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La central nuclear de Three Mile Island.

Three Mile Island​ es una isla en el río Susquehanna, cerca de Harrisburg, Pensilvania, Estados Unidos, con un área de 3,29 km². Su nombre suele asociarse a un accidente de fusión parcial​ ocurrido el 28 de marzo de 1979 en una de las dos plantas de la Central Nuclear de Three Mile Island, la denominada TMI-2.

La importancia del accidente nuclear se puso de manifiesto gradualmente durante cinco días de tensión, a medida que los organismos públicos locales, estatales y federales intentaban diagnosticar el problema y decidir si la situación en curso requería o no la evacuación de la población, a la que se sometió a considerable tensión, por la incertidumbre y las noticias contradictorias; los pormenores de lo ocurrido no se divulgaron correctamente hasta mucho después.

Aunque en el momento del accidente unas 25 000 personas residían en zonas a menos de ocho kilómetros de la central,​ no se tiene constancia de lesiones debidas a la radiación, y un informe del gobierno estadounidense concluyó que "se estima que el número de cánceres fatales causados por el accidente será aproximadamente de... uno". Sin embargo, las consecuencias económicas y de relaciones públicas sí fueron importantes, y el proceso de limpieza largo y costoso. Además, el accidente redujo notablemente la confianza de la población en las centrales nucleares, y fue para muchos un presagio de los peores temores asociados a esta tecnología. Hasta el desastre de Chernobil, ocurrido siete años después, Three Mile Island fue considerado el más grave de los accidentes nucleares civiles.

La planta de energía nuclear Three Mile Island

Artículo principal: Planta de energía nuclear Three Mile Island

La planta de energía nuclear Three Mile Island se compone de dos reactores de agua a presión (tecnología conocida habitualmente por sus siglas en inglés, PWR) construidos por Babcock y Wilcox, con potencias instaladas de 786 MW (reactor TMI-1) y 900 MW (TMI-2). El TMI-1 entró en servicio el 19 de abril de 1974, y el TMI-2 lo hizo en diciembre de 1978, de manera que sólo llevaba 90 días funcionando cuando se produjo el accidente. La empresa encargada de operar la central en el momento del accidente era la Metropolitan Edison Company (frecuentemente abreviada, Met Ed). El reactor TMI-1 se mantuvo al margen del accidente; se trata de instalaciones independientes, y además el TMI-1 estaba en "parada fría", por recarga de combustible; habría de seguir parado hasta octubre de 1985, por problemas técnicos, legales y regulatorios. La planta afectada, TMI-2, fue sometida a un largo y costoso proceso de limpieza. A principios de 2007 la planta del reactor TMI-1 sigue en operación, que se prevé continúe hasta 2014, y la del TM-2 está desactivada, pero sigue requiriendo mantenimiento y gestión, en lo que se conoce como "almacenamiento vigilado a largo plazo";​ todo ello está operado y gestionado por Exelon Nuclear, una filial de Exelon Corporation, empresa de distribución de energía con sede en Chicago.

El 2 de noviembre de 2006, el reactor TMI-1 sufrió una avería que ocasionó una "parada caliente" controlada, con interrupción del servicio pero sin emisiones de radiación ni otros riesgos, aunque con un trabajador herido leve por causas sólo lejanamente relacionadas con el incidente, que no revistió gravedad ni fue calificado de emergencia, pero tuvo notoriedad en los medios.​

El accidente nuclear de Three Mile Island

Visión general del funcionamiento de un reactor PWR

En este apartado se describe de forma muy general el funcionamiento de una central con reactor de agua a presión, entrando en algún detalle en los factores que resultan más importantes para comprender la secuencia de sucesos del accidente. El artículo principal dedicado a los reactores PWR es Reactor de agua a presión

