监管在核电站安全中的作用#8
在20世纪60年代中期，核安全监管机构对反应堆暂态事故中保护公众的系统可靠性提出了担忧。如果这个系统失败了——或者因为它已经失败了而再次失败——反应堆核心可能会严重受损(就像上次失败时一样)。核工业抵制监管机构管理这一风险的努力。整个20世纪70年代，监管机构和行业都在进行非生产性的研究和反研究交流。1980年6月，该系统又失败了三次，1983年2月又失败了两次。1984年6月，监管机构采用了预期的暂态无紧急状态规则。但这是太少，也太迟了——它声称要控制的危险已经通过其他手段减轻了。
预期瞬变
核反应堆的设计是为了保护工作人员和公众，以防发生预期的瞬态和可靠的事故。核能活动家工具包#17解释了瞬变和意外的区别。预期的瞬态包括泵在运行时发生故障，以及由于阀门意外关闭而中断补给水流向反应堆容器。
对一些预期瞬态的设计响应包括反应堆功率水平的自动降低。预期的暂态破坏了反应堆稳态运行时达到的平衡——自动减功率使恢复平衡和结束暂态变得更容易。
急停
对于其他暂态和功率降低不能成功恢复平衡的暂态，反应堆保护系统被设计成自动插入控制棒，以停止核链式反应。这种快速插入控制棒的行为在工业上被称为“停堆”或“反应堆跳闸”。核能活动家工具包#11叙述了反应堆保护系统的作用。
Scram被认为是任何瞬态问题的最终解决方案。自动减电和其他自动操作可以缓解暂态，这样就不需要紧急退出了。但一旦启动，“暂停”会终止任何暂态，并将反应堆置于安全状态——至少人们是这么认为的。
预估瞬态无紧急事故(ATWS)
Stephen H. Hanauer博士于1965年被任命为核管理委员会反应堆保障咨询委员会(ACRS)成员。(事实上，ACRS当时是原子能委员会(AEC)的一部分。核管理委员会(NRC)直到1975年才成立，当时《能源重组法案》将AEC拆分为NRC和今天的能源部。在1966年和1967年对反应堆运行许可证申请的审查中，哈诺尔主张将用于控制反应堆的仪表系统与用于保护反应堆的仪表系统(即触发自动停堆)分开。1958年11月18日，这一通用系统的故障导致了一场事故3号高温反应堆实验在爱达荷州。
核工业及其支持者淡化了人们的担忧，理由是发生事故的可能性很小，而缓解系统的可靠性很高，安全性足够好。橡树岭国家实验室主任阿尔文·温伯格博士和加州大学洛杉矶分校工程学院院长昌西·斯塔尔博士公开表示，发生严重反应堆事故的可能性与世界职业棒球大赛期间一架喷气式客机撞向扬基体育场的可能性相似。
1969年2月，ACRS的顾问e·p·埃普勒(e.p. Epler)指出，共因失效会损害反应堆保护系统，从而防止紧急事故的发生。针对观察结果，AEC进行了两项工作:(1)检查必要时不会发生紧急事故的机制和相关可能性，以及(2)评估无紧急事故的预期瞬变(ATWS)的后果。
1973年9月，AEC发布了WASH-1270，“无Scram预期瞬态的技术报告”。除其他事项外，本报告确定的目标是，ATWS事件导致严重场外后果的几率应小于1×107每reactor-year。对于100个反应堆来说，达到这一目标意味着每10万年发生一次ATWS事故——风险相当低。
AEC有相当于限速标志的标志，但没有速度计或雷达枪。一些人认为现有设计的失败率高达1×103每个反应堆年的辐射量是安全目标的1万倍。其他人则认为现有设计的故障率远低于1×107每reactor-year。风险计和风险枪的缺乏引发了一场争论，这场争论早在“味道不错，不太饱腹，这是多年后为了销售米勒淡啤而编造的辩论。
1977年3月出版的《EPRI期刊》上有一篇题为“一个非问题的atws影响”的文章总结了业界的观点(超出了标题中的线索):
ATWS是预估暂态无暂态的缩写。在核管理委员会中，它指的是一个预期事件导致反应堆经历瞬态的场景。这种暂态需要反应堆保护系统(RPS)启动控制棒的紧急关闭(快速插入)，以关闭反应堆，但由于某种原因，紧急关闭没有发生。场景是有用的工具。它们被小说家、媒体和其他人有效地用来指导思维过程。
