Fermi 1

Fermi 1 fue el único reactor reproductor a escala de demostración de los Estados Unidos , construido durante la década de 1950 en la Central Nuclear Enrico Fermi en la costa occidental del lago Erie al sur de Detroit, Michigan . Utilizaba el ciclo de reactor rápido enfriado por sodio , en el que se utiliza sodio metálico líquido como refrigerante primario en lugar de los diseños típicos de reactores nucleares enfriados por agua. El enfriamiento por sodio permite un núcleo más compacto, generando neutrones excedentes que se utilizan para producir más combustible de fisión al convertir una "manta" circundante de ²³⁸ U en ²³⁹ Pu que puede reintroducirse en un reactor. A plena potencia, generaría 430 MW de calor (MWt), o aproximadamente 150 MW de electricidad (MWe).

El diseño y la construcción de Fermi 1 fueron dirigidos por Walker Lee Cisler , presidente de Detroit Edison . Cisler creía que el ciclo reproductor dominaría el futuro mercado comercial porque proporcionaría un suministro prácticamente ilimitado de combustible, y defendió los esfuerzos para producir Fermi 1 basándose en el diseño del pequeño reactor experimental EBR-I en Idaho. Sus esfuerzos fueron apoyados por Lewis Strauss , presidente de la Comisión de Energía Atómica de Estados Unidos (AEC), que era un firme defensor de que las empresas privadas entraran en el campo nuclear.

El 29 de noviembre de 1955, el reactor EBR-I sufrió una fusión parcial por razones que no se entendieron del todo. La licencia de construcción para Fermi 1 comenzó en enero de 1956. El panel de revisión de la AEC recomendó que el diseño no continuara hasta que se comprendieran mejor los problemas con el reactor EBR y el diseño de reactores en general mediante pruebas en sistemas experimentales más nuevos como el EBR-II . Cuando su informe fue citado en las audiencias del Congreso, Strauss se negó a discutirlo y aprobó la construcción. Esto provocó una tormenta de debates en el Congreso y en la prensa, junto con una serie de demandas por parte del sindicato United Auto Workers que brevemente llevaron a la revocación de su licencia de construcción.

La construcción se retrasó varios años y el presupuesto se duplicó. La operación se había planeado para 1959 o principios de 1960, pero Fermi 1 alcanzó la criticidad el 23 de agosto de 1963. Aunque aumentó lentamente su potencia durante los dos años siguientes, el 5 de octubre de 1966 sufrió una fusión parcial cuando el flujo de sodio se interrumpió por el bloqueo de los orificios de entrada en la parte inferior del reactor. El problema se detectó lo suficientemente temprano como para apagar el reactor de manera segura y no hubo liberación radiactiva fuera del edificio de contención . El sitio se cerró para reparaciones y se reanudó en julio de 1970. Funcionó solo hasta que se cerró nuevamente el 27 de noviembre de 1972, y se desmanteló oficialmente el 31 de diciembre de 1975.

La mayoría de los reactores comerciales funcionan con combustible fisible ^{de 235 U. En la naturaleza, el 235} U se mezcla con una cantidad mucho mayor de ²³⁸ U no fisible. Hay tanto ²³⁸ U que los átomos ^{de 235} U son tan escasos que una reacción en cadena es imposible. En la mayoría de los casos, esto se supera con dos métodos. Un método es "enriquecer" el combustible, concentrando el ²³⁵ U para que los neutrones tengan una mayor probabilidad de chocar con él. El enriquecimiento deja un subproducto de ²³⁸ U no fisible conocido como uranio empobrecido . El otro método es ralentizar los neutrones, o " moderarlos ", lo que aumenta la posibilidad de que experimenten una reacción.

Los diseños de reactores más comunes utilizan ambos métodos, enriqueciendo ligeramente el combustible hasta aproximadamente un 3 a un 5 % ^{de 235} U y utilizando agua como moderador. En estos diseños, ^{el 238} U sigue siendo la mayor parte del combustible. Algunos neutrones de los eventos de fisión chocan con estos átomos y son capturados, convirtiéndolos en ²³⁹ Pu. Estos también pueden sufrir fisión como el ²³⁵ U. Aproximadamente el 35 % de la fisión en un reactor típico es del ²³⁹ Pu creado de esta manera. ^[1]

Es posible aumentar la tasa de captura y obtener combustible adicional. Sin embargo, este proceso es mucho más eficiente cuando los neutrones tienen mayor energía, lo que va en contra de la moderación necesaria para el ²³⁵ U. Esto conduce a una clase de diseños que están optimizados para la producción de ²³⁹ Pu. Estos reproductores generalmente se construyen en dos partes, un "núcleo" de combustible que se enriquece hasta el punto en que puede mantener una reacción en cadena sin un moderador, y una "manta" de ²³⁸ U que lo rodea que está diseñada para capturar cualquier neutrón sobrante y crear ²³⁹ Pu. ^[1]

^{El 235} U y ^{el 238} U son químicamente idénticos y es difícil separarlos mediante procesos mecánicos debido a que su masa es ligeramente diferente. Por el contrario, el uranio y el plutonio tienen una composición química diferente y se pueden separar mediante procesos químicos. Esto da como resultado un plutonio relativamente puro que se puede utilizar como combustible en el núcleo del reactor reproductor sin necesidad de enriquecerlo más. Una vez que el sistema está en funcionamiento, es posible producir suficiente plutonio para reemplazar por completo el combustible de uranio original y aún así tener más plutonio sobrante. Este plutonio adicional se puede utilizar luego en el núcleo de otros reactores reproductores o se puede mezclar con uranio y quemar en reactores convencionales (no reproductores). ^[1]

