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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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