三大核事故根本因素分析（美国、苏联）

每一起事故都涉及机械故障和/或人为失误，但其中还有更深层、更根本和更麻烦的原因。

我们简述导致这些灾难性事件的管理、监管和设计因素，希望让人们更好地理解事故的根本原因，避免核工业未来发生同样的悲剧，同时确保政府监管机构的独立性。

只有这样，公众才能相信，该行业已经从过去的失误中吸取了教训，创造了核电可持续发展的安全文化。

1.三里岛核事故：机械故障、操作失误和管理缺陷。

(机械故障)三里岛核事故是从该电站的1号机组压水堆机械故障和一系列人为操作失误开始的。

事件发生于1979年3月28日，当时，反应堆二次冷却系统的给水泵发生故障，导致冷却水无法进入蒸汽发生器，进一步导致反应堆自动停堆。

随着主冷却系统中温度和压力的增加，“先导控制安全阀”(PORV)打开，释放多余的压力。在PORV的设计中，当压力下降到适当的水平时自动关闭，但当时它没有关闭，让所有蒸汽全部逸出。

(操作失误)然而，控制面板显示，阀门已关闭，因此操作人员没有意识到核电站实际正在发生的冷却剂溢出事故。冷却剂溢出导致温度升高，在高温环境中，锆合金燃料包壳与蒸汽发生反应，产生氢气。

由于反应堆正在关闭，操作人员关闭了冷却剂泵，导致应急冷却水自动泵入反应堆容器。由于没有仪器显示，操作人员不清楚一回路系统内的水位，因此他们停止了紧急冷却水循环，以避免反应堆容器可能出现的过压。

PORV持续泄漏，导致反应堆堆芯水位下降，堆芯过热，约三分之一的燃料已经熔化，并释放出“少量”辐射——不会严重危害健康的程度。幸运的是，反应堆容器一直保持了完整。

除了核电站的机械问题和操作人员的失误之外，总统委员会在三里岛事故中发现，三里岛核电站和美国核工业的管理缺陷也是事故的原因。操作人员培训不足，操作程序“非常混乱”，特别是在紧急情况下的应对操作。而且不重视经验教训，“以前事故的教训并没有给操作人员带来新的、明确的指示”。

(缺乏经验反馈)其实，在美国发生的其他事件也已经预示到了三里岛电站的机械故障问题，但由于缺乏通信交流，三里岛未能获取和充分分析有关安全问题的信息。所以，实际上的三里岛核电站，预先并没有发现这起可能的事故。

(监管缺失)1968年三里岛核电站开始建设时，原子能委员会(AEC)负责核电的安全和监管，同时也负责促进核工业的发展，这显然存在着利益冲突。

1974年，国会将监管职责交给了新成立的核管理委员会(NRC)。但总统委员会发现，在三里岛事故发生前，监管框架存在缺陷。

“制造、运营和监管电站的‘系统’问题”也促使了这次事故的发生。

美国核工业安全环境建设不足，操作人员培训、危机处理程序和对以往事故认知等方面的组织失误，也是促成因素之一。

监管框架错误地将以下狭义和复杂的法规等同于安全，并将重点放在大型事故上，忽视了由小型设备故障造成的重大危险。

(后续改进)自三里岛核事故发生以来，核电站进行了各种改进，包括1979年核行业成立了核电运行研究所(INPO)，建立了一个国际运行经验数据库，在数据库中输入存储反应堆事故信息，以便于经验管理。

如果这个数据库在三里岛事故发生前使用，操作人员可能已经了解了早期的PORV故障，只需关闭阀门就可以避免事故的发生。

尽管没有造成严重的健康后果，但三里岛事故导致邻近社区大规模疏散，引起了公众极大关注，并在NRC、应急响应计划、反应堆运行培训和监管监督方面带来了重大改革。

但这起事故也促使美国核电使用量开始长期下降。

2.切尔诺贝利：操作员失误、设计和安全文化问题。

位于苏联乌克兰境内的切尔诺贝利核电站有四个RBMK-1000石墨慢化水冷反应堆。事故当时，4号机组计划在一次例行停堆检修期间进行安全试验——该试验旨在检查一项关键的安全功能，防止断电导致冷却系统泵停止运行。

(设计问题)应急柴油发电机需要40秒到3分钟的时间来恢复泵的运转——这段时间足够可能导致堆芯熔毁。反应堆设计者设计了一种机制，在这个关键时刻，利用发电涡轮机的动量来驱动水泵。

以前的运行测试都失败了，到1986年，一个测试已经过期两年多。(下面的叙述是基于亚当·希金波坦(Adam Higginbotham)在其著作《切尔诺贝利的午夜》(Midnight in Chernobyl)中对苏联档案的研究。)

