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您的位置:中国核电信息网 >  > 核史丨史上争议最大的核安全法规及其幕后的故事
 

    1 “中国综合症”衍生的麻烦

    当初厄根(William Ergen)开玩笑似地提出“中国综合症”的时候,没有料到这个词日后会火起来,而且还捅了一个“马蜂窝”。

    1966年的厄根,是橡树岭国家实验室的物理学家,也是反应堆安全方面的权威专家。这年夏天,在印第安纳角(Indian Point)核电厂2号机组建造许可证的安全审查报告中,反应堆安全咨询委员会(ACRS)的审查专家向原委会提出了担忧:反应堆冷却系统上的管道破裂,有可能导致堆芯熔化,熔融的堆芯甚至可能穿透安全壳底板进入地下……

                                                         印第安纳角核电厂

    作为反应堆安全咨询委员会的前成员,当厄根得知这个信息后,便虚构了“中国综合症”一词,来指称此类反应堆严重事故的后果,尽管熔融堆芯抵达地球内部的深度,距离美国另一端近万公里的中国差得相当远。后来,也就是三里岛核事故发生前,美国上映的好莱坞惊悚电影《中国综合症》,片名便由此而来。

    当时,关于大型核电厂堆芯熔化后的物理效应尚不明确,但如果大量放射性物质释放至环境的话,产生的辐射效可能是致命的。原委会的专家相信,只有在应急堆芯冷却系统(ECCS)失效的情况下,才会发生这样可怕的情景。

    应急堆芯冷却系统是指在正常堆芯冷却系统故障情况下,用以移除堆芯余热的设备或部件,包括泵、阀门、热交换器、水箱和管道等。作为重要的专设安全设施,应急堆芯冷却系统担负着在事故情况下导出堆芯余热的重任。

    应急堆芯冷却系统示意图

    对于早先功率较小的反应堆,安全专家们相信,即使冷却剂丧失事故导致堆芯熔化,继而熔穿了压力容器,安全壳也能阻止放射性物质大量释放到环境中。然而,随着核电厂反应堆尺寸和功率的增大,他们担心堆芯熔化事故可能导致安全壳破坏。这种担心,主要源自两个方面:一是更大的反应堆将产生更多的衰变热量,二是核电供应商并没有随着反应堆的增大而成比例地增加安全壳的尺寸。

    于是,1966年10月,原委会反应堆监管司司长普莱斯(Harold Price)委托厄根成立一个专项工作组,研究堆芯熔化的问题。工作组的成员来自西屋、通用等四大反应堆供应商以及国家实验室。一年后,工作组向原委会提交了研究报告,随后在1968年1月正式发布了《动力反应堆应急冷却咨询工作组报告》(TID-24226)。

    厄根的研究报告,充分肯定了应急堆芯冷却系统设计的可靠性,以及发生堆芯熔化事故的极低可能性。同时也认为,在冷却剂丧失事故情况下,如果应急堆芯冷却系统发生故障而不能执行预定的安全功能的话,安全壳可能会遭到破坏。

    冷却剂丧失事故示意图

    厄根的研究报告,明确了堆芯熔化与安全壳完整性丧失之间的关联性,第一次在官方渠道上公开承认,在冷却剂丧失情况下安全壳可能会破坏。

    它成为反应堆安全监管史上的一个里程碑,使得核工业界从原先对安全壳的过度依赖,转移到对堆芯熔化事故的预防上。在此之前,安全壳一直被视为阻止放射性释放的最后一道独立屏障,安全监管的核心任务,是审查核电厂在最大可信事故情况下是否满足剂量验收准则;在此之后,保护公众健康和安全的关键,则变成了如何避免足以危及安全壳完整性的堆芯熔化事故。

    预防堆芯熔化事故的关键,在于确保应急堆芯冷却系统可靠、有效。有意思的是,2011年日本福岛核事故后,国际核安全界的焦点又从预防事故转移到缓解事故后果上来,似乎走了一条螺旋式的循环之路。

