三里岛事故
三里岛典型案例分析及整改措施流程详解
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三哩岛核事故
三哩岛核泄漏事故三哩岛核泄漏事故，通常简称「三哩岛事件」，是1979年3月28日发生在美国宾夕法尼亚州萨斯奎哈河三哩岛核电站的一次严重放射性物质泄漏事故。
事故经过当天凌晨4时半，三哩岛核电站95万千瓦水堆电站二号反应堆主水泵停转，辅助水泵按照预设的程序启动，但是由于辅助回路中一道阀门在此前的例行检修中没有按规定打开，导致辅助回路没有正常启动，二回路冷却水没有按照程序进入蒸汽发生器，热量在堆心聚集，堆心压力上升。
堆心压力的上升导致减压阀开启，冷却水流出，由于发生机械故障，在堆心压力回复正常值后堆心冷却水继续注入减压水槽，造成减压水槽水满外溢。
一回路冷却水大量排出造成堆心温度上升，待运行人员发现问题所在的时候，堆心燃料的47%已经融毁并发生泄漏，系统发出了放射性物质泄漏的警报，但由于当时警报蜂起，核泄漏的警报并未引起运行人员的注意，甚至现时无人能够回忆起这个警报。
直到当天晚上8点，二号堆一二回路均恢复正常运转，但运行人员始终没有察觉堆心的损坏和放射性物质的泄漏。
此后，宾州州长出于安全考虑于3月30日疏散了核电站5英里范围内的学龄前儿童和孕妇，并下令对事故堆心进行检查。
检查中才发现堆心严重损坏约20吨二氧化铀堆积在压力槽底部，大量放射性物质堆积在围阻体，少部分放射性物质泄漏到周围环境中。
事故后果事故后，有关机构对周围居民进行了连续跟踪研究，研究结果显示在以三哩岛核电站为圆心的50英里范围内的220万居民中无人发生急性辐射反应周围居民所受到的辐射相当于进行了一次胸部透视的辐射剂量三哩岛核泄漏事故对于周围居民的癌症发生率没有显著性影响三哩岛附近未发现动植物异常现象当地农作物产量未发生异常变化但是，泄漏事故造成核电站二号堆严重损毁，直接经济损失达10亿美元之巨事故影响三哩岛核泄漏事故是核能史上第一起堆心熔化事故，自发生至今一直是反核人士反对核能应用的有力证据；三哩岛核泄漏事故虽然严重，但未造成严重后果，究其原因在于围阻体发挥了重要作用，凸现了其作为核电站最后一道安全防线的重要作用；在整个事件中，运行人员的错误操作和机械故障是重要的原因，提示人们，核电站运行人员的培训、面对紧急事件的处理能力、控制系统的友好性等细节对核电站的安全运行有着重要影响公众的安全感更重要的是，事故不只是影响到了核设施所在地区所在国家的利益，它越过了国界，波及到毗邻国家，引起了别国的慌乱，使那里的人民失去了安全感。
美国最严重的三里岛核泄漏事故从此美国放弃建设核电站
美国最严重的三里岛核泄漏事故从此美国放弃建设核电站1979年3月，位于美国宾夕法尼亚州多芬县的三里岛核电站，发生了美国历史上最严重的核泄漏事故。
该事故在国际核事故分级中的严重程度达到5级，最高为7级。
1979年3月28日凌晨，三里岛核电站二级循环系统的树脂过滤器发生了堵塞，操作人员在疏通过滤器时，意外造成给水泵、冷凝水泵和冷凝增压泵关闭。
随后，反应堆冷却系统的温度和压力开始升高，引起反应堆自动紧急关闭。
尽管控制棒已经插入了反应堆，但仍有衰变余热产生。
此时人工减压阀自动打开后，因机械故障无法关闭。
于是，冷却液开始泄漏。
三里岛核电站由于冷却系统已经无法正常工作，反应堆的温度逐渐升高，剩余的冷却液开始蒸发。
2个小时后，反应堆顶部暴露出来，燃料棒覆层和芯块开始熔毁，产生的放射性同位素又释放到正在泄漏的冷却液中。
当核电站主循环系统的温度、压力和冷却液都有异常时，控制面板上的指示灯仍然显示人工减压阀为正常的关闭状态，导致夜班操作人员在数小时内无法找到系统异常的真正原因。
三里岛核电站直到早上6点，轮班人员到达控制室，才发现人工减压阀尾管和贮槽温度过高，立刻关闭了备用阀门，冷却液才停止泄漏。
此时已经有32000加仑的冷却液泄漏，冷却液的辐射量超标300倍。
事故发生后，当地学校立刻关闭，居民们被要求待在室内，减少户外活动。
当局先是要求核电站周围5英里范围内的孕妇和儿童撤离，后来撤离范围又扩大到核电站周围20英里。
几天内，就有14万人撤离。
环境清理工作从1979年8月开始，1993年11月才结束，总共耗资10亿美元。
事后三里岛核电站和保险公司拿出了8200万美元来赔偿当地居民。