Diagrama de una central PWR. La planta TMI-2, era de este tipo

1. Edificio contenedor, o bloque del reactor. 2. Torre de refrigeración. 3. Reactor. 4. Barras de control. 5. Presionador, o deposito de compensación de presión. En su parte superior tiene una válvula de alivio, la PORV, que desborda refrigerante, en caso necesario, hacia un depósito de alivio. 6. Generador de vapor. 7. Elemento combustible, o haz de barras de combustible. Núcleo o Base del reactor. 8. Turbina. 9. Generador de electricidad. 10. Transformador eléctrico. 11. Condensador. 12. Gas (color rojo en la figura). 13. Líquido (color azul en la figura). 14. Aire (blanco en la figura). 15. Aire húmedo (azul claro en la figura). 16. Río. 17. Circulación de agua refrigerante. 18. Circuito, bucle o lazo primario (también sistema primario). 19. Circuito, bucle o lazo secundario (también sistema secundario). 20. Vapor de agua. 21. Bomba.

La figura muestra un esquema de una central nuclear de tipo PWR, con reactor de agua a presión, como la TMI-2 de Three Mile Island que sufrió el accidente.​

El elemento (7) representa al núcleo del reactor, en el que se producen procesos de fisión nuclear que generan calor. El núcleo contiene el combustible nuclear, protegido por una serie de barreras para evitar que contamine el exterior, lo que tendría consecuencias gravísimas (ver en desastre de Chernobil, un caso en el que esto ocurrió). Las primeras barreras (aunque también cumplen otras funciones) son los revestimientos cerámicos del propio combustible y la vaina, unas varillas o cilindros de una aleación de zirconio, en las que está guardado el combustible; otra barrera es la vasija, recipiente que contiene el núcleo del reactor, el refrigerante del circuito primario, moderadores, y en general todos los elementos próximos al combustible. Finalmente, el edificio de contención de la central debe estár diseñado para evitar la emisión al exterior, incluso en condiciones severas de catástrofe o agresión. En el accidente de Three Mile Island la mitad del combustible quedó al descubierto, fundiéndose junto con su revestimiento y las varillas de zirconio, y se produjo una acumulación de hidrógeno que llegó a producir una explosión, e hizo temer otras mayores que pudieran deteriorar más protecciones, pero finalmente la vasija mantuvo su integridad y el edificio de contención no sufrió ningún daño.

El calor generado en el núcleo del reactor es capturado y transportado por el agua que circula en un camino cerrado, al que suele llamarse "circuito primario", "bucle primario" o "lazo primario": es el ciclo marcado en la figura con el número (18), en color violeta (excepto una parte en rojo, que indica que el depósito presionador contiene vapor). El agua del bucle primario, a la que también se llama "refrigerante", se mantiene a grandes temperaturas y grandes presiones, para que transfiera energía, pero permaneciendo siempre en estado líquido. Se trata de agua radioactiva. Durante el accidente del TMI-2 se perdió refrigerante en el circuito primario debido al mal funcionamiento de una válvula. El refrigerante filtrado pasó al interior del edificio de contención. El refrigerante restante en el bucle primario perdió las condiciones de funcionamiento adecuadas, tanto por su volumen como por su temperatura y presión. Llegó incluso a la ebullición y a formar burbujas de vapor y aire, y dejó sin protección al núcleo, que se fundió. Se trata de un tipo de accidente muy estudiado, denominado por sus siglas en inglés LOCA (loss of coolant accident, accidente por pérdida de refrigerante).