    问题是,关于应急堆芯冷却系统的实验数据和运行经验相当有限。通过试验来验证其可靠性和有效性,便成为原委会安全研究的当务之急。

    2、不成功的试验

    1967年,原委会投入大量财力,开展反应堆的安全研究,共涉及50多个研究项目和25个合同商。其中,很多项目在之前已经启动了,比如橡树岭国家实验室的裂变产物行为研究、汉福特基地的安全壳完整性研究、爱达荷国家反应堆试验站的反应堆动力学研究等。

    研究的重心,原委会放在一个叫作“流体丧失试验(LOFT)”的实验设施上。其实,早在1963年,原委会就在国家反应堆试验站启动了流体丧失试验项目,由美国菲利普斯石油公司负责运营。起先,研究目的是调查一个压水堆系统在冷却剂丧失事故情况下的事故序列与效应,随着“中国综合症”问题的提出,原委会将研究目标调整为测试应急堆芯冷却系统在冷却剂丧失事故下的“真实”响应情况。

    流体丧失试验项目是一个利用电加热输出热功率50MW的设施,用以模拟压水堆在冷却剂丧失事故情况下的系统响应。当时,核工业界普遍不看好这个项目,认为不应该把研究资源放在假想的低概率事故,而应放在帮助预防“真实”事故的试验上。

                                                      1969年建造中的LOFT设施

    推进过程中,由于项目管理不善、设计目标变更以及抽走资金等诸多原因,项目进度严重滞后。进入1970年代,由于越战和大社会项目的开支剧增,美国政府不得不大幅缩减其他项目的费用。雪上加霜的是,原委会高层对快堆技术一直不死心,寄希望于有朝一日突破瓶颈,彻底解决核燃料供应问题,在总预算没有增加的情况下,把经费向快堆研发倾斜,从而削减了轻水堆安全研究的费用。

    无奈之下,原委会只得临时变更项目承担单位,由爱达荷核公司接手。从1970年末至1971年初,爱达荷核公司的研究人员在国家反应堆试验站进行了4次模拟试验:通过电加热9英寸直径的堆芯,来模拟一个144英寸的核电厂堆芯,先让冷却水流失,然后再注入应急冷却水。

    LOFT设施

    试验的结果,让研究人员大跌眼镜,应急堆芯冷却系统并不像设计预期的那样工作。在失水事故情况下,压力容器内产生的高压蒸汽阻止应急冷却水流入,90%的应急冷却水直接从破口流走了,根本没有抵达堆芯!

    这样的结果,让原委会措手不及。为避免引起公众恐慌,原委会高层要求对试验结果保密。随后,普莱斯决定“快刀斩乱麻”,委托田纳西州立大学教授、反应堆安全咨询委员会成员汉纳尔(Stephen Hanauer)牵头成立一个工作组,尽快起草一个轻水堆核电厂应急堆芯冷却系统应满足的验收准则。

    汉纳尔

    终究,纸包不住火,试验失败的消息还是让嗅觉灵敏的新闻媒体知晓了,很快在公众层面传播开来。1971年5月26日,《华盛顿邮报》在首页刊登了流体丧失试验结果的报道。第二天,原委会不得不站出来澄清,强调这些试验并不是一个核电厂反应堆的准确模拟,不仅是尺寸、范围和设计,还是冷却剂的流道布置,都与真实的反应堆差别很大。比如,真实的反应堆利用2-4个环路来调整冷却剂的流动,而试验设施只用了一个环路。

    冷却剂主管道双端剪切断裂剖面示意图

    不过,这样的澄清,在群情汹涌面前,显得苍白无力。

    3、旷日持久的听证会

    为了堵住大家的嘴,原委会在未充分征求业界意见的情况下,在6月19日草率宣布了应急堆芯冷却系统临时验收准则。它没有详细规定满足准则所需的方法,而是强制要求电力公司和核电供应商设定一个反应堆产生热量的上限。换句话说,等于强迫核电厂业主降低反应堆峰值运行温度或功率。这对工业界而言不啻于晴天霹雳,一致反对。