后继的调查表明，对宾夕法尼亚州政府处理此事不满意的民众超过了50%。
三里岛核泄漏后的清理工作三里岛核电站事故是全球核电站发展的一个转折点。
反应堆的部分熔毁造成250万居里的放射性气体和16居里的放射性碘被排放到大气中，引起了人们广泛的担心。
尽管没有人员伤亡，也没有对环境造成严重污染，但还是引发了公众对核电站安全的关注，对美国核电站的发展造成致命影响。
《三里岛核事故》课件
# 三里岛核事故PPT课件 ## 1. 概述 - 事故时间概述 - 事件经过及影响
事故原因
核电站设计原因
探讨三里岛核电站设计方面的缺陷和不足， 导致事故爆发。
人为失误
分析人为操作和管理方面的错误，并阐述如 何避免类似错误。
事故后果
1 环境污染概述
解释核事故对周围环境产生的影响，包括水源、土壤和气候。
2 人类健康影响
探讨核事故对居民健康产生的长期和短期影响。
3 经济影响
评估核事故对当地和全球经济的影响，包括损失和恢复。
教训与启示
1 核电站安全设计改进
2 安全文化建设
总结三里岛核事故的教训，以改进核电站 的设计和安全措施。
强调安全文化对避免类似核事故的重要性， 并提出建设安全文化的方法。
比较与分析
福岛核事故
比较三里岛核事故与福岛核事故的相似之处和 不同之处。
切尔诺贝利核事故
比较三里岛核事故与切尔诺贝利核事故的相似 之处和不同之处。
结束语
总结
总结三里岛核事故的重要性和影响，并呼吁加强 展和替代能源的重要性，以避 免类似事故再次发生。
参考文献
运行概论1
燃料包壳
一回路压 力边界
安全壳
核电厂安全的关键是: 确保三道屏障的完整性
停堆后、大修中的辐射防护要求
6
1.3 相当可观的堆芯剩余释热
停堆后堆芯内（燃料内）仍有剩余裂变发热和衰 变热（见下图） 冷却时间较长 停堆后的冷却 乏燃料池的冷却（福岛第一核电厂4#机）
7
专设安全设施系统功用
核电站设置专设安全设施，其目的是在设
3
1979年3月28日，美国三哩岛核电站2号机组满功率运行。 凌晨4点，主给水系统失去运行，汽轮机停机，辅助给水系统未 能投入运行，反应堆主系统稳压器卸压阀PORV开启，反应堆停 堆。当主系统压力下降后，卸压阀未能关闭（卡开），导致主系 统冷却剂不断泄漏达2个半小时。
高压安注系统自动动作，但注射流量被人为限制。稳压器失 去控制功能，堆腔上部形成蒸汽。由于所有主泵停止运行，卸压 阀不能关闭，堆芯失去了所有有效地冷却手段，堆芯过热，锆合 金包壳与蒸汽发生化学反应，产生氢气气泡，堆芯熔化。
(３)运行试验 • 核电厂升温和降温[反应堆冷却剂系统最高升温速率
可达37.7℃/h(或根据设计规定),稳压器为 93.3℃/h(或根据设计规定)]; • 负荷阶跃变化(变化量最大一次可达±10％满功率); • 负荷线性变化(变化率最大为±５％满功率/min); • 甩负荷(最高可甩掉全部负荷)。
运行概论
第一部分
三哩岛核事故概况
12天后，1979年3月28日——一个值得核电从业人 员永远记住的日子，发生了美国核电史上最为严重 的核事故——三哩岛事故。这是一个1978年3月28日 首次临界的新堆,在美国宾夕法尼亚州萨斯奎哈河三 哩岛核电站，发生了美国核电史上最为严重的核事 故。该事故导致堆芯熔化，大量放射性物质泄漏至 安全壳，少部分放射性物质泄漏到周围环境中。
三里岛核事故：一场意外的串联ppt
1
核反应堆：现代版"高压锅"
核电站利用核反应堆的热能产生蒸汽发电，过程精密复杂需多重安全保障。
2
多重安全系统
核电站设有自动供水、应急冷却等备用系统，理论可防范严重事故。
三里岛事故的三重偶然
自动供水系统失效
自动供水系统出现故障,两个备用系统也未开启,导致 失去主要冷却来源,暴露了管理漏洞。
三里岛核事故：一场 意外的串联
1979年，美国宾夕法尼亚州的三里岛核电站发生了一起震惊世界的 核事故。这次事故虽然没有造成直接的人员伤亡，但其影响深远， 不仅导致了20万人的紧急疏散，还产生了超过10亿美元的清理费用 。这一事件成为了核能安全史上的重要里程碑，引发了人们对核电 站安全性的深度思考。
三里岛事故的发生，源于一系列看似不可能同时发生的偶然事件。 这场事故揭示了核电站设计和管理中的潜在漏洞，同时也凸显了人 为因素在核安全中的关键作用。让我们深入探讨这次事故的细节， 了解核电站的运作原理，以及如何从这次事故中吸取教训。
泄压阀故障