已经发生了两次紧急退出失败(除了HTRE-3失败之外)。德国卡尔核电站的沸水反应堆在1963年发生过故障，美国华盛顿汉福德的n反应堆在1970年也发生过故障。文章建议应将压紧失效排除在压紧可靠性统计分析之外，观察到“人们不必仅仅依靠数据来估计RPS的统计特性“只要场景存在，人们就不需要统计数据来阻碍。
NRC于1977年3月成立了一个ATWS工作组，以结束，或至少集中，自WASH-1270发布以来一直在进行的无成效的辩论。工作组的工作记录在1978年4月发布的NREG-0460“轻水反应堆无紧急状态下的预期瞬态”中。目标修改自1×107每个反应堆年到1×106每reactor-year。
信不信由你，以某种方式改变安全目标，而没有开发出客观衡量性能的方法来实现它，并没有结束或甚至明显地改变它。现在，一些人认为现有设计的失败率高达1×103每反应堆年的辐射量是安全目标的1000倍。其他人则认为现有设计的故障率远低于1×106每reactor-year。20世纪70年代结束时，十多年前出现的安全问题没有得到解决。
布朗渡口ATWS, ATWS，和ATWS
1980年6月28日，操作人员将阿拉巴马州布朗斯Ferry核电站3号沸水反应堆(BWR)的功率降低到35%，并按下两个按钮启动手动关闭。185根控制棒应在数秒内完全插入堆芯，以终止核连锁反应。但76根控制棒仍被部分拆除，反应堆继续运行，尽管功率水平更低。6分钟后，一名操作员再次按下了两个按钮。但是在第二次ATWS之后，59个控制棒仍然部分被撤回。两分钟后，操作员再次按下按钮。但在第三次ATWS之后，47个控制棒仍然部分被撤回。6分钟后，反应堆自动停止运转，185根控制棒全部插入堆芯。经过4次尝试和将近15分钟的时间，反应堆核心被关闭。裂变故事#107更详细地描述了ATWSs。
在BWRs中，控制棒使用液压活塞移动。水被供应到活塞的一侧，并从另一侧排出，压差导致控制棒移动。在紧急停堆期间，水会流入一个大的金属管道和水箱，称为紧急停堆排放容积。虽然从未得到确凿的证明，但人们普遍认为，有什么东西阻止了排气水流入应急堆排放量。流体堵塞会降低液压活塞之间的压差，阻碍控制杆的插入。紧急堆排放量本身排入反应堆建筑水池。这个污水坑被发现含有相当多的碎片。但是因为它从很多地方收集水，没有一个碎片可以被明确地识别出来，因为它们曾经阻塞过进入紧急排污口的水流。
虽然每个控制棒都有自己的液压活塞，但一半控制棒的液压活塞排气量相同。流动堵塞的共模故障损害了一半控制棒的紧急制动功能。
核管理委员会发布了公告80 - 171980年7月3日，《沸水反应堆紧急制动时185个控制棒中的76个未能完全插入》补充11980年7月18日补充21980年7月22日补充31980年8月22日补充41980年12月18日补充51981年2月2日，迫使工厂所有者采取临时和长期措施，以防止布朗斯渡轮3号机组没有发生的事情——第一次尝试就成功了——不再发生在他们的设施中。
ATWS -没有失速的实际Tack
1981年11月19日，美国核管理委员会(NRC)在联邦公报征求公众意见。有人可能会说，20世纪70年代的辩论为这一拟议规则奠定了基础，而1980年6月在布朗斯费里发生的ATWSs在这一步骤或时间上没有发挥作用。这是一种情况。
塞勒姆ATWS和ATWS
1983年2月25日，塞勒姆核电站1号压水反应堆的蒸汽发生器水位过低，在一次换料中断后启动时，触发了两个反应堆跳闸装置的自动关闭信号。如果任何一个断路器正常工作，所有的控制棒都会迅速插入反应堆核心。但两个断路器都失败了。25秒后，操作人员手动启动了反应堆。第二天，NRC检查人员发现，在1983年2月22日试图启动时，也出现了自动停止信号。反应堆跳闸失灵了。操作人员已经手动启动了反应堆。两天后，反应堆在没有注意到的情况下重新启动，并纠正了反应堆跳闸故障。裂变故事#106更详细地描述了ATWSs。