El circuito primario transporta el calor generado por la reacción a un generador de vapor (6), donde se cede calor a otro circuito de agua, el circuito secundario (o bucle, lazo, sistema secundario), representado por (19), que no atraviesa ninguna zona con combustible nuclear y está aislado del circuito primario para evitar la radioactividad (a veces se dice que es la "sección no nuclear"). El generador de vapor aprovecha el calor cedido por el circuito primario para transformar en vapor el agua que llega por el circuito secundario. Luego, ese vapor mueve una turbina (8), que alimenta de energía cinética un generador (9), que finalmente la convierte en energía eléctrica. El vapor del circuito secundario vuelve pasar a estado líquido en el condensador (11), que está refrigerado por un tercer circuito (no representado en la figura) llamado a veces circuito terciario. Tanto en el bucle primario como en el secundario, la circulación de los fluidos que refrigeran los elementos calientes y transportan el calor a los focos fríos se consigue mediante bombas, como la (21) del diagrama. El accidente de TMI-2 se inició con un fallo en las bombas del circuito secundario, que se detuvieron por motivos no bien conocidos. No obstante, en condiciones normales esa avería puede considerarse menor, y no hubiera ocasionado ningún problema. Tuvieron que añadirse otros factores mucho más graves para que se produjera el accidente.

En el bucle primario hay un tanque que se denomina presionador o presurizador, que en el diagrama se representa con el número (5). El presionador del bucle primario tuvo una participación importante en el accidente de TMI-2. Se trata de un depósito cilíndrico vertical que tiene tuberías de entrada y salida al bucle primario. Dispone de un sistema de rociado de agua fría procedente de otras tuberías, de calentadores de inmersión y de válvulas que dejan escapar agua o vapor, de modo que regula presión y temperatura del circuito primario. El presionador es un elemento clave para conseguir que el refrigerante del circuito primario nunca entre en ebullición. Dispone en particular de una válvula, en su parte superior, denominada válvula motorizada de alivio de presión (PORV, por sus siglas en inglés, Power Operated Relief Valve). Si esta válvula se abre, el presionador pierde líquido a través de ella, y lo pasa a un depósito de alivio o de desbordamiento del presionador (PRT, Pressurizer Relief Tank). La apertura de la PORV se produce de forma automática cuando la presión del fluido aumenta excesivamente, y su cierre, cuando pasados unos segundos se ha recuperado la presión adecuada, también es automático. La causa más importante del accidente de TMI-2 fue el atasco de la válvula PORV, que se quedó abierta durante horas sin que nadie lo advirtiera, dejando al núcleo sin refrigeración y desbordando el tanque PRT.​

Secuencia de sucesos del accidente

El accidente ocurrió en la planta nuclear TMI-2. El reactor TMI-1 estaba en ese momento en "parada fría" de mantenimiento, para recarga de combustible.

Parada de sección secundaria, turbina y generador. Parada del reactor

El 28 de marzo de 1979 a las 04h 00m 36s se produjo un fallo en el lazo secundario de la planta. Las bombas de agua de alimentación principales, marcadas como (21) en la figura, dejaron de funcionar. El Fact Sheet, folleto informativo editado por la NRC (Comisión Reguladora Nuclear del gobierno estadounidense), fechado en 2004, dice que esto sucedió "por un fallo mecánico o eléctrico".​

Se ha especulado desde entonces sobre el origen de esta primera avería. El informe de la comisión presidencial que se formó tras el accidente dice que la causa fue un fallo en el sistema de tratamiento del condensado, destinado a eliminar residuos minerales del circuito, y que tal fallo ya se había producido con anterioridad, al menos dos veces, en TMI-2.​ Algunos detractores del uso de la energía nuclear sostienen que nunca se ha llegado a conocer la verdadera causa.​ En cualquier caso, los técnicos califican la avería como leve. En condiciones normales, tendría que haber sido un suceso casi irrelevante.

Al deteriorarse la circulación en el bucle secundario, entró en funcionamiento el sistema de seguridad de la planta nuclear. Saltaron las alarmas en la sala de control, advirtiendo a los operadores. Primero la turbina y luego el reactor se apagaron automáticamente, lo cual era una reacción correcta a la avería: si el suministro de vapor se iba a interrumpir, no debían seguir funcionando.