泄压阀未能关闭,导致冷却剂持续流失,凸显设备可靠 性和定期维护的重要性。
错误的信息显示
控制面板上的误导性信息,延误了采取正确措施的时机 ,突出了准确信息反馈的关键作用。
世界三大核事故的总结汇报
世界三大核事故的总结汇报世界历史上，发生了许多严重的核事故，其中有三个被广泛认定为是史上最严重的核事故，分别是切尔诺贝利核事故、福岛核事故和三里岛核事故。
本文将对这三个核事故进行总结汇报，以便更好地认识核能的危险性和安全保障的重要性。
首先是切尔诺贝利核事故。
1986年4月26日，乌克兰切尔诺贝利核电站4号机组发生了严重的核事故，导致剧烈的火灾和爆炸。
这次事故是由于反应堆设计的漏洞、操作员的错误以及安全标准的缺失所引起的。
切尔诺贝利核事故释放了大量的放射性物质到大气中，并导致了30人即时死亡，数千人被迫疏散，并增加了核污染的风险。
这次事故对周边地区的人们造成了巨大的伤害和痛苦，对环境和生态系统造成了长期影响，甚至对全球范围的气候和人类健康产生了一定的影响。
其次是福岛核事故。
2011年3月11日，日本发生了9.0级地震及其引发的海啸，导致福岛第一核电站发生了过载，进而引发了核事故。
这次事故是由于地震和海啸造成的电力故障和冷却系统失效所引起的。
这次事故导致了反应堆燃料棒的过热和燃烧，释放了大量的放射性物质到环境中。
目前，福岛核事故仍然对该地区的人们和生态系统造成了严重的影响，对日本政府也造成了巨大的挑战。
最后是三里岛核事故。
1979年3月28日，美国核电站三里岛的2号反应堆发生了严重的事故，由于冷却系统失效以及操作员的失误，导致反应堆燃料棒过热和熔化。
尽管事故未造成直接的人员死亡，但大量的放射性物质泄漏到大气中，并污染了周边地区的土壤、水源和农产品。
这次事故引发了公众对核能的担忧和对核电站的安全性的质疑。
这三个核事故中，切尔诺贝利核事故被认为是史上最严重的核事故，其次是福岛核事故，三里岛核事故则相对较轻。
这些核事故的教训是十分深刻的。
首先，核能是一把双刃剑，具有巨大的能量和潜在的危险性。
在利用核能的同时，必须加强对核设施的安全管理和运营技术的培训。
其次，核设施应该注重防范措施和事故应对准备，及时有效地采取紧急措施以减少事故的危害。
三哩岛事故
卸压阀的长期内漏使卸压箱的水一直处于较高温度。卸压箱 水温不再被用作做判断卸压阀是否开启的手段。
注：缺陷的长期存在导致重要监视参数失去意义
三哩岛事故序列 时程：00时:02分:02秒 主系统压力下降至1640 psig（11.3MPa），专设安全系 统ESF触发。上充系统自动切换为高压安注运行模式。 时程：00时:03分:13秒 稳压器水位持续上升。 因担心水位继续上升会造成稳压器水实体运行，操纵员通过 按下盘台上一个按钮闭锁了安注信号，以便手动控制安注流 量。安注流量从2.7 m3/min 下降至0.1m3/min 。 没有意识到反应堆正在发生LOCA事故，操纵员继续执行停 堆恢复规程。
三哩岛事故序列 时程：00时:01分:13秒 凝汽器热阱水位达到高报警值。由于凝结水气动排水阀 的仪用压空管线在事故初始时已破裂，操纵员无法控制 水位。 由于担心水位高会失去凝汽器真空和引发水锤，担心真 空失去将导致主蒸汽排放至大气环境，操纵员将注意力 投入到处理水位问题，忽视了反应堆主系统正在面临的 恶化工况。
堆芯熔化情况示意图
冷却剂入口
冷却剂入口
损坏的上栅格板
上部堆芯坍塌形成的空腔 松散的堆芯熔融碎片
流出堆芯的熔融金属
熔融金属（冷却） 熔融金属（冷却）的外壳 先期形成的熔融金属
堆芯围板上的熔洞 熔化的堆芯仪表导向管 密实堆积的熔融碎片 熔融氧化铀堆积区
三哩岛电站系统简介
堆型：压水反应堆（PWR） 额定电功率：880MW 堆芯：37000根燃料棒，含二氧化铀约100吨 首次临界：1978年3月28日 事故发生时，电站正运行在第一个换料周期，一 年左右。
燃料棒结构
燃料组件结构
端塞 上管座 弹簧 端隙
燃料芯块 端塞 定位格架 燃料芯块 导向管
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附录1 三哩岛事故A1.1 核电厂概况美国Pennsylvania 州，Three Mile Iland上的二号堆，TMI-2，为B＆W 公司设计和建造，1978 年12 月投入使用。
