监管在核电站安全中的作用#7
1986年12月9日，弗吉尼亚州威廉斯堡附近的萨里核电站的两个反应堆都满负荷运行。下午2点20分左右，2号机组的蒸汽发生器和涡轮机之间的管道中的一个阀门由于最近维修后的重新组装错误而意外关闭。阀门关闭导致蒸汽发生器内部水位过低，导致2号反应堆自动关闭。当系统调整到显著变化的条件时，从全功率稳态运行到零功率的快速变化引起了暂态。反应堆发生跳闸后大约40秒，通往其中一个给水泵的管道弯曲处破裂。从破裂的管道中喷射出来的压水突然变成了蒸汽。附近的几名工人被热蒸汽严重烧伤。在接下来的一周内，有四名工人因伤死亡。
图一(来源:华盛顿时报，1987年2月3日)
尽管如此悲惨的事故并不能带来好消息，但《纽约时报》的头版文章的标题华盛顿时报》关于事故的报纸(图1)将坏消息扩大到包括核管理委员会(NRC)。
事件
萨里电站有两个由西屋电气设计的压水堆(PWRs)。每个压水堆都有一个反应堆容器、三台蒸汽发生器和三台反应堆冷却剂泵，它们位于一个大而干燥的安全壳结构内。1号机组于1972年12月投入商业运行，2号机组于1973年6月投入商业运行。
蒸汽通过管道从蒸汽发生器流向主涡轮，如图2右上角所示。蒸汽从主涡轮排出，进入冷凝器，在那里冷却，再转化为水。冷凝水和给水系统的水泵将水循环回蒸汽发生器。
图二(来源:核管理委员会NUREG-1150)
图2还说明了在反应堆运行期间处于待机模式的许多应急系统。图2的左边是安全系统，在事故发生时为反应堆容器提供补充水，为安全壳提供冷却水。在右下角是辅助给水(AFW)系统，如果冷凝水和给水系统需要帮助，它会介入。
凝结水和给水系统属于非安全系统。它们是反应堆发电所需要的。但AFW系统和其他应急系统在事故发生时发挥作用，冷却反应堆堆芯。因此，这些都是安全系统。
1986年12月9日星期二，萨里核电站的两个反应堆都满负荷运转。大约在下午2点20分主汽脱阀(图2红色矩形内)安全壳内蒸汽发生器2C与主涡轮之间的管道意外关闭。
随后的调查确定，在最近的维护之后，阀门被不恰当地重新组装，使其能够在没有控制信号的情况下关闭，也不需要这样做。
阀门关闭导致蒸汽发生器内部水位过低。按照设计，这种情况触发了控制棒自动插入反应堆堆芯。离开蒸汽发生器的蒸汽流量和进入蒸汽发生器的给水流量之间的平衡被一条蒸汽管路的中断和从全功率迅速下降到零功率所打破。来自瞬态的扰动导致给水泵2A的管道在大约40秒后破裂(图1中红色十字近似的位置)。
图3显示了冷凝水和给水系统的特写，显示了管道破裂的位置。凝结水和凝结水增压泵不在图的右上方。冷凝水系统中的水流经给水加热器，从主涡轮中提取的蒸汽在到达蒸汽发生器的途中将其预热到约370华氏度。这个直径24英寸的管道(称为集管)将直径18英寸的管道供应给给水泵2A和2B。给水泵2A的供水管与集管呈t型连接，而集管与给水泵2B的18英寸供水管通过减速器连接。从给水泵流出的水经过给热水器进行额外的预热，然后进入安全壳内的蒸汽发生器。
图三(来源:核管理委员会NUREG/CR-5632)
从破裂的管道中喷出的水已经通过冷凝液和冷凝液增压泵以及一些给水加热器。它的370华氏度的温度远高于212华氏度，但管道内每平方英寸450磅的压力使它无法沸腾。当这些热压水离开管道时，较低的压力使其迅速变成蒸汽。蒸汽灼伤了该地区的几名工人。在接下来的一周内，四名工人因伤死亡。
蒸汽冷却后又凝结成水。水进入了一个电脑读卡器，该读卡器控制着大约50英尺外的一扇门，使整个工厂的读卡器系统短路．保安人员被安排在关键的门口，以方便工作人员对事件作出反应，直到大约20分钟后读卡器系统恢复。
水还渗入消防控制面板，造成短路。水从68个灭火喷头喷出来。其中一些水从门下流入电缆桥架室，并通过地板穿透处周围的密封泄漏，滴到下面控制室的面板上。
水还渗入控制面板，以启动电缆桥架室的二氧化碳灭火系统。一名操作员被困在控制室后面的楼梯井里。由于读卡器系统故障，门被锁上了，他无法离开该地区。由于空气中充满了二氧化碳，他呼吸困难，当控制室里的一名操作员听到他敲门的声音并打开门时，他逃了出来。
图4显示了破裂的管道部分。破裂发生在直径18英寸的管道的90度弯曲处。评估得出的结论是，多年来流经管道的湍流水流逐渐磨损了管道的金属壁，通过侵蚀/腐蚀过程使其变薄，以至于它不再能够承受反应堆跳闸引起的压力脉动。核电站所有者在12月10日自愿关闭了1号反应堆，以检查其管道的侵蚀/腐蚀磨损情况。
图四(核管理委员会1987年年度报告
事前行动(和不行动?)