Dado que la función de las bombas de agua de alimentación es obligar a la circulación de fluido, y suministrar agua al generador de vapor (6), ese elemento común entre los circuitos primario y secundario dejó de enfriarse. La presión en el bucle primario comenzó a aumentar inmediatamente, lo que también era normal. Para evitar que esa presión llegase a ser excesiva, la válvula de alivio del presionador, PORV, situada en la tapa del presionador (5), se abrió para dejar salir fluido y reducir la presión. Era también un automatismo correcto y oportuno de seguridad. Habían pasado 3 segundos.

Finalmente, el reactor nuclear de la planta TMI-2 disparó automáticamente la parada brusca. Rápidamente, las barras de control, (4) en la figura, se insertaron en el núcleo del reactor. Estas barras están hechas de un material que absorbe los neutrones libres, una sustancia moderadora. Al quitar neutrones de la circulación, impide que fisionen más núcleos de uranio y que generen más neutrones libres que a su vez producirían más fisiones (y más calor). A los 8 segundos de ocurrir la primera parada de una bomba de agua de alimentación cayeron las barras, y un segundo después el proceso de fisión se había detenido, y la generación de calor por esta causa en el núcleo del reactor era prácticamente nula. Eso no quiere decir que el núcleo quedara "frío", ni que nada ocurriera allí dentro. Tras detener la fisión, sigue habiendo en el núcleo materiales radioactivos que siguen manteniendo altas temperaturas, generando energía, y por tanto calentando el agua de refrigeración del circuito primario. Se estima que la actividad del núcleo es un 6% de la que tiene en operación normal, pero la central todavía hubiera podido iluminar 18.000 hogares​ El núcleo seguía necesitando refrigeración eficiente.

Accidente de pérdida de refrigerante

Entonces ocurrió una segunda anomalía: la válvula de alivio PORV del presionador debería haberse cerrado al disminuir la presión del circuito primario, probablemente en 13 segundos, pero no lo hizo. Se quedó atascada, abierta. Además, los indicadores que debían haber alertado a los operadores de la sala de control de que la válvula seguía abierta no funcionaron. Señalaban la válvula como cerrada, porque registraban que la señal eléctrica de orden de cierre había sido enviada, pero no contrastaban el cierre mecánico real de la válvula. Algo así como asegurar que un ventilador funciona sólo porque el interruptor está en posición activa, sin asegurarse además de que el ventilador gira, y de que sus paletas no se han roto y mueven el aire. La válvula de alivio atascada hizo que la presión del bucle primario siguiera disminuyendo. Se perdía agua del circuito primario hacia el tanque de alivio o desbordamiento, PRT.

El accidente de TMI-2 se debió realmente a este hecho: la válvula PORV atascada sin que los operadores supieran que lo estaba provocó una pequeña fuga de agua del circuito primario que no se detectó a tiempo, y produjo serios daños en el núcleo del reactor. A diferencia de la parada de las bombas del circuito secundario ocurrida 20 segundos antes, un accidente de pérdida de refrigerante o LOCA (loss-of-coolant-accident) sí es un incidente de gravedad y urgencia, y no fue detectado hasta horas después.

En el cuadro de control, una luz indicaba que la válvula PORV había dejado de recibir corriente eléctrica de apertura, condición necesaria para que estuviera cerrada. Pero no suficiente: la válvula podía estar, y de hecho estaba, atorada, dejando salir refrigerante. Un error de diseño de la central, al no reflejar los indicadores la realidad, y otro de entrenamiento de los operadores, que no conocían esa limitación, o no le dieron importancia.