第四次安全测试定于4月25日下午进行，但为了满足该地区的电力需求，测试和停机暂时推迟。试验改为午夜后进行，届时将由一名毫无准备的操作人员负责(尽管前一班的一些人留下来观看试验)。

由于为电气测试做准备，反应堆功率水平降低了，副总工程师坚持认为功率应远低于建议的最低水平，错误地认为低功率会更安全。

(操作员失误)然而，在这些较低的功率水平下，这种类型的反应堆可能变得危险的不稳定和难以控制。由于一个反应堆操作员忘记在计算机控制中输入一个故障安全的较低的功率水平，这个错误进一步加剧的。

清除中子的氙-135气体开始在堆芯中积聚，使其功率下降到危险的程度。操作人员本应立即关闭反应堆，但他们没有。

此时，副总工程师命令操作员收回控制棒，从而增加功率。这一行动几乎成功扭转了核电站正在进入的意外停堆中，副总工程师看到操作人员能够暂时将反应堆稳定在低功率水平，决定继续进行试验

试验开始时，控制面板没有显示堆芯出现异常情况的迹象，但蒸汽开始积聚，由于反应堆设计中的缺陷(称为正孔隙系数)，反应性增加。当操作员按下“紧急停堆”按钮时，控制棒开始下降到堆芯。这通常会使核反应停止，并关闭。然而，另一个关键的设计缺陷，即使用石墨制造的控制棒尖端，导致了相反的效果——开始产生更大的功率，反应无法控制。

温度升高导致锆合金包壳破裂，包壳和铀氧化物燃料扩散到周围的水中，产生更多的蒸汽，已经完全无法控制。

通过反应堆的水循环完全停止，剩下的水变成了蒸汽。一个中子脉冲通过反应堆，使其热功率增加到120亿瓦。

反应堆内的蒸汽压力呈指数级飙升，将2000吨重的混凝土和钢制上部生物防护罩从支架上顶起，堆内温度上升到4650摄氏度。

凌晨1点24分，反应堆厂房被相当于60吨TNT的巨大爆炸撕裂。生物防护罩抛向空中。反应堆堆芯完全熔毁。铀燃料、控制棒的碎片、锆通道和石墨块被粉碎成微小的碎片，并被提升到空中，向周围地区发射大量放射性物质。

严重的操作失误是事故的起因。

事实上，苏联当局的所有早期调查和报告都将事故完全归咎于操作失误。甚至连苏联在1986年8月提交给国际原子能机构(IAEA)的报告中，都把事故归咎于操作者的失误。

但是，一些苏联科学家在事故发生前就意识到，RBMK-1000反应堆存在严重的设计缺陷。

(核安全文化问题)直到1992年，苏联专家工作组的报告在INSAG-7(国际核安全咨询小组关于切尔诺贝利事故的最新情况调查)附件二中提出，事故的其他严重因素，即反应堆的设计存在缺陷，同时缺乏适当的核安全文化，并且过于信任苏联核工程师的绝对正确性。

正如苏联国家委员会报告所显示的(附件一，INSAG-7)，RBMK-1000反应堆在反应堆设计方面存在严重缺陷，导致在发生事故时反应堆条件更加不稳定。由于堆芯的尺寸，这些设计缺陷的影响更加突出。

此外，由于RBMK的巨大尺寸，它的设计没有封闭性，设计人员选择了没有安全壳的安全装置，结果证明这是完全不够的。

另外的报告显示，在事故发生前三年，设计人员就切尔诺贝利核电站的控制棒问题向管理层发出警告。

然而，人们对苏联“无事故”核电的信念太过之高，根本没有人回信。

当戈尔巴乔夫在4月26日凌晨5点醒来时，他问为什么会发生这样的事故。

苏联科学院院长阿纳托利·阿列克山德罗夫曾告诉他，RBMK-1000非常安全，可以安装在红场上，事实上，它并不比萨莫瓦(俄国附有炭炉的茶壶)更危险。

由于对RBMK反应堆的设计过于自信，反应堆中发生的物理过程既没有得到充分的计算，也没有得到充分的了解。不存在可靠的安全系统，操作人员能够超越操作程序进行操作。保密文化和缺乏对苏联核计划有效监督，也是这次事故的原因之一。

(后续改进)由于切尔诺贝利事故，核监管机构解决了其他在运RBMK反应堆设计缺陷，并将其风险降至最低;反应堆的安全系统得到改善，设计和运行文件也得到了更正。

随着俄罗斯向更安全、现代化的轻水堆过渡， RBMK反应堆已经停止建造。

“安全文化”的概念已扩展到运行之外，包括核电站生命周期的所有阶段，并通过了管理、法律和政府条例，以创造一种每天都关注核安全的国家氛围。

苏联和后来的俄罗斯新立法规定，故意隐瞒或不向公众披露环境灾害或人为事故后果的人员，应承担赔偿责任。有关工地环境安全的资料不再被列为机密。