Un reactor que puede funcionar sin moderación necesita refrigeración. Como el agua daría una moderación no deseada, se necesita algún otro tipo de refrigerante. El sodio metálico es un excelente refrigerante con una probabilidad muy baja de reaccionar con neutrones, lo que mejora la economía de neutrones . También tiene una excelente transferencia térmica. La eficiencia de la transferencia de calor es una función de la diferencia entre las temperaturas de trabajo máxima y mínima. En el sodio, este es el punto de fusión de 371  Kelvin (K) y el punto de ebullición de 1156 K. En contraste, los límites equivalentes del agua a presión atmosférica son 273 K y 373 K, lo que resulta en una capacidad calorífica específica mucho menor . Para mejorar esto, muchos reactores refrigerados por agua funcionan a alta presión para aumentar el punto de ebullición. Los diseños de sodio pueden funcionar a presión atmosférica a una temperatura mucho más alta, lo que ofrece una ventaja de seguridad. Para compensar esto, está el hecho de que el sodio es altamente reactivo. El sodio caliente estallará en llamas al entrar en contacto con agua u oxígeno. ^[1]

El concepto de reactor reproductor dominó el pensamiento nuclear temprano, ya que ofrecía una manera de producir cantidades casi ilimitadas de combustible a partir de lo que de otro modo sería un producto de desecho. En la década de 1950, se creía comúnmente que el suministro de uranio natural era limitado y podría agotarse si la energía de fisión se volvía popular. El plutonio creado podría usarse para alimentar el núcleo del reactor reproductor, con suficiente sobrante para hacer funcionar otros reactores. Un reactor reproductor potencialmente genera no solo electricidad, sino también ingresos a través de las ventas de combustible. El primer reactor productor de energía fue un reactor reproductor, el Reactor Reproductor Experimental I (EBR-I) en lo que se convirtió en el Laboratorio Nacional de Idaho . El 20 de diciembre de 1951 produjo suficiente energía eléctrica para alimentar una serie de bombillas. ^[2]

Walker Lee Cisler fue nombrado presidente de Detroit Edison en diciembre de 1951. Acababa de entregar un informe a la Comisión de Energía Atómica de los Estados Unidos (AEC) en el que sugería que la energía nuclear sería práctica para las compañías eléctricas comerciales y podría conducir a una forma completamente nueva de satisfacer las necesidades energéticas futuras. El informe de Cisler se centraba en el reactor reproductor rápido, afirmando que "el reactor reproductor produciría continuamente cantidades de material fisionable superiores a las consumidas. Por lo tanto, los reactores reproductores aumentarían, en lugar de consumir, el suministro mundial de materiales fisionables". ^[3]

Cisler propuso un ciclo de diseño para un reactor de reproducción comercial en una asociación entre Detroit Edison y Dow Chemical . La AEC aprobó el concepto el 19 de diciembre de 1951. Esto fue sólo un día antes de que el EBR-1 comenzara sus operaciones iniciales. Durante el año siguiente, Cisler formó el Departamento de Desarrollo de Energía Nuclear dentro de Detroit Edison, y trajo a otras quince empresas de servicios públicos y proveedores, entre ellos Consolidated Edison y Philadelphia Electric . ^[4] El grupo combinado formó Atomic Power Development Associates (APDA). ^[5]

El 19 de octubre de 1952, la AEC dio luz verde a la organización para el diseño detallado. El desarrollo avanzó lentamente hasta que el presidente Eisenhower firmó la Ley de Energía Atómica en agosto de 1954, que permitía a las empresas privadas poseer plantas nucleares. ^[6] El proyecto recibió más apoyo cuando Lewis Strauss fue designado presidente de la AEC. Strauss estaba muy interesado en ver el desarrollo comercial y apoyó firmemente los programas de reactores de agua ligera y de reactores reproductores . ^[7]

En una reunión de revisión con la AEC el 10 de noviembre de 1954, el premio Nobel Hans Bethe y el diseñador del EBR Walter Zinn no estuvieron de acuerdo sobre el resultado de una fusión en un reactor. Zinn sugirió que podría causar una explosión, mientras que Bethe consideró que esto era extremadamente improbable. Todos estuvieron de acuerdo en que tal explosión, si ocurriera, sería lo suficientemente pequeña como para ser contenida en un edificio adecuado. ^[8]

Poco después de la reunión, Alfred Amorosi fue nombrado director técnico del proyecto. Comenzó un estudio en profundidad de las operaciones y se preocupó por un problema en particular. Una ventaja del refrigerante de sodio era que se expandía cuando se calentaba, lo que ralentizaba la velocidad de reacción y enfriaba el reactor. Este coeficiente de temperatura negativo es muy deseable, ya que ofrece seguridad pasiva. Sin embargo, el EBR demostró un coeficiente de temperatura positivo en determinadas condiciones. Más desconcertante fue que los cálculos de un segundo efecto similar, el coeficiente Doppler , parecían ser positivos. En este caso, el calor adicional podría provocar una condición de descontrol. ^[8]

El trabajo de Amorosi fue estudiado en una reunión del 30 de junio de 1955 del grupo de expertos dentro del Comité Asesor sobre Salvaguardias de Reactores, un panel de expertos formado por la AEC, que hoy forma parte de la Comisión Reguladora Nuclear . ^[9] Les preocupaba que el coeficiente Doppler pudiera abrumar el efecto térmico y cualquier sistema automático que intentara controlarlo. El equipo era ambivalente sobre el concepto en un sentido más amplio, planteando varios problemas potencialmente graves y preguntándose por qué estaban considerando seguir adelante con una planta a gran escala sin esperar los resultados de las pruebas en prototipos más pequeños. Llegaron a la conclusión de que "se debe reconocer que las suposiciones en las que se basan estos cálculos no se han establecido experimentalmente, y deben serlo antes de que se pueda recomendar la operación de un reactor de este tipo para un sitio cercano a un área poblada". ^[10]