Resolver el problema hubiera sido trivial, porque había válvulas de emergencia redundantes, PORV de respaldo: bastaba con cerrarlas, como de hecho se hizo cuando ya era tarde. Y también hubiera servido (y sirvió durante algún tiempo) bombear agua a presión al lazo primario con los recursos de emergencia. Y por supuesto, cerrar la propia válvula PORV. Pero no se localizó la avería, error humano que fue la segunda causa del accidente, tras los fallos mecánicos. Los investigadores de la comisión presidencial que se creó al efecto y del NRC coinciden en las graves deficiencias de formación de los operadores, y de hecho el accidente de TMI-2 inició un cambio radical en los planes de formación de técnicos de todo el mundo. Durante dos horas, hasta el cambio de turno de personal de las 6 de la mañana, los operadores ignoraron, o no supieron interpretar, una serie de indicios que indicaban que se estaba produciendo un LOCA. El más directo era el indicador de la temperatura a la salida del presionador, entre la válvula PORV y el tanque de alivio PRT. Esa temperatura tendría que haber sido inferior a 130º F (54º C) y cualquier lectura superior obligaba a revisar el estado de la válvula. Los manuales decían también que una temperatura de 200º F (93º C) era ya claro indicio de válvula abierta. Y sin embargo esas temperaturas se superaron durante horas. En la investigación, los operadores declararon que, en la operación normal de la central, no era raro ni consideraban anormal que el sensor marcara 198º F, y que alguna vez lo habían visto en 200º F.​ Los detractores de la energía nuclear añaden hipótesis de causas dolosas, como la supuesta costumbre de los operadores de ignorar indicadores anómalos, que sería debida a una operación rutinariamente poco estricta de la central, que primaría los factores económicos sobre la seguridad. En el caso de la temperatura de la salida del presionador, sostienen que se toleraban y ocultaban pérdidas de refrigerante a través de la PORV superiores a lo admisible, para evitar trabajos de mantenimiento de la central.​

El fallo del sistema de emergencia de agua de alimentación

El sistema de emergencia para suplir la parada de las bombas del circuito secundario con la que empezó todo, también funcionó. Tres bombas de emergencia arrancaron, y se sabe por un operador que estaban funcionando a los 14 segundos del inicio del accidente. Pero el agua no llegaba al generador de vapor, porque dos válvulas de operación manual que deberían haber estado abiertas estaban cerradas. A la avería de las bombas y la válvula atascada se unía un tercer incidente mecánico.

Además, igual que en el caso de la válvula del presionador, los indicadores de la sala de control tendrían que haber dado la alarma, y no lo hicieron. Eran dos pequeñas lámparas, una de las cuales estaba tapada con una etiqueta adhesiva amarilla de mantenimiento. Nunca se ha sabido por qué no funcionó la otra lámpara, o por qué funcionó y no se le hizo caso.

Sí se consiguió averiguar por qué las válvulas del suministro de agua de emergencia estaban cerradas. Cuarenta y dos horas antes del accidente se había realizado una prueba del sistema de agua de alimentación de emergencia. Ello requería cerrar las válvulas, hacer la prueba manteniéndolas cerradas, y luego volver a abrirlas. Pero en esta ocasión, ya fuera por un fallo administrativo o por un error humano, las válvulas no se volvieron a abrir al finalizar la prueba. Las dejaron cerradas.

La consecuencia era que el generador de vapor (6) seguía sin tener agua que convertir en vapor, y por tanto no consumía la energía del bucle primario, y seguía contribuyendo a su calentamiento. En condiciones normales, en una decena de segundos el circuito secundario hubiera vuelto a su ciclo agua-vapor, y a robarle calor al circuito primario.

El error se descubrió unos ocho minutos después de iniciarse el accidente. En cuanto se abrió esa válvula, el sistema de agua de alimentación de emergencia comenzó a funcionar correctamente, permitiendo que el agua fluyera en el generador de vapor. Esos ocho minutos de retraso antes de empezar a aportar agua del sistema de emergencia al circuito secundario parece que no agravaron realmente el accidente, pero incrementaron la tensión de los operadores de la central, y los distrajeron del problema principal.

