Bajo el contexto de la guerra fría, el ejército de U.S. (Army) tenía en mente el desarrollo de un sistema de alarma temprana ante la probabilidad de un ataque soviético en el norte del continente americano cercano al círculo ártico. De esta forma, a partir del año 1953 una docena de estaciones de radar comenzaron a rodear el círculo polar ártico con la finalidad de llevar a cabo una vigilancia permanente ante un posible ataque militar soviético. Los sistemas de calefacción y electricidad en aquellas estaciones eran puestos en funcionamiento por parte del ejército americano mediante el abastecimiento constante de Diesel a través de embarcaciones, lo cual era costoso, en ocasiones peligroso y hasta vulnerable desde un punto de vista militar. De ahí nace entonces la idea de suministrar de energía a estas lejanas estaciones con energía nuclear.
Para esto, se consideró utilizar un reactor del tipo de agua en ebullición (BWR), el cual es un tipo de reactor nuclear de agua ligera utilizado para la generación de energía eléctrica. Es el segundo tipo más común de reactores nucleares después del reactor de agua a presión (PWR), también un tipo de reactor nuclear de agua ligera. La principal diferencia entre un BWR y PWR es que en el primero el núcleo del reactor calienta el agua, que posteriormente se convierte en vapor y luego impulsa una turbina a vapor, mientras que en el segundo el núcleo del reactor calienta el agua a presión, sin que hierva, la que luego intercambia calor con un sistema en donde se obtiene como resultado vapor moviendo finalmente una turbina. El reactor BWR fue desarrollado por el Laboratorio Nacional de Idaho y General Electric (GE) a mediados de los años 1950.
La planta nuclear comenzó a construirse en el año 1957 dentro de las dependencias del Idaho National Laboratory, específicamente en un sector creado para el desarrollo de este proyecto, relativamente lejos de toda urbe, siendo la ciudad más cercana en aquel entonces Arco con menos de 1.000 habitantes. La zona de emplazamiento del reactor se caracteriza por presentar llanuras, rodeada de cordones montañosos y cordilleras nevadas. Posee además empinados cañones, lagos y ríos. El clima en general es árido, sobre todo en las zonas de llanuras y valles, con una gran amplitud térmica con inviernos muy fríos (-2° a -20°C) y veranos muy cálidos (25°-35° C). En general, el sitio de emplazamiento fue bien seleccionado en esa época, considerando la lejanía de las urbes, alejado de posibles desastres naturales y por el clima predominante en la zona. La planta nuclear fue entregada al Ejército de Estados Unidos en diciembre del año 1958.
La planta se organizó en tres niveles: el primer nivel se encontraba la vasija de presión que contiene el reactor, el cual estaba protegido por un escudo de gravilla y piedra natural en la parte inferior. En el segundo nivel, fue el nivel operativo, dando acceso a los operadores a la turbina generador y la maquinaria de la barra de control. En la parte superior, existía una zona de enfriamiento que contenía equipos para condensar y enfriar el agua de recirculación. Mediante una escalera interior se conectó el edificio principal con la sala de control.
Foto vía: Federal Government of the United States
Los sistemas de seguridad asociados a la planta y a sus instalaciones, para la época eran bastante deficientes en cuanto a las filosofías actuales que se manejan en materia de seguridad, como defensa en profundidad y/o sistemas redundantes. Dentro de los pertenecientes al reactor propiamente tal, se encuentran las válvulas de control de presión, mediante las cuales se podía controlar los aumentos de presión, realizando un ajuste entre la razón de agua líquida/vapor con la cantidad de reacciones que se están produciendo; por otra parte las barras de control, mediante las cuales se controlaba la reactividad por absorción neutrónica, impidiendo arranques rápidos en la reactividad y potencia; y los anillos de agua en spray tanto en la parte superior como inferior del reactor para el enfriamiento del núcleo. También existían algunos sistemas de contención de la radiación, particularmente la vasija y el contenedor. En cuanto a seguridad física, el edificio en si no proporcionaba la mejor seguridad, sin embargo las instalaciones se encontraban en un recinto militar custodiado y con cerco perimetral.