Para caracterizar mejor estos efectos, en el verano de 1955, el EBR comenzó a realizar experimentos para medir el coeficiente Doppler. Como el efecto es más pronunciado a temperaturas más altas, se organizó una prueba que haría funcionar el reactor a 900 °F (482 °C), no muy por debajo del punto de fusión del combustible. ^[11] La reactividad se controlaba mediante una serie de barras de control motorizadas que se extraían lentamente para permitir que la potencia aumentara suavemente. En caso de que surgiera un problema, se podía introducir rápidamente un segundo conjunto de barras de emergencia en el reactor. ^[12]

La prueba se llevó a cabo el 29 de noviembre de 1955. A medida que se iba aumentando la potencia, a 500 W la lectura de temperatura se volvió confusa. Preocupado de que estuviera empezando a aumentar, el científico a cargo de la prueba ordenó al operador que soltara las varillas de emergencia, pero el operador presionó el botón de las más lentas controladas por motor. El científico se dio cuenta de lo que había sucedido y presionó el botón correcto, pero en esos pocos segundos, la potencia continuó aumentando rápidamente. Entonces se activó un segundo sistema de seguridad que dejó caer toda la manta en un pozo debajo del reactor, lo que tuvo el efecto de detener las reacciones. ^[13]

Aproximadamente la mitad del núcleo se había fundido en cuestión de segundos, lo que dejó al reactor tan radiactivo que no se podía acceder a él. Los equipos pudieron abrir finalmente el núcleo semanas después y no quedó claro de inmediato qué había causado los problemas. Si se había debido al efecto Doppler, eso indicaba que una planta más grande sería completamente incontrolable. Finalmente se determinó que la causa de los problemas era que las barras de combustible se doblaban o se inclinaban a medida que se calentaban, lo que les permitía acercarse y aumentar la velocidad de reacción. La cuestión del coeficiente Doppler quedó sin probar. ^[14]

La fusión del reactor EBR puso de manifiesto otra preocupación persistente con el diseño del reactor reproductor. Como el núcleo estaba altamente enriquecido, incluso los movimientos más leves del combustible podían causar cambios significativos en la reactividad, como ocurrió en el reactor EBR. Si la capa cayera sobre el combustible en el núcleo, podría "compactarlo" para provocar la supercriticidad, lo que llevaría a una explosión. Lo mismo podría ocurrir si el combustible se derritiera y se acumulara en el fondo redondeado del reactor y luego el resto del núcleo se presionara sobre él. Amorosi diseñó una solución simple para este último problema: se colocó un cono de metal, no muy diferente de un cono de helado al revés , en el centro del tanque de sodio en el fondo del reactor. Durante el funcionamiento normal, esto ayudaría a guiar el flujo de sodio hacia el núcleo. Si el combustible se derritiera, el cono lo obligaría a fluir hacia afuera en forma de anillo que no podría alcanzar la masa crítica. ^[15]

Cisler solicitó un permiso de construcción para Fermi 1 en enero de 1956. Se formó una nueva empresa para construir la planta, la Power Reactor Development Company, o PRDC. ^[14]

Durante una serie de reuniones con el Comité de Salvaguardias de la AEC en marzo, el PRDC presentó su trabajo hasta la fecha, pero gran parte de él seguía siendo preliminar. En cuanto al tema del coeficiente Doppler, el Laboratorio Nacional Argonne , que dirigió el EBR-I, presentó datos del accidente, incluido el problema de la caída de las barras de combustible. ^[14] Wayne Jens del PRDC presentó tres escenarios de accidentes importantes que había estado estudiando, incluida la posibilidad de que el refrigerante de sodio pudiera hervir, lo que podría resultar en una explosión con la fuerza de 5 toneladas de TNT (21 GJ) equivalente a TNT . Los otros dos eran escenarios de fusión, pero los números para estos eran demasiado preliminares. Henry Gomberg, de la Universidad de Michigan , presentó su trabajo sobre posibles eventos de fuga de radiación, pero nuevamente los resultados fueron tentativos. Aunque el trabajo estaba en curso, Cisler manifestó su confianza en que todos estarían completos para cuando solicitaran una licencia operativa algunos años en el futuro. ^[16]

El 2 de junio de 1956, en las oficinas de Argonne en Chicago , se organizó otra reunión y una revisión final de los datos bajo la dirección de Rogers McCullough, de Monsanto . En su carta de revisión, que resumía la reunión, se afirmaba que "aunque el Comité no dispone de datos ni cálculos que indiquen claramente que el reactor propuesto no es seguro para este emplazamiento, considera que no hay suficiente información disponible en este momento para garantizar que el reactor PRDC pueda funcionar en este emplazamiento sin peligro para el público". ^[17]

De particular preocupación era entender exactamente qué sucedió en el EBR y "se debe dar una demostración clara de que un coeficiente de esta magnitud no puede existir en el diseño del PRDC". ^[18] Esto sólo se podía resolver con más experimentación, y el grupo consideró que las pruebas actualmente planeadas simplemente no proporcionarían suficiente información a tiempo para la apertura propuesta en 1959 o 1960. ^[16] Sugirieron construir un reactor más pequeño específicamente para probar los efectos de los cambios de temperatura, ^[18] y otro para probar si los conceptos propuestos para el edificio de contención podrían realmente detener una explosión de la magnitud presentada por Jens. ^[19]

