Three Mile Island
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Isola lungo il fiume Susquehanna nei pressi di Harrisburg (capitale dello stato della Pensilvania, USA) su cui è situata l'omonima centrale nucleare, resa celebre quando nel 1979 subì il più grave incidente mai avvenuto in una centrale nucleare statunitense.
All'epoca era composta da due reattori ad acqua pressurizzati (PWR). Uno era di 800 MW entrato in servizio nel 1974. L'unità 2 era di 900 MW.
L'incidente all'unità 2 è accaduto a 4 il 28 marzo 1979 quando il reattore era ad un regime di potenza del 97%. L'incidente riguardò il circuito di raffreddamento secondario che causò un considerevole aumento della temperatura del refrigerante. Questo causò uno SCRAM (Interruzione automatica della reazione nucleare con l'inserimento del moderatore nel reattore). A questo punto una valvola di sfiato non riuscì a chiudersi, anche perché non vi era sulla strumentazione la posizione reale della valvola. Fu così che il circuito di raffreddamento primario si vuotò parzialmente ed il calore residuo del nucleo del reattore non è stato rimosso. Il nucleo subì danni seri.
Gli operatori non poterono diagnosticare correttamente e reagire all'arresto automatico del reattore (SCRAM). La strumentazione carente della sala di controllo e l'addestramento inadeguato risultarono essere le cause dell'incidente.
La catena degli eventi
Nei secondi dell'arresto SCRAM, la valvola di sfiato (PORV) sul sistema di raffreddamento primario del reattore, Circa 10 secondi dopo lo SCRAM si sarebbe dovuta richiudere. Invece non fu così e ci fu la perdita di parecchio refrigerante. Gli operatori hanno ritenuto che il PORV (Valvola di sfiato del circuito primario) si fosse chiusa, dato che il segnale era stato inviato alla valvola stessa. Tuttavia non vi era un reale riscontro della chiusura della valvola. Per rispondere alla perdita di refrigerante, le pompe ad alta pressione pomparono acqua nel circuito primario. Fu così che acqua e vapore ad alta pressione fuoriuscirono dalla valvola di sfiato. I questo modo però la pressione del circuito primario rimase bassa. In un reattore PWR la pressione dell'acqua è molto importante, dato che viene mantenuta a livelli elevati per impedire l'ebollizione; d'altro canto, il livello dell'acqua è altresì fondamentale per il controllo dato un livello troppo elevato non permetterebbe il controllo della pressione che tenderebbe ad aumentare enormemente causando la rottura del sistema di raffreddamento.
Gli operatori risposero riducendo il flusso dell'acqua del sistema di pressurizzazione. Il loro addestramento prevedeva che il livello d'acqua del pressurizzatore fosse l'unica indicazione attendibile della quantità di acqua di raffreddamento nel sistema. Poiché il livello del pressurizzatore stava aumentando, pensarono che il primario fosse troppo pieno di acqua. Il loro addestramento prevedeva che il primario non fosse pieno al 100%. Se si riempisse, non potrebbero controllare la pressione nel sistema di raffreddamento.
Si formò così del vapore nel sistema di raffreddamento primario del reattore. Le pompe iniziarono a vibrare fortemente a causa della miscela. Poiché le vibrazioni avrebbero potuto danneggiare le pompe e renderle inutilizzabili, gli operatori decisero di fermarle. Ciò ha determinato un surriscaldamento del nocciolo del reattore. (Gli operatori ritenevano il sistema di raffreddamento saturo di acqua poiché il valore elevato della pressione è rimasto.) tuttavia, poiché l'acqua del refrigerante del reattore è evaporata a causa della caduta di pressione, il nocciolo del reattore è rimasto scoperto, con il risultato che si surriscaldò ulteriormente il nocciolo stesso. Le barre di combustibile si danneggiarono e il materiale radioattivo in esse contenuto contaminò l'acqua di raffreddamento.
Alle 6.22 gli operatori chiusero la valvola di blocco fra la valvola di sfiato ed il pressurizzatore. Questa azione arrestò la perdita del refrigerante tramite la valvola di sfiato. Tuttavia, il vapore ed i gas surriscaldati impedivano il regolare flusso di acqua attraverso il sistema di raffreddamento del reattore.
Durante la mattina, gli operatori tentarono di aumentare il flusso di acqua nel sistema di raffreddamento del reattore per condensare le bolle di vapore che impedivano il regolare flusso di acqua di raffreddamento. Durante il pomeriggio, gli operatori tentarono di abbassare la pressione nel sistema di raffreddamento per tentare di stabilizzare la situazione.
Alla sera, gli operatori iniziarono ad iniettare acqua ad alta pressione nel sistema di raffreddamento del reattore per aumentare la pressione e per dissolvere le bolle di vapore ed idrogeno. Alle 7:50 pm il 28 marzo, il raffreddamento forzato del reattore fu ristabilito. Avevano condensato il vapore in modo che la pompa potesse funzionare senza vibrazioni eccessive.
I gas radioattivi dal sistema di raffreddamento del reattore si sono accumulati nella parte superiore del Vessel. Durante il 29 e 30 marzo, gli operatori usarono un sistema di tubi e compressori per estrarre il gas verso l'esterno. I gas radioattivi furono così liberati in ambiente.
L'idrogeno accumulato, essendo estremamente leggero, si è raccolto nella parte alta del reattore.
Dal 30 marzo al 1° aprile gli operatori hanno rimosso questo idrogeno periodicamente aprendo la valvola di sfiato sul pressurizzatore del sistema di raffreddamento del reattore. Per un certo tempo, i funzionari regolatori (Nrc) hanno creduto che la bolla dell'idrogeno potrebbe esplodere. Tuttavia, una tal esplosione non fu mai realmente possibile poiché non vi era abbastanza ossigeno nel sistema.
Arresto freddo
Dopo un mese di ansie ed attese, il 27 aprile gli operatori stabilirono la circolazione naturale di convezione del refrigerante. Il nucleo del reattore veniva così raffreddando tramite il movimento naturale di acqua piuttosto che dal pompaggio meccanico. L'impianto era "nell'arresto freddo".