El SL-1 alcanzó su criticidad por primera vez el 11 de agosto de 1958 generando electricidad aproximadamente dos meses más tarde, el día 24 de octubre. A partir de entonces, el ritmo de trabajo que implicó operar el reactor fue por períodos que van de uno a seis semanas, cerrándose luego para realizar mantenimiento, reparaciones y/o para instalación de mejoras.
Por rutina de Navidad ese año se cerró el reactor. Los equipos de trabajo regresaron el 27 de diciembre para presentarse a trabajar en tres turnos durante todo el día. El personal calibró los instrumentos y revisó las válvulas, tuberías, y la bomba que hace circular el agua refrigerante a través del reactor. Para realizar este trabajo, ellos bajaron el nivel de agua en el reactor de aproximadamente 60 cms. La última tarea era insertar cuarenta y cuatro nuevos alambres de flujo de cobalto en el núcleo para la posterior medición del flujo de neutrones del reactor. El turno del día 3 de Enero siguiente, inserta los cables de flujo. Para obtener acceso al núcleo del reactor, se removieron varios bloques grandes de blindaje de hormigón que rodeaban la parte superior del reactor. Luego se desconectaron las barras de control de sus mecanismos de accionamiento, ya que también se encontraban en el camino. Entraría el turno de las 16:00 horas para volver a conectar las barras de control al mecanismo de accionamiento.
Volver a conectar los mecanismos de accionamiento implicaba varios pasos, uno de los cuales era levantar la barra de control manualmente unas 3″ fuera del reactor, lo cual no es mucho como para provocar una reacción, considerando las 28″ del combustible. Las varillas el último tiempo habían tendido a pegarse, quizás una de las causas era que otros elementos del núcleo se habían doblado, produciendo presión en la cubierta, doblando las delgadas aletas de la barra de control. Con tres operadores trabajando a las 21:00 en la planta nuclear, dos de ellos se encontraban en la parte superior del reactor, operando la varilla de control central. A las 21:01, comenzó a escalar súbita y sostenidamente la reactividad (aumento de potencia) en el reactor, explotando éste y muriendo los tres operadores del ejército que se encontraban laborando en el reactor, estos fueron John Byrnes y Richard McKinley y el jefe electricista de la marina Mate Richard Legg.
Sin sistema o mecanismo operativo para disipar el calor, 20% del combustible se fundió. El vapor forzó la tapa de la vasija golpeándola a gran velocidad y presión, tal como un golpe de ariete produciendo la explosión en la parte superior y saltando entonces la vasija completa por sobre los 2,7 metros, rompiendo con el techo del edificio y golpeando de vuelta en el mismo lugar, provocando corte de ductos y sistemas de instrumentos, esparciendo material de acero de la protección en trozos altamente radiactivos, liberando los tapones de las barras de control, agua radiactiva, productos de fisión y otros metales en la parte superior del reactor. Estos hechos clasifican al accidente en la escala 4 del INES, como un Accidente con consecuencias locales.
De acuerdo a las investigaciones realizadas durante dos años encontraron la varilla de control central recostada en la parte superior de la vasija del reactor. Todas las demás barras se encontraron sujetas en sus posiciones y totalmente insertadas. Dentro del análisis de los acontecimientos del accidente después de la condición de la reactividad del núcleo, se determinó que la retirada de 50,8 cm de la varilla de control central causaría el aumento súbito de la criticidad del reactor SL-1 y un aumento severo de potencia, contribuyendo a la ocurrencia de una explosión.
El accidente tuvo consecuencias a corto y largo plazo. El ejército canceló el programa y dispuso que las estaciones de radar utilicen generadores diésel para la calefacción y electricidad. Desde el punto de vista del diseño se incorporó el concepto de “barra pegada”, la cual tenía connotaciones, tanto en el mantenimiento como también en el diseño, el cual debía considerarse que el reactor debe apagarse incluso si la barra se saca completamente. Los trabajos de mantenimiento, son protocolizados en forma detallada y supervisados en todo momento por un ingeniero nuclear.
Referencias:
Safety Failure Case Studies, Volume 1 Issue 4, NASA Febrero 2007.
The SL-1 Reactor, Chapter 15 y 16, INL Idaho National Laboratory.
A review critical accidents, William R. Stratton, L.A.S.L. Los Alamos Scientific Laboratory, Enero 1967
A review critical accidents, Thomas P. McLaughlin, S. P. Monahan, N. L. Pruvos, L.A.S.L., Mayo 2000