Aunque se obtendría más información a partir de los experimentos ya planificados, no llegaría a tiempo para influir en el diseño antes de que se completara la construcción, y la experiencia existente sobre los reactores más pequeños "no es del todo tranquilizadora". ^[19] Recomendaron que el programa EBR-II avanzara lo más rápidamente posible y se construyera como un verdadero prototipo del diseño de Fermi, en lugar de un EBR más grande que fuera puramente experimental. Si bien elogiaron al PRDC por seguir adelante con el diseño y desarrollarlo tan rápidamente, concluyeron que "el Comité no cree que las medidas que se deben tomar deban ser tan audaces como para poner en riesgo la salud y la seguridad del público". ^[20]

El informe de McMullough llegó a la AEC en medio de un debate en el Comité Conjunto sobre Energía Atómica del Congreso sobre el proyecto de ley Gore-Holifield que pretendía brindar más apoyo a la energía nuclear comercial. Strauss consideró que esfuerzos como los del PRDC representaban el mejor camino a seguir, mientras que los demócratas del Comité Conjunto, encabezados por Thomas E. Murray , que también fue comisionado de la AEC, ^[21] favorecían una financiación federal adicional para otra ronda de máquinas experimentales. ^[22]

Durante el debate sobre el proyecto de ley, John Dingell expresó su preocupación por el hecho de que la AEC fuera la encargada de promover la energía nuclear y al mismo tiempo de controlar su seguridad. Señaló los diseños de PRDC como ejemplo e instó a retener la financiación "hasta que se hayan resuelto todos los problemas de seguridad para la protección del público". También envió comunicados de prensa al Detroit News , al Toledo Blade y al Wall Street Journal en los que exponía las preocupaciones sobre el diseño. ^[23]

A finales de junio de 1956, el Comité de Asignaciones de la Cámara de Representantes comenzó a revisar la solicitud de la AEC de fondos adicionales para máquinas experimentales. El presidente Clarence Cannon aprovechó las reuniones para expresar su oposición a la prisa por construir reactores privados y al liderazgo de Strauss en general. Bajo su interrogatorio, tanto Strauss como Murray revelaron detalles de la controversia sobre el diseño del PRDC. Cuando Cannon se quejó de que las empresas privadas parecían no estar haciendo ningún progreso, Strauss respondió que asistiría a la ceremonia de inauguración de Fermi el 8 de agosto. Esta era la primera vez que se mencionaba la construcción, ya que la fecha se había seleccionado, junto con el nombre de la planta, antes de que se llevara a cabo la revisión de McMullough. ^[22]

Al día siguiente, Cannon interrogó a Murray sobre el diseño, y Murray manifestó su creencia de que el reproductor era una parte importante del programa de la AEC, pero que se deberían proporcionar más fondos para experimentos adicionales. Para subrayar su argumento, leyó varias partes de la revisión de McMullough que sugería acelerar los programas existentes y construir sistemas de prueba adicionales. Cannon utilizó esto para argumentar que la totalidad de los $ 55 millones solicitados originalmente se le dieran a la AEC en lugar de la asignación de $ 15 del comité. Murray luego siguió al día siguiente, reuniéndose con Clinton Anderson , y señaló que Strauss parecía estar ignorando las preocupaciones de McMullough y obviamente había decidido otorgar una licencia de construcción ya. ^[22]

Después de reunirse con Murray, Anderson hizo que James T. Ramey telefoneara a la AEC y solicitara una copia del informe McMullough. Harold Vance , Kenneth Fields, Melvin Price y el asesor general de la AEC analizaron la solicitud. Vance estaba particularmente preocupado por la forma en que se había presentado este único informe, entre muchos dentro de la AEC sobre el tema, y ​​por lo tanto parecía al Comité Conjunto como si fuera el único informe de ese tipo. ^[24] Continuó sugiriendo que aclararan el papel del Comité de Salvaguardias y el grupo más amplio de comités dentro de la AEC. Price, en cambio, manifestó su opinión de que "ésta es la razón por la que documentos como este deberían ser privilegiados". ^[25] Decidieron ignorar la solicitud. ^[25]

Anderson envió una carta formal el 9 de julio y, tras un debate interno, Strauss decidió declararla "administrativa y confidencial" y respondió el 13 de julio que la haría pública sólo con la condición de que se tratara como información confidencial . El Comité Conjunto se negó, afirmando que "no podían recibir el informe en esas condiciones". ^[26] El 16 de julio, Anderson envió otra demanda a la AEC, que una vez más se negó, y Strauss simplemente afirmó que "no habría respuesta pública". ^[26]

Mientras todo esto sucedía, la División de Aplicaciones Civiles (DCA) de Price estaba haciendo su propia revisión del diseño. Su carta de revisión abordó cada punto planteado por el Comité de Salvaguardias. Por ejemplo, en respuesta a la preocupación de que no había suficiente información disponible para permitir la operación en el sitio propuesto, la DCA estuvo de acuerdo, pero luego manifestó su opinión de que dicha información estaría disponible antes de que se considerara la licencia operacional. Al considerar la cuestión de las fusiones que podrían romper el confinamiento, una vez más coincidieron con el Comité de Salvaguardias en que no había suficiente información disponible para sacar una conclusión, pero luego declararon simplemente que creían que el edificio sugerido albergaría el "accidente máximo creíble en este reactor". ^[27]

El 1 de agosto, la AEC se reunió para considerar la solicitud. Price presentó el caso de la DCA, afirmando que estaban de acuerdo con el Comité de Salvaguardias sobre cuáles eran las preocupaciones, pero que había "diferencias de opinión con respecto a este proyecto que se relacionan con el grado de optimismo o pesimismo entre varias personas en cuanto a la probabilidad de que estos problemas puedan resolverse satisfactoriamente". ^[21] Luego sugirió emitir un permiso de construcción sobre la base de que se resolvieran esos problemas antes de que se otorgara la licencia operativa. ^[21]