Por lo que toca a la investigación, sigue sin estar claro qué operador descubrió el problema a los 8 minutos, y tampoco es seguro que las válvulas estuvieran cerradas por un descuido al finalizar la prueba del sistema de seguridad: se manejan otras hipótesis, como la de que alguien cerrara por error esas válvulas en los dos días entre la prueba y el accidente. Por supuesto, el episodio del circuito de seguridad de agua de alimentación es citado por quienes defienden que la gestión y operación de la central era caótica desde mucho antes del accidente, y culpan de negligencia a la empresa operadora, Met Ed, o incluso al organismo regulador, NRC.

Huecos en el refrigerante. Apagado manual erróneo de las bombas del lazo primario

Conforme la presión seguía disminuyendo en el circuito primario, empezaron a formarse burbujas de vapor o de aire en el agua, llamadas "huecos". Estos huecos aparecieron en zonas distintas del presionador, y singularmente en el propio núcleo, que tenía que estar siempre bañado por agua líquida. Provocaron, además, una redistribución del agua en todo el sistema: el presionador se llenaba de agua líquida, y los huecos de vapor y aire estaban en otras zonas. Esto restaba eficacia al aporte de refrigerante por el sistema de emergencia: entraba nueva agua al circuito, pero no circulaba, porque los huecos, que además estaban próximos al núcleo, no lo permitían. La investigación posterior determinó que el refrigerante del circuito primario alcanzó el punto de saturación 5 ½ minutos después de que se iniciara el accidente. Desde entonces comenzaron a formarse huecos.

Además, los operadores dejaron de añadir agua nueva. El sensor de nivel de agua que les permitía conocer la disponibilidad de refrigerante indicaba de forma errónea que el sistema estaba lleno. En realidad sólo estaba lleno el presionador, porque en el resto del circuito había huecos. Durante su formación, a los operadores se les había insistido en el riesgo de desbordar el sistema primario con demasiada agua. Se llama "condición de sólido" al estado del circuito primario lleno de agua líquida, sin nada de vapor en el presionador (el único punto del bucle primario en el que puede y debe haber vapor). Los operadores de TMI-2, fiándose de los indicadores de nivel de agua, temieron que el bucle estaba "haciéndose sólido", y pararon las bombas que suministraban refrigerante a presión al circuito. Esto era parte de su formación: se les había advertido contra las consecuencias de un circuito primario repleto de agua, en el que resulta difícil controlar la presión, y se incrementa el riesgo de que el sistema sufra daños.

Esto añade dos fallos más a la lista: el primero, que los aparatos de medida del nivel de líquido del bucle primario tendrían que haber dado información de todo el circuito, muy especialmente del núcleo, y no sólo del presionador. Pero también un fallo de formación: los operadores tendrían que haber sabido que la indicación de circuito lleno del sensor se refería sólo al presionador, y no era incompatible con que hubiera "huecos" en otros puntos.

Durante algunos minutos, el sistema había recibido de las bombas de emergencia más agua de la que perdía por la PORV, lo que quitaba algo de gravedad al problema. Después, la formación de huecos había hecho casi inútil el bombeo de emergencia. Finalmente, se apagaron las bombas de suministro de agua a presión, mientras seguía perdiéndose refrigerante por la PORV abierta. Por supuesto, los operadores no sospechaban nada del problema de la válvula PORV, ni de otras posibles pérdidas de refrigerante. Durante cuatro horas no se dieron cuenta de que sufrían una amenaza mucho más grave que la "condición sólida" del lazo primario.

Las bombas del bucle primario trepidan, y se decide apagarlas

Tras casi ochenta minutos durante los cuales la temperatura subía lentamente, a las 5h 20m las bombas del bucle primario de refrigeración empezaron a trepidar violentamente. Eran los "huecos" o burbujas. Por las bombas pasaba vapor y aire, más que agua, y eso las hacía temblar. Violentas vibraciones que hacían temer que acabarían rompiéndose.

