadores da TMI tinham procedimentos a aplicar de acordo com tal ou tal incidente (fala-se de “procedimentos de evento”). Vimos que em uma situação real eles não conseguiram fazer um diagnóstico e que isso realmente piorou a situação (parar a injeção de segurança, reiniciar as bombas primárias com um coração emergido, etc. ). Todos os procedimentos de condução em acidentes foram, portanto, revisados com uma abordagem completamente nova: não mais pedir aos operadores para entender o que está acontecendo (porque há uma probabilidade muito alta de que eles estejam errados, por mais competentes que sejam), mas dar-lhes ações para fazer de acordo com os parâmetros à sua disposição: pressão, temperatura, níveis de água, nível de radioatividade ou outros. Isso é chamado de “abordagem estatal”, que é usada hoje em um grande número de usinas nucleares em todo o mundo.Na situação atual (agosto de 2009):
O acidente está integrado nos programas de treinamento nuclear do NRC: em um longo estudo apresentado em 2007 (TMI-2: Um Livro-Texto em Gerenciamento de Acidentes Graves RE Henry), pode-se ler o documento de treinamento do USNRC apresentado no final do estudo , a cronologia detalhada do acidente, em particular:
De acordo com a Agência Internacional de Energia Atômica , o acidente de Three Mile Island foi um ponto de inflexão significativo no desenvolvimento global da indústria nuclear.
Three Mile Island levou os Estados Unidos a abandonar a construção de novas usinas, após uma decisão do presidente Jimmy Carter . Um site de usina foi abandonado em 1981 no site nuclear de Phipps Bend .
Até 1989, os procedimentos que eram usados para dirigir em uma situação de incidente e acidente baseavam-se em uma abordagem do tipo “evento”. Esta abordagem consiste, para eventos de iniciação convencionalmente selecionados, em definir previamente as ações de controle necessárias para manter as funções de segurança (subcriticalidade, evacuação de energia, contenção de materiais radioativos). A partir de um único diagnóstico inicial, os operadores são, portanto, levados a iniciar uma estratégia de condução predeterminada. O acidente que afetou o29 de março de 1979a usina de Three Mile Island (TMI) destacou os limites do gerenciamento de eventos. Isso não permite gerenciar situações em que existam cumulativas, além do evento inicial, falhas humanas ou materiais. A EDF decidiu, portanto, abandonar gradualmente a abordagem “orientada a eventos” em favor de uma nova abordagem, denominada “por estados” (APE). Este último consiste em adaptar o funcionamento da instalação ao estado real da caldeira. O estado da caldeira é definido com base em seis “funções de estado” que abrangem as três funções de segurança acima mencionadas. O objetivo do controle de APE é então restaurar a (s) função (ões) de estado degradado, de acordo com uma grade de controle que define as prioridades.
Vários relatórios científicos concluem que este acidente não causou mortes, ferimentos ou efeitos adversos à saúde:
Outros relatórios afirmam impactos na saúde pública, sem saber se são reais ou devidos a vieses (maior vigilância resulta na detecção de casos que de outra forma teriam passado despercebidos):
O incidente foi amplamente divulgado internacionalmente e teve profundos efeitos na opinião pública, principalmente nos Estados Unidos.
A opinião pública europeia percebeu que os acidentes nucleares constituem um risco real que pode materializar-se a qualquer momento. Marcou a ampliação do debate sobre segurança nuclear do domínio dos cientistas e industriais para o dos cidadãos e políticos.
The Chinese Syndrome , um filme sobre um desastre nuclear lançado apenas 12 dias antes do acidente, foi um grande sucesso nos Estados Unidos.