Strauss pidió entonces que se debatiera el asunto. Murray se volvió hacia McMullough, que también estaba presente, y le preguntó si había ocurrido algo desde el 6 de junio que le hiciera cambiar de opinión. McMullough respondió que nada había cambiado. Murray declaró entonces que se oponía a conceder una licencia de construcción. Vance afirmó que debían seguir adelante con la licencia de construcción, pero que se aseguraran de utilizar siempre el término "condicional" cuando la debatieran con la prensa, ya que le preocupaban los problemas de seguridad que ya eran conocidos por el público. Afirmó que "puede pasar algún tiempo antes de que se pueda obtener una garantía razonable. Si demoráramos el permiso de construcción hasta entonces, podríamos retrasar un programa muy importante. Si no pensáramos que las posibilidades de que se resolvieran todos estos problemas fueran muy buenas, no concederíamos el permiso. Creemos que son buenas". ^[28]

Al final, tres comisionados votaron a favor de conceder el permiso, y Murray votó en contra. El permiso se concedió el 4 de agosto de 1956. ^[28]

El 8 de agosto se puso oficialmente la primera piedra, como había dicho Strauss. ^[29] Esto dio lugar casi inmediatamente a una demanda por parte del sindicato United Auto Workers (UAW), encabezado por Walter Reuther . El informe de McCullough se hizo público en agosto, después de que se concediera el permiso de construcción. Reuther señaló las preocupaciones sobre el reensamblaje después de la fusión, afirmando que "en lenguaje cotidiano, esto significa que el reactor podría convertirse en una bomba atómica a pequeña escala". ^[30]

Cisler respondió que la planta sólo había recibido una licencia de construcción y que si persistían los problemas de seguridad no se concedería la licencia de funcionamiento. A continuación, afirmó que todo el argumento tenía motivaciones políticas, y declaró al Detroit Free Press que "estamos encaminados hacia un estado socialista" y que las personas que se manifestaban en contra del diseño estaban "dispuestas a utilizar cualquier subterfugio para mantener el desarrollo de la energía atómica en manos del gobierno". Sugirió que todo el asunto era simplemente una batalla entre los interesados ​​en mantener los diseños en el sector público y los interesados ​​en mantener el sector privado y que los argumentos sobre la seguridad estaban "golpeando por debajo del cinturón". ^[30]

Esto dio lugar a una carta del senador de Michigan Patrick V. McNamara a Cisler, en la que afirmaba: "Rechazo el mito que ha inventado de que se trata únicamente de una lucha entre intereses de poder públicos y privados". ^[31] Llevó el tema al pleno del Senado, afirmando que la seguridad era primordial porque el sitio estaba justo en las afueras de Monroe, Michigan , una ciudad de 20.000 habitantes, y estaba a sólo 30 millas (48 km) de Detroit. ^[32] Señaló: "¿Fueron estas preguntas planteadas únicamente por legos, que sabían poco o nada sobre las complejidades y tecnicismos de los reactores atómicos? No. Fueron planteadas por el propio Comité Asesor sobre Salvaguardias de Reactores de la AEC. Y sus preguntas hasta la fecha nunca han recibido respuesta". ^[31]

La construcción continuó a pesar de las preocupaciones existentes. Comenzó con la inyección de hormigón en el lecho de roca subyacente en verano y las excavaciones en octubre. El primer hormigón para la base, considerado una fecha clave en la construcción de cualquier reactor, se vertió en diciembre de 1956. La parte superior de la cúpula de confinamiento se añadió el 21 de septiembre de 1957. ^[33] El recipiente del reactor llegó en mayo de 1958, después de un viaje de un mes en barcaza y tren. ^[34] A principios de 1958, las estimaciones de costos habían aumentado a $70 millones (equivalentes a $759.000.000 en 2023), el doble de la estimación inicial. La parte final del ensamblaje del reactor llegó en mayo de 1959, dejando solo la planta de vapor por completar. ^[35] La AEC aprobó la construcción final el 26 de mayo. ^[36]

En agosto de 1959, comenzaron las primeras pruebas con los circuitos de refrigeración de sodio. ^[36] Estas se llevaron a cabo en una gravera a cierta distancia. El 24 de agosto, el sodio explotó, hiriendo a docenas de personas y causando daños a las casas cercanas. ^[37] Poco después, las pruebas de los pasadores de combustible demostraron que solo funcionarían durante 1 ⁄ 3 del tiempo previsto originalmente antes de tener que ser retirados. Pruebas posteriores de los circuitos de refrigeración de sodio demostraron que el metal que fluía arrancaría las aletas de los pasadores que los mantenían separados entre sí en el reactor. En 1960, surgió un problema más grave con los pasadores que demostró que podían hincharse dentro del reactor e impedir el flujo del refrigerante de sodio. Esto requirió un retraso de varios meses en la construcción para solucionarlo. ^[38]

En ese momento, la persistente amenaza de una demanda por parte de la UAW ya había llegado a los tribunales y se escuchó el 23 de marzo de 1960. El veredicto se hizo público el 10 de junio: la licencia de construcción era ilegal y todos los trabajos en la planta debían detenerse en un plazo de 15 días. Cisler solicitó una nueva audiencia, pero esta fue denegada el 25 de julio. Tanto Detroit Edison como el Departamento de Justicia de los EE. UU. apelaron ante la Corte Suprema de los EE. UU . Mientras tanto, la construcción continuó. ^[39]

El 12 de junio, la Corte Suprema falló a favor de Fermi 1. La opinión mayoritaria afirmó que el proceso de dos etapas de permitir la construcción y luego las licencias operativas era válido "lo suficiente como para satisfacer los argumentos de derecho". La opinión minoritaria señaló que permitir la construcción significaba que las empresas involucradas habrían invertido millones en la construcción y que para cuando esta se completara, "la historia legislativa deja en claro que el momento en que se debe resolver la cuestión de la seguridad es antes de que la Comisión emita un permiso de construcción". ^[40]