    在新闻发布会上,普莱斯总结说:“现有的反应堆设计并不存在根本性的缺陷,即将出台的验收准则只是进一步反映了保守的工程判断而已。虽然不能保证绝对安全,但这些准则将确保应急堆芯冷却系统发挥正常,并保证堆芯温度不会失控。”

    然而,临时验收准则并没有平息舆论的风波。媒体的报道,引发了公众对原委会处理安全问题的埋怨和质疑,一些反对核电者甚至呼吁暂停新建并关停已运行的11个核电厂。一个成立于1969年影响最大的反核团体忧思科学家联盟(UCS),在7月发布了一个关于应急堆芯冷却系统的报告,尖锐地批评了原委会的立场。在媒体的大肆炒作下,这个报告获得了广泛的民意支持,甚至一些国家实验室的科学家也表达了类似的观点。

    正所谓屋漏偏逢连夜雨,就在公众和媒体连番拷问之际,联邦预算办公室也站出来凑热闹,质问安全研究的钱花得值不值:既然给那些核电厂颁发了许可证,也就表明安全有保障,为什么还要开展安全研究?既然应急堆芯冷却系统等关键安全问题没有得到彻底解决,那么原委会又是依据什么作出判断并批准建造许可的呢?

    面对各方的质疑,原委会不得不在1972年1月决定,召开公众听证会来解决这个棘手的技术问题。听证会一直持续到1973年12月才结束,在前后23个月的时间里合计进行了125天,在美国立法史上都是罕见的,整个会议形成的记录厚达22000页!这次听证会也开创了核安全领域信息公开与公众参与的先河,政府官员、企业代表、技术专家、反核团体和一般公众等不同群体广泛参与进来,围绕应急堆芯冷却系统问题展开了激烈的辩论与交锋。

    听证会期间,关于应急堆芯冷却系统的第二批试验在1973年完成了。在这组被称为11/2半尺寸的试验里,模拟的反应堆上没有破口环路的尺寸被增加至已有破口环路的1/2,应急冷却水通过未破的环路注入,正如实际的拥有2个、3个或4个环路核电厂中的应急堆芯冷却系统那样。幸运的是,这一次,在所有的试验中,模拟的堆芯均冷却成功,而蒸汽则如计算机模型预测的那样,从破口的环路流失。

    LOFT系统示意图

    听证会结束后,原委会对临时验收准则进行了一些小的但却重要的修改,最终于1974年1月4日颁布了联邦法规10 CFR 50.46《轻水堆核电厂应急堆芯冷却系统验收准则》及其配套的10 CFR 50附录K《应急堆芯冷却系统的评价模型》,总算给这场全民参与的争论划上了一个句号。

    法规规定了轻水堆核电厂在冷却剂丧失事故下须满足的最终验收准则,主要包括以下5条:

    (1)燃料包壳最高温度不得超过1204℃,以防止锆水反应激化;

    (2)燃料包壳的最大氧化量不得超过反应前包壳总厚度的17%,以防止过量氧化导致包壳机械强度不足而破裂;

    (3)燃料包壳壳氧化最大产氢量不得超过假设所有锆均与水反应所释氢气总量的1%。,以限制安全壳内氢爆的危险;

    (4)堆芯必须保持可冷却的几何形状;

    (5)反应堆具有保证事故后排出衰变热的长期冷却能力。

    1971~1974年,原委会组织对所有在运核电厂的应急堆芯冷却系统进行了追溯性安全审查,部分核电厂不得不采取升级改造或降功率的措施,才能满足法规要求。1974年10月31日,由于不满足应急堆芯冷却系统最终验收准则,从1962年开始运行的印第安纳角核电厂1号机组被迫关闭,并在1976年从堆芯卸出了所有的燃料元件,成为最大的“牺牲品”。

    受伤的又何止印第安纳角核电厂一家。这场史上持续时间最长、公众参与力度最大的核安全争议,导致原委会的信用彻底破产,公众对其担负的促进和监管核能的双重角色进行了猛烈的抨击。正如一位批评者所言,“让原委会监管核安全,如同让狐狸保护鸡舍一样”。

    等待它的,是被分拆的命运。

 
 
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