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      在整個60年代，有一種概念在安全方針中占支配地位，這就是最大可能事故。這種概念所依據的是這樣的信念，即不是所有可想象的工況都是可能的。雖然人的想象力是沒有界限的，但假設一些極不可能的獨立事件，例如一次強烈地震和一次飛行器墜毀事件可能同時影響一座核電廠，看來是不合理的。這就是為什么要對每種堆型進行初步分析，以確定哪些事故是可能的，然后對核設施進行設計，以便在發(fā)生考慮過的事故之一時，至少有一道屏障將保持完整。人們假設，通過考慮各種極端的工況，一些相似但較不嚴重的事故也被包括其內。三里島事故證明了這種方法的基本合理性，但也證明了它的局限性，各種安全設施(反應堆事故保護停堆設施，安全注入設施，安全殼完整性保障設施)，起到了在較嚴重的事故中應起的作用。然而實際情況表明，這些針對比三里島發(fā)生的要嚴重得多的一回路損壞設計的安全設施部分失效，從而加重了事故的嚴重性，加重了對核電廠和設備的影響。

      讓我們考察一下被包括在60年代安全分析中的、對上面種種考慮有直接關系的三種事故：控制棒不合時宜的彈出：在操作過程中輻照燃料組件的跌落和損壞；以及使用加壓流體的反應堆．一回路發(fā)生導致堆芯失冷的破裂。有關最后這種事故的考慮導致對壓水堆核電廠采取下面兩套措施。第一套措施是，用各種方法檢驗建造材料、鍛造和焊接工藝，精心設計和分析各種部件并利用模擬組件進行試驗，利用射線照相和超聲波技術對焊縫進行全面的內部檢查，以排除反應堆壓力容器發(fā)生突然破裂的可能性。第二套措施與承認連接反應堆壓力容器的管道之一由于未知原因發(fā)生破裂的可能性有關．在這種情況下，一回路中含有的水漏失，反應堆內的壓力下降，而安全殼內的壓力則上升。堆芯供水中斷，即堆芯不再得到冷卻。鏈式反應雖然依靠反應堆自動停堆系統(tǒng)(雙套)停止，但衰變熱量必須導走。這種熱量是由累積在堆芯的放射性產物釋放的；在反應堆事故保護停堆后一秒鐘，這種熱量為初始功率的10％(幾小時后為3％)。在卸壓階段結束后，將有多種系統(tǒng)被啟動以確保堆芯冷卻。這些系統(tǒng)把加壓冷水注入堆芯．一經測定一回路壓力變化，在高壓下以低流率工作的第一個系統(tǒng)立即起動。不過，在假設工況下(一次大的管道破裂)，光霉這一系統(tǒng)本身是不夠的。當一回路中的壓力從150大氣壓降至40大氣壓時，充水蓄壓器通過止回閥向一回路排放，這種止回閥在那時刻之前因一回路壓力較高而一直處于關閉狀態(tài)．當這種壓力達到約6大氣壓時，高容量的注射泵把專用貯水箱的冷水供給一回路。當貯水箱排空后，注射泵利用通過一回路破裂處漏失、并向下流到安全殼底部的排水坑的水再循環(huán)．堆芯本身被設計成能承受以下事故工況：反應堆冷卻劑沸騰蒸發(fā)使堆芯失去冷卻劑；余熱沒有排走；包殼加熱，以及注入的水再次浸沒堆芯時由突然淹沒產生的各種效應。有關準確的事故工況的討論曾持續(xù)多年，結果是美國原子能委員會于1971年發(fā)表了一些有關核電廠的暫行準則。這些準則從1974年1月起作為權威法規(guī)強制施行，現在所有的國家都引用了這些準則。這些準則硬性規(guī)定了功率界限，以防包殼溫度在這些工況下超過1205℃，對包殼厚度也作了必要規(guī)定，即在再次淹沒期間被水腐蝕的包殼厚度不得超過其壁厚的四分之一。上述措施的目的在于保護第一道屏障的完整性，并限制相應的氫的形成，其他措施集中在保護第三道屏障，即安全殼。安全殼必須在假設事故引起的壓力和溫度之下保持密封。一種噴淋系統(tǒng)將一陣冷水從安全殼上部噴下，以降低溫度和壓力。

      最大可能事故概念已經形成，但仍在核安全規(guī)程中。對于設計階段考慮過的每一類工況，用一個確定的事故或事件作代表，可以認為其結后果“包含”這一類的所有事件的后果。

       圖為防止壓水堆核電廠逸出放射性產物而設置的多重屏障：這些屏障依次是能夠容納裂變產物的氧化鈾；燃料包殼；一回路邊界；以及圍繞反應堆的安全殼。 

      圖為計算機代碼提供的故圖象：Cathare是一種熱工水力學代碼，用它可模擬失去新華通訊社卻劑事故。圖中所顯示的是在反應堆的冷卻劑泵和壓水容器之間出現小裂縫后，一回路的工況變化。一回路在屏幕上分成若干區(qū)域顯示，利用此種代碼可監(jiān)視壓力和溫度趨勢、反應堆冷卻劑沸騰，以及因安全注射泵起動引起的堆芯淹沒。