El primero de los 105 pernos de combustible llegó el 9 de junio de 1961 y la AEC emitió una licencia de construcción extendida para lidiar con los retrasos en curso. Otros problemas obstaculizaron el progreso; el tapón que sellaba la parte superior del reactor tuvo que ser cambiado, y se descubrió que el sodio estaba reaccionando con el blindaje de grafito dentro del reactor. Esto causó otro retraso de 15 meses y agregó $ 2.5 millones en costos de construcción. La AEC emitió otra extensión de la licencia de construcción para cubrirlo. ^[41]

Durante este período, Walter McCarthy dirigió la solicitud de licencia operacional. ^[42] Con la construcción prácticamente completada en el otoño de 1962, el Comité Asesor sobre Seguridad del Reactor se reunió nuevamente en octubre de 1962 para considerar los aspectos operacionales. Aprobaron el reactor para la carga de combustible y el funcionamiento a 1 ⁄ 400 de su potencia nominal . Se requeriría operación y revisión antes de que pudiera llevarse al siguiente nivel de 200.000 kW de salida, ^[41] y finalmente a su potencia de diseño de 400.000 kW térmicos. ^[43]

El 11 de diciembre de 1962, Reuther presentó una moción para retrasar las audiencias operativas mientras la UAW preparaba su caso. Al día siguiente, un sobrecalentamiento del agua de refrigeración provocó una serie de acontecimientos que hicieron que saliera sodio caliente del reactor, que inmediatamente estalló en llamas. Reuther aprovechó el suceso porque, si se hubiera cargado el combustible, se habría producido un grave accidente por radiación, que fue recogido por la prensa, especialmente en Washington. ^[44] El caso de la UAW finalmente no llegó a ninguna parte, y se aprobó la licencia operativa provisional. ^[45]

La carga final de combustible comenzó el 12 de julio de 1963, ^[45] y la reacción en cadena inicial se logró con éxito a las 12:35 p.m. del 23 de agosto de 1963. El reactor funcionó a niveles bajos de potencia durante el año siguiente mientras se encontraban y resolvían muchos problemas menores. ^[46] A fines de 1965, se hicieron planes para aumentar la potencia a 1000 kW, luego a 20 000 y luego a 80 000, momento en el que se entregaría algo de electricidad a la red. En ese momento, el proyecto había alcanzado los 100 millones de dólares (equivalentes a 1 085 000 000 dólares en 2023), ^[12] y los 120 millones de dólares en octubre. ^[47] Los aumentos de potencia continuaron con éxito y el día de la exportación comercial se fijó para el 6 de agosto de 1966, con el reactor apuntando a producir 33 MW de electricidad durante un funcionamiento de 60 horas. ^[48] ​​Durante el funcionamiento prolongado, varios de los conjuntos de combustible mostraron temperaturas anormalmente altas. No había una razón clara para esto, pero se solucionó reorganizando algunos de los conjuntos de combustible en el núcleo. ^[48]

El 5 de octubre se autorizó otro arranque hasta el mismo nivel de potencia a las 8:00 a. m., pero un problema muy menor lo retrasó hasta las 2:20 p. m. A las 3:00 p. m., la potencia alcanzó los 20 000 kW de calor y se observó un comportamiento errático que se solucionó con un breve período de control manual antes de volver al automático. ^[48] A las 3:05, el operador, Mike Weber, notó que las barras de control parecían estar demasiado alejadas del núcleo dada la cantidad de calor que se generaba; normalmente deberían haber estado a unas 6 pulgadas (150 mm) hacia afuera, pero el sistema automático las había retirado a 9 pulgadas (230 mm). Además, los medidores de reactividad mostraban valores erráticos. Esto sugería que el núcleo tenía puntos calientes, pero la pantalla de las temperaturas de los elementos individuales estaba a cierta distancia de los controles principales. Cuando examinó la pantalla, quedó inmediatamente claro que dos conjuntos estaban mucho más calientes que el resto. ^[49] A las 3:09 sonaron las alarmas de radiación y se declaró una emergencia de clase I (menor), sellando el edificio del reactor. A las 3:20 se tomó la decisión de paralizar el reactor. ^[50]

McCarthy llegó poco después y comenzó a planificar cómo descubrir lo que había sucedido. ^[51] A Weber le preocupaba que se hubiera producido una fusión local, lo que podría causar problemas incluso en un estado de apagado. Si el combustible fundido se acumulaba, podría seguir calentando el combustible a su alrededor hasta fundirse incluso con las barras de control insertadas. Aunque los monitores mostraban problemas solo en los conjuntos M-140 y M-098, solo uno de cada cuatro conjuntos tenía un medidor, por lo que era posible que hubiera una fusión más generalizada. ^[52] Al final de la tarde, la radiactividad estaba disminuyendo y esta posibilidad parecía remota. ^[53]

Un mes después del accidente, finalmente se obtuvo información mediante pruebas de los caudales de sodio a través del reactor, que indicaban que no se habían fundido más de seis conjuntos. Las pruebas posteriores implicaron retirar lentamente una barra de control a la vez para ver qué ocurría, y esto demostró que definitivamente se había producido algún tipo de fusión. ^[54] El problema entonces fue cómo identificar los conjuntos exactos que estaban dañados y cómo retirarlos del núcleo. Como no había una imagen clara de cómo se disponía el combustible después de la fusión, mover cualquiera de los conjuntos podría causar una criticidad inmediata. ^[55]