上面那篇标题引人注目的文章描述了美国核管理委员会的工作人员如何在1984年6月——比致命事故早两年多——发布了一份报告，警告管道破裂的危险，并批评该机构没有采取任何措施来管理已知的风险。这篇文章进一步解释说，NRC 1984年的报告是对1982年南卡罗来纳州奥科尼核电站事故的回应，当时一根腐蚀的蒸汽管道破裂。
事实上，NRC的运行数据分析和评估办公室(AEOD)发布了一份题为“核电站的侵蚀1984年6月11日。第二页的最后一句话是“数据表明管道破裂可能会造成人员(工人)安全问题。”
事实上，在1982年6月28日，为奥科尼2号反应堆的给水加热器提供蒸汽的一根直径24英寸的管道已经破裂。附近的两名工人被蒸汽烧伤，需要住院过夜。与Surry的情况一样，由于金属壁的长期侵蚀，该管道在90度弯曲处破裂。在Oconee有一个定期超声波检查管道的维护计划。
该监测程序发现1980年3号机组的两个弯头管壁变薄，并被更换。1982年3月对2号机组进行的监测发现，管道弯头严重侵蚀，三个月后破裂。但这一减薄被接受了，因为它低于公司的更换标准。在1982年3月到6月之间，在低功率下的长时间操作是否导致了比预期更快的磨损，或者1982年3月的超声波检查是否漏掉了最薄的壁厚，目前还没有确定。
中心拥有行动
NRC派遣了一个扩大检查小组(AIT)前往萨里现场调查事故原因、后果和纠正措施。AIT包括一位冶金学家和一位水锤专家。事故发生七天后，核管会发布了信息通知86-106，“给水断线”，给工厂业主。NRC发布了河中的小岛报告1987年2月10日。核管理委员会发布了补充11987年2月13日补充21987年3月18日，见86-108号信息公告。
NRC不仅就安全隐患向车主发出警告。1987年7月9日，核管理委员会发布公告87 - 01，“核电站管壁的减薄”，致核电站业主。NRC要求业主在60天内就冷凝水和给水系统中安全相关和非安全相关管道的设计和制造的规范和标准做出回应，以及监测这些管道因侵蚀/腐蚀而导致的壁薄的程序。
NRC发布了信息通知88-171988年4月22日，该机构向工厂业主发送了一封邮件，总结了该机构对87-01号公告所收到的回复
UCS的角度来看
11天前，奥科尼2号机组发生了与安全无关的管道破裂信息通知82-22，“涡轮排气管道故障”，向所有工厂所有者介绍该事件。
1984年6月AEOD报告公开发布。NRC的努力确实引起了核工业对这一问题的注意，4月份发布的一份题为《核电站蒸汽管道的侵蚀/腐蚀:原因和检查计划指南》的报告证明了这一点;1985年由电力研究所。
在NRC发布AEOD报告的前几天，该机构发布了信息通知84-41，“BWR(沸水反应堆)工厂的IGSCC[晶内应力腐蚀开裂]”，向工厂所有者通报在Pilgrim和Browns Ferry的安全系统管道中发现的裂缝。
随着华盛顿时报》根据准确的报告，NRC在20世纪80年代早期就知道安全系统和非安全系统中的管道容易退化。NRC重点关注安全系统管道的退化，但也警告业主注意非安全系统管道的退化。1986年12月发生在萨里的致命事故导致美国核管理委员会加大力度，要求业主将安全系统管道也包括非安全系统的管道。
NRC本可以要求业主同时解决安全系统和非安全系统的管道退化问题。但历史上充满了在两条战线上进行的战争，最终都以失败告终。NRC没有承担这种风险，而是对危险进行了分类。它最初侧重于安全系统管道，然后跟进非安全系统管道。
如果NRC在萨里事故之前完全忽视了非安全系统管道在侵蚀/腐蚀方面的脆弱性，那么这一事件将反映出监管不足。
如果NRC强迫业主同时解决安全系统和非安全系统的管道退化问题，这一事件将反映监管过度。
通过及时解决所有已知的危险，这一事件反映了正确的监管。
附言:本系列评论的目的是从过去汲取教训，可以也应该为未来的决策提供参考。这次事件的教训涉及到安全系统和非安全系统之间的区别。核工业经常把这种区别看作是NRC能监控和不能监控之间的一堵墙。
正如这次事件和其他类似事件所表明的那样，NRC绝不能对非安全系统问题置之不理。如何维护非安全系统可以为安全系统的维护提供有意义的见解。非安全系统不必要的或可避免的故障会挑战安全系统的性能。因此，虽然重要的是，NRC不要把太多的注意力放在非安全系统上，但将注意力引向零将会对核安全产生不利影响。正如一些明智的机构所建议的那样，核管理委员会不应该对非安全系统给予过多或过少的关注，而应该给予适当的关注。
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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。