Los operadores valoraron el riesgo de que las bombas sufriesen daños, y las pararon, pensando equivocadamente que el flujo del agua por el circuito continuaría de forma natural, por convección. Sin embargo, no detectaron un indicio más del LOCA: si las bombas trepidaban era porque recibían aire o vapor, no líquido. Luego el circuito primario tenía vapor, o aire.

No cabía esperar circulación "natural" convectiva: el vapor había bloqueado el bucle primario, y la inmovilidad del agua tras parar las bombas hacía que se formase todavía más vapor. Las zonas del núcleo del reactor que tenían que haber estado siempre en contacto con refrigerante quedaban expuestas y se calentaban sin control.

Accidente de fusión del núcleo

Hacia las 6:10, 130 minutos después del inicio del accidente, la parte alta del núcleo del reactor quedó al descubierto (es decir, sin refrigerante), y el calor y el vapor condujeron a una reacción química en la que participaban, por un lado, el hidrógeno y otros gases radioactivos de los gases dentro de la vasija, y por otro el zirconio de las vainas que recubrían el combustible nuclear. Se estaban formando burbujas de hidrógeno potencialmente explosivas, y gases radioactivos. A través de la válvula PORT se estaban expulsando estos gases al interior del edificio de contención. Era el principio de la formación de burbujas de hidrógeno dentro del edificio, con grave riesgo de explosión si en el recinto había también oxígeno.

Se rompió un disco de ruptura del tanque de desbordamiento (PRT), que recibía el agua de la válvula atascada, y el refrigerante del circuito primario, radioactivo, empezó a filtrarse dentro del edificio de contención.

A las 6 de la mañana (120 minutos después del primer fallo), justo cuando el núcleo empezaba a quedar expuesto, cambió el turno de los operarios de la sala de control. Uno de los recién llegados advirtió por fin que la temperatura entre el presionador y el tanque de contención era excesiva, y utilizó una válvula de reserva de la PORV para cerrar la salida. Quedaba cerrada la fuga de refrigerante causada por la válvula PORV atascada, causa principal del accidente. Pero demasiado tarde: para entonces se habían perdido cerca de 950.000 litros de refrigerante del circuito primario.

A las 6h 45m, 165 minutos después del primer fallo, saltaron las alarmas de radiación, al llegar el agua contaminada del tanque de alivio del presionador a los sensores del edificio de contención; en ese momento el nivel de radioactividad del agua refrigerante del circuito primario era ya entre 300 veces mayor de lo esperado.

Sonaron las alarmas de radiación, y se activó el estado de emergencia local por fuga radioactiva dentro del edificio.

Explosión en el edificio de contención. Se recupera la refrigeración del núcleo

En la sala de control de la central todavía no se tenía claro que los niveles de agua del bucle principal de refrigeración eran bajos, y que más de la mitad del núcleo del reactor estaba descubierto. Un grupo de trabajadores hicieron lecturas manuales de la temperatura del refrigerante con los termopares, y obtuvieron una muestra de agua del circuito primario. Pasadas unas siete horas desde el inicio de la emergencia, se bombeó agua nueva al circuito primario. Se abrió otra vez la válvula de alivio PORV de reserva, para reducir la presión. Poco a poco se fue llenando el circuito de refrigerante líquido, eliminando los huecos.

Pasadas nueve horas, a las 13h, el hidrógeno acumulado en el reactor explotó. Tan grave hecho pasó inadvertido, aunque en la sala de control se produjeron oscilaciones en aparatos de medida, registradas incluso en gráficos, y se escuchó un ruido sordo. Durante la investigación, un técnico declaró que el ruido se atribuyó a algún golpe en un sistema de ventilación, y la oscilación en los gráficos a un fallo en los aparatos de medida.

Lo que había ocurrido es que al quedar expuesto el núcleo y subir sin control su temperatura, las vainas de aleación de zirconio habían reaccionado químicamente con el vapor del refrigerante, formándose hidrógeno. Este hidrógeno formaba burbujas en la vasija, pero también se escapaba a través de la válvula PORV abierta hacia el edificio de contención, donde había explosionado.