Durante los meses siguientes, se fueron retirando los conjuntos de combustible uno a uno y se enviaron a una celda caliente en Columbus, Ohio, para su examen. Esto reveló que cuatro conjuntos se habían derretido y dos se habían pegado. La mayor parte del combustible se había retirado en mayo de 1967. En ese momento, el sodio comenzó a drenarse y en agosto se había retirado lo suficiente para exponer el fondo del recipiente del reactor. Se examinó el interior con un periscopio y se descubrió lo que parecía una lata de cerveza aplastada en el fondo. ^[56] Se utilizaron nuevos sistemas para obtener mejores imágenes, revelando que se trataba de una pieza de chapa metálica doblada. ^[57]

El problema era cómo recuperar el objeto para estudiarlo. Finalmente, fue necesario cortar una de las entradas de sodio y construir un nuevo dispositivo que recuperara el metal. Pronto se identificó que se trataba de un trozo de protección de circonio . Para evitar que el combustible fundido se quemara a través del fondo del reactor, se extendieron láminas de circonio, que podían soportar las temperaturas de una fusión, a lo largo del fondo del tanque de sodio. Cuando se añadió la guía cónica, se observó más tarde que presentaba una zona desprotegida en el centro de estas placas. Amorosi añadió seis placas triangulares de circonio al cono para evitar esta vía de escape. Los escudos se añadieron en 1959, al final del proceso de diseño, y no se habían añadido a los planos. Dos de estas placas se habían roto y habían tapado los agujeros que permitían que el sodio fluyera alrededor del combustible, lo que hacía que los conjuntos de esas zonas se sobrecalentaran y se fundieran. ^[57]

Una revisión demostró que el cono finalmente no sirvió para nada, y todo el sistema había sido removido a fines de 1968. La planta recibió permiso para cargar combustible nuevamente en febrero de 1970. En mayo, mientras estaba bajo inspección por parte de la AEC para el arranque, 200 libras (91 kg) de sodio estallaron de una tubería, lo que provocó que otra tubería se desprendiera y rociara el sodio con agua, lo que provocó una explosión. Se utilizó gas argón para apagar las llamas, pero el edificio tuvo que cerrarse durante dos días. ^[58]

El sistema estuvo finalmente listo para reiniciarse en julio de 1970. En octubre había alcanzado el nivel de calor original de 200.000 kW. ^[58] Para entonces, la planta había costado 132 millones de dólares. En enero de 1971, la licencia operativa de un año estaba por renovarse y existía la preocupación de que pudiera abandonarse. Para ayudar, la AEC acordó dejar de cobrar por el combustible, que estaba siendo preparado por contratistas de la AEC. Renovaron la licencia operativa hasta junio de 1971 y luego hasta 1972. ^[59]

La AEC seguía interesada en el desarrollo continuo del concepto de reactor reproductor, pero Fermi 1 ahora era visto como un elefante blanco . ^[60] En ese momento, se había tomado la decisión de construir un reactor reproductor experimental en Oak Ridge , al que se hacía referencia como "el primer reactor reproductor de demostración en los Estados Unidos", ignorando por completo a Fermi. ^[61] Finalmente, este reactor, en el sitio nuclear de Clinch River , fue abandonado en el lugar. ^{[62] [63]}

En 1972, el combustible original estaba llegando a su límite de combustión y debía ser reemplazado por combustible nuevo. El 27 de agosto de 1972, la AEC emitió una "Denegación de la solicitud de extensión de la licencia y orden de suspensión de las operaciones". ^[61] En noviembre, el PRDC aceptó la decisión y comenzó a cerrar la planta. ^[64]

Para apagar el reactor fue necesario retirar todo el combustible y el refrigerante de sodio. El sodio radiactivo se recogió en bidones de 55 galones con la intención de utilizarlo en el reactor de Clinch River. Fike Chemical aceptó llevarse el sodio no radiactivo a su planta de Nitro, Virginia Occidental . Simplemente lo vertieron en viejos búnkeres de la Primera Guerra Mundial que estaban parcialmente expuestos a la intemperie. ^[65] La lluvia se filtró en uno de los búnkeres, encendiendo el sodio y obligando a la ciudad a refugiarse en el lugar mientras se apagaba el fuego. Se encontró más sodio en condiciones similares cuando la EPA se enteró de que Fike había abandonado el sitio, y se convirtió en un notorio sitio de superfondo . ^{[66] [67]}

La eliminación del resto de los materiales de desecho de bajo nivel se puso a disposición del público, pero ninguno de los cuatro sitios de enterramiento de residuos peligrosos en los EE. UU. los aceptó y la AEC comenzó a considerar la posibilidad de abrir un nuevo sitio propio. La cancelación de Clinch River poco después presentó otro problema, ya que no había ningún lugar al que enviar el sodio radiactivo, y permaneció en el sitio hasta que finalmente fue retirado en 1984. El recipiente del reactor en sí fue retirado y cortado en pedazos en 2012. ^[68]

El sitio se encuentra en estado SAFSTOR a partir de 2021. ^[actualizar][ ^64] Se han eliminado el reactor, el combustible y el refrigerante. La AEC había reservado 4 millones de dólares para la limpieza. ^[61] Los costos finales del cierre ascendieron a 130 millones de dólares en 1974. ^[69]

Poco después del cierre de la planta, John Fuller publicó We Almost Lost Detroit (Casi perdimos Detroit) , cuyo título hace referencia a un comentario de un operador anónimo de la planta. ^[70] Fuller, novelista, dramaturgo y reportero, originalmente tenía la intención de escribir un relato ficticio de una fusión, pero luego se encontró con documentos de la AEC sobre Fermi 1 y decidió que la realidad era más interesante que la ficción. ^[70]