在压水堆中，控制棒在紧急制动过程中通过重力移动。它们从堆芯向上抽出，并由电磁铁完全或部分抽出。反应堆脱扣装置阻止电流流向电磁铁，从而释放控制棒，使其在重力作用下落入反应堆堆芯。调查人员确定，2月22日和25日，适当的信号进入了反应堆脱扣开关，但反应堆脱扣开关未能打开，无法停止对电磁铁的供电。1983年2月22日和25日，由于断路器维护不当，原本用来润滑运动部件的油基本上变成了胶水，把这些部件粘在了错误的地方。
塞勒姆1号反应堆有两个反应堆跳闸装置。打开任何一个反应堆跳闸装置都会使反应堆失灵。两个断路器相同的不当维护操作导致共模式故障，两次使它们在需要时无法正常工作。
核管理委员会发布了公告83 - 011983年2月25日，“反应堆跳闸开关(西屋DB-50)无法打开自动跳闸信号”，1983年3月11日，83-04号公告，“反应堆跳闸开关的欠压跳闸功能失效”，1983年12月28日，83-08号公告，“反应堆跳闸系统以外的安全相关应用中欠压跳闸的电气断路器”，迫使工厂业主采取临时和长期措施，以防止像塞勒姆1号机组所经历的故障。
ATWS记分牌:布朗渡轮3，塞勒姆2
ATWS -没有语义的实际文本
NRC公布了最终结果自动白平衡规则在1984年6月26日通过，或者在ACRS顾问写道由于共模故障可能不会在需要的时候发生紧急状态后15年多一点。最终规则是在布朗斯渡轮共模故障导致多起ATWS事件不到四年后发布的，在塞勒姆共模故障导致多起ATWS事件约18个月后发布的。七十年代无意义的辩论的语义学在八十年代被实际行动所取代。
UCS的角度来看
NRC于2003年9月发布了NUREG-1780，“预期瞬态无紧急制动规则的监管有效性”。NRC "得出结论认为，ATWS规则在降低ATWS风险方面是有效的，实施该规则的成本是合理的但该报告依赖于在没有ATWS规则的情况下实现的真正业绩增长，而如果没有该规则，这些业绩也会实现。例如，在1980年，反应堆平均失灵8次。到1992年，每座反应堆的停堆频率下降到平均每年不到两次。
图一(来源:核管理委员会
ATWS规则没有触发这种减少或加速减少的速度。这种减少是由正常的物理过程造成的，由于其形状，通常被称为浴缸曲线。由于程序故障、培训缺陷和设备故障被清除，他们的修复降低了导致报废的问题的复发率。我在1980年买了一台达特桑210。那次收购和核管理委员会的ATWS规则一样，都与反应堆报废率的下降有关。
自1980年以来，紧急刹车功能的可靠性有了改进。但同样，这种改进是独立于ATWS规则实现的。布朗斯渡口和塞勒姆ATWS事件促使NRC通过一系列公告要求业主采取措施减少共模故障的可能性。响应这些与规则无关的命令所采取的行动比ATWS规则措施更能提高紧急退出功能的可靠性。
如果AWTS规则确实使核电站明显变得更安全，那么它将代表NRC监管不足。毕竟，需要额外安全的问题出现在20世纪60年代。如果ATWS规则真的使反应堆更安全，那么20世纪70年代的“失去的十年”是不可原谅的。如果确实需要充分保护公众健康和安全，ATWS规则应该在1974年而不是1984年颁布。
但1984年颁布的ATWS规则在提高安全性方面收效甚微，这是其他方法无法实现的。1980年和1983年发生在布朗斯费里和塞勒姆的ATWS险些发生的事件，可能因为十年前颁布的ATWS规则而得以避免。一旦它们发生，它们引发的修复就排除了ATWS规则的需要。所以，ATWs的规定太少，也太迟了。
AEC/NRC和核工业在20世纪70年代花费了相当大的精力，没有解决AWTS问题——这些精力本可以更好地用于更快地解决其他安全问题。
ATWS成为第一个落入“过度监管”行列的监管角色评论。UCS还没有关于这个系列赛如何进行的既定计划。ATWS最初看起来是一个“监管不足”的案例，但研究将其转向了其他地方。
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UCS的监管在核电厂安全中的作用一系列的博客文章旨在帮助读者理解，在核电站安全中，监管的作用太小，作用太不适当，作用刚刚好。