Pasadas dieciseis horas, a las 20h, las bombas del circuito primario volvieron a ponerse en funcionamiento, y la temperatura del núcleo comenzó a descender. Una gran parte del núcleo se había fundido o vaporizado, el sistema era peligrosamente radiactivo, incluso fuera de la vasija, en el edificio de contención, y se habían formado burbujas de hidrógeno potencialmente explosivas. Pero temperatura y presión del reactor estaban por fin controlados, el núcleo de combustibles nucleares protegido con refrigerante, y el problema era ahora la limpieza, el riesgo de emisiones radioactivas al exerior, y el riesgo de explosiones del hidrógeno.

La emisión radioactiva

A lo largo de la semana siguiente se retiraron del reactor el vapor y el hidrógeno, usando un recombinador,​ pero también, lo que resultó más controvertido, por venteo, dispersándo los gases en la atmósfera. Se estima que 2,5 millones de curies fueron liberados a la atmósfera con el gas radiactivo.

Consecuencias del accidente

El accidente del TMI-2 ha sido de especial interés para los estudiosos del factor humano, al ser un ejemplo de la forma en que los grupos de personas reaccionan y toman decisiones en condiciones de estrés. Hay acuerdo general en el hecho de que decisiones humanas incorrectas agravaron el accidente, y en que tales errores fueron debidos a la abrumadora cantidad de información --en gran parte irrelevante, engañosa o incorrecta-- a la que fueron sometidos los técnicos que operaban la central. Como resultado del accidente de TMI, la formación de los operadores de centrales nucleares ha cambiado. Antes, estaba enfocada a enseñarles a resolver el problema subyacente, es decir, a diagnosticar las causas finales del problema, y resolverlas. Después de TMI, su entrenamiento se basa en reaccionar a las emergencias siguiendo una lista de comprobación estandarizada, un cuestionario de respuestas cerradas si/no, que asegure que el núcleo del reactor está recibiendo suficiente refrigerante.

Para limpiar el reactor después del accidente fue necesario acometer un difícil proyecto, que duró más de 10 años. Comenzó en agosto de 1979 y no terminó oficialmente hasta diciembre de 1993, con un coste total de cerca de 975 millones de dólares. Entre 1985 y 1990 se eliminaron del sitio casi 100 toneladas de combustible radioactivo. Se reinició TMI-1 en 1985, aunque no había tenido participación en el suceso.

Blaum, Fleming y Singer (1982) mostraron que las personas que vivían cerca del reactor nuclear de Three Mile Island exhibieron altos niveles de estrés después del accidente nuclear que ocurrió allí. También mostraron evidencia de una elevación en los niveles de presión sanguínea, un mayor número de infecciones de las vías respiratorias. Además, los sistemas inmunológicos de estas personas no respondían tan bien como hubiera sido de esperar.

El accidente en la planta ocurrió tres días después del lanzamiento de la película The China Syndrome, en la que Jane Fonda interpretaba a una reportera de televisión de una emisora de TV de California. La reportera está grabando una serie de reportajes sobre la energía nuclear, y mientras está en la central nuclear hay un problema y casi tiene lugar un accidente. La reportera procura advertir al público de los peligros de las centrales nucleares.

Dos coincidencias entre la trama de ficción de la película y el suceso real de Three Mile Islands resultaron especialmente sorprendentes: durante una escena, la reportera habla con un experto de seguridad nuclear, que le dice que un accidente con fusión del núcleo podría forzar la evacuación de la población "en un área del tamaño de Pennsylvania" (el Estado de TMI). La segunda: en la película los operadores de la sala de control se equivocan al valorar la cantidad de agua dentro del núcleo del reactor, igual que ocurriría después en el accidente real de TMI.