En cualquier medida, el accidente fue menor. ^{[ cita requerida ]} La fusión fue limitada y los diversos escenarios peores estuvieron muy lejos de ocurrir. ^{[ cita requerida ]} El libro de Fuller describe un panorama muy diferente: que el diseño era inherentemente inseguro y que el hecho de que no explotara y "perdiera Detroit" fue en gran medida una cuestión de suerte. Esta conclusión fue muy debatida en su momento y fue el tema de un libro de Detroit Edison, los operadores de la planta, que afirmaba que tal desastre no estaba en ciernes ^[68] titulado "We did not nearly lose Detroit" [No casi perdimos Detroit]. ^[71]

Otros autores han criticado el trabajo de Fuller basándose en su lista de accidentes anteriores para construir una imagen de una industria al borde del desastre. La fusión del reactor NRU se menciona de forma destacada, pero solo se relaciona de forma periférica con Fermi, y el incendio de Windscale también se trata en profundidad, pero no es la misma configuración de reactor. ^[70] Mientras tanto, el Experimento del Reactor de Sodio , que sufrió una fusión parcial en 1959 por casi exactamente las mismas razones que Fermi, no se menciona en absoluto. ^[72]

Fermi 1 sigue siendo una piedra de toque para los activistas antinucleares, que conmemoraron el 50º aniversario del evento en 2016 caracterizándolo como "la estrecha aversión a un desastre cataclísmico". ^[68]

El reactor Fermi 1 era de tipo bucle, en el que el núcleo se encuentra dentro de un recipiente con forma de tubo de ensayo que contiene el refrigerante de sodio. El núcleo está suspendido en el medio del reactor y el refrigerante se bombea a través de él a baja presión. El refrigerante se envía entonces a un intercambiador de calor que mueve la energía a un segundo bucle que contiene agua. Esta agua caliente se envía entonces a otro intercambiador de calor, el generador de vapor , y el vapor resultante alimenta una turbina de vapor convencional . Esta serie de bucles de refrigeración tiene como objetivo aislar el refrigerante de sodio y cualquier radiactividad que contenga lo más cerca posible del reactor, lo que simplifica el mantenimiento del resto de la planta. ^[73]

En términos generales de diseño, el reactor de tipo bucle es similar a un reactor de agua ligera con un bucle adicional para el sodio. En los diseños de agua ligera, el refrigerante que corre a través del núcleo normalmente impulsa los generadores de vapor directamente. Esto contrasta con el diseño de tipo piscina que también se utiliza para los reactores refrigerados por sodio. El diseño de piscina consta de dos cámaras con forma de cuenco, una dentro de la otra. El sodio se bombea entre los dos espacios para eliminar el calor del núcleo, y los bucles de refrigerante de agua eliminan el calor del espacio entre los dos cuencos. Los dos diseños tienen sus ventajas y desventajas, ya que los diseños de bucle suelen ser algo más pequeños y, por lo tanto, menos costosos, mientras que los diseños de piscina aíslan mejor el sodio del entorno y su gran masa de sodio es una protección eficaz contra los transitorios térmicos. ^[73]

El diseño de Fermi tenía tres circuitos de refrigeración primarios, cada uno de los cuales entraba al reactor por encima del núcleo a 120 grados de separación. Luego, el sodio fluía hacia abajo alrededor del núcleo hasta una zona de tanque en la parte inferior del reactor. En la parte superior de la zona del tanque había una placa con muchos agujeros perforados en ella. El sodio fluía hacia arriba desde el tanque a través de los agujeros de la placa, que extendían el flujo sobre el volumen del núcleo y la capa radial circundante. Las salidas estaban ubicadas justo encima del área del núcleo. En la parte superior del reactor había un tapón grande que se podía girar para proporcionar acceso a la parte superior del núcleo y la capa, lo que permitía agregar o quitar combustible. ^[74]

El combustible se producía en barras largas que luego se agrupaban en conjuntos más grandes. El combustible se enriquecía hasta el 25,6% de 235, en comparación con quizás el 3 al 5% en un reactor de agua ligera típico. La criticidad requería alrededor de 1734 kg de combustible, y podía lograrse con tan solo 91 y hasta 111 conjuntos, utilizando típicamente alrededor de 96. ^[75] El núcleo del reactor estaba desplazado dentro de la cámara del reactor, con un tambor colocado en un lado. Este tambor estaba conectado por un tubo que conducía hacia arriba a la parte superior del área del reactor, lo que permitía insertar o extraer combustible del reactor sin abrirlo. Un gran brazo en forma de garra sobre el núcleo se usaba para mover los conjuntos entre el núcleo y el tambor, y un sistema similar a un elevador para moverlo entre el tambor y una celda fuertemente blindada en vías de ferrocarril fuera del núcleo. ^[74]

• Superphénix : un diseño de reproductor de mayor tamaño construido en Francia.

• Informe sobre el incidente de fusión de combustible en la planta de energía atómica Enrico Fermi el 5 de octubre de 1966. Atomic Power Development Associates. 15 de diciembre de 1968.
• "Fermi – Unidad 1". Sitios de reactores fuera de servicio de la NRC de EE. UU . 9 de marzo de 2021.
• Karam, P. Andrew (17 de julio de 2006). "¿En qué se diferencian los reactores reproductores rápidos de las centrales nucleares convencionales?". Scientific American .
• Fuller, John (1975). Casi perdimos Detroit. Ballantine Books. ISBN 9780345252661.
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• Chikazawa, Yoshitaka; Kotake, Shoji; Sawada, Shusaku (11 de diciembre de 2009). Comparación de las configuraciones de piscina y circuito en el estudio de viabilidad de la JAEA 1999-2006 (PDF) (informe técnico).
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