两环路，每个环路有两台冷却剂泵。
蒸汽发生器是直流式的，这意味着二次侧装量较少。
一回路工作压力为152bar 。
HPIS 可在正常运行压力或更高压力下向一次系统注入含硼水（它的截止压力为197bar），当一次侧系统压力降至110bar 以下时，自动起动。
安注箱压力为41 barLPIS 的起动压力是28bar核电厂的额定功率：2772MW, 961MW(e)事故前核电厂的状态及始发事件：1979 年3 月28 日凌晨，TMI-2 在97%额定功率下，以自动控制方式运行。
稳压器的释放阀及安全阀均有持久的微小泄漏（大约0.3kg/s）二回路中，有一些堵塞的离子交换树脂（A resin block had developed in a condensate polisher unit's transfer line），准备用压缩空气及去离子水输送至回收箱，这一操作，使水进入了压缩空气系统，然后进到空气管路上的仪表中，引起了紊乱，关闭了冷凝水增压泵的进水阀门，于是冷凝水增压泵及主给水泵停止运行。
A1.2 事故过程A1.2.1 第一阶段汽轮机停车（0—6min）0 s汽轮机停车，蒸汽旁路阀打开，辅助给水泵启动，失去主给水，使蒸汽发生器从一回路系统导出热量减少，汽轮机停车后，主泵继续运行，反应堆继续运行。
反应堆冷却剂系统压力上升3—6 sRCS 压力达到PORV 整定值155bar，阀开启卸压，这不足以降压，RCS 压力继续上升8 sRCS 压力达到停堆整定值162 bar，控制棒插入堆芯，停堆，至此一切保护系统工作正常，接下来需要的是带走衰变热。
13 sRCS 压力降至PORV 自动关闭压力152bar，但关闭失效，卡开，造成了一个小破口失水事故（汽腔小破口）,RCS 冷却剂不断从PORV 流失，在二回路系统中，全部三个辅助给水泵在运转，但是在SG 中水位在下降。
这是因为SG 与辅助给水泵之间的阀门被关住了。
大概在42 小时之前，进行例行试验时关上的，显然是因疏忽而保持于这种关闭的位置。
其他阀门上挂的状态标签遮住了这些阀门的状态指示灯。
没有水注入SG ，它们正在蒸干。
1 min热管段与冷管段的温差减至零，说明SG 已蒸干，RCS 失去了有效排出热量的手段，而仅能靠喷出水和蒸汽来散发热量，RCS 压力在下降，但与此同时稳压器液位迅速上升2 min 4 sRCS 压力降至110bar，自劫触发ECCS，将含硼水注入RCS，此时，稳压器液位继续上升。
随后的分析表明，稳压器液位的升高是由于冷却剂受热及沸腾造成的膨胀。
4 min 38 s操纵员认为HPIS 增加了RCS 装量，关掉了一台HPIP，其他HPIPs 也被调至节流状态。
A1.2.2 第二阶段冷却剂丧失（6—20min ）6 min稳压器汽相消失，反应堆冷却剂疏水罐（RCDT）压力迅速上升。
8 min操纵员发现SG 蒸干了，检查后发现辅助给水泵在运行但阀门关闭着，操纵员打开了这些阀门，热管段及冷管段的温度开始下降，水击声及爆裂声证实辅助给水已送至SG。
辅助给水阀的关闭在事故之后立刻受到了公众大量的遣责,但实际上在前8min 内没有辅助给水并没有显著的影响，此后事故过程主要是由PORV 卡开影响的。
（We have concluded, however, that the 8-minute delay in restoring emergency flow did not directly affect the outcome of the accident- though it did serve to divert the attention of the operators, who patently needed no more distractions at this point ）10min 24 s – 11 min 24 sHPIP 关一开一关一开，但处于节流状态，从HPIS 进少，从PORV 出多，主回路冷却剂在流失，约1 1 min 时，稳压器水位在刻度盘上恢复显示，水位继续下降。
15 minQUENCH TANK 的RCDT 爆破膜破裂，可见到安全壳压力上升。
18 min通风系统监测仪测得气体放射性急剧增加，可能是RCDT 爆破膜破裂的影响，而不是燃料元件损坏，此时一回路压力降至83bar 并在继续下降，至此，TMI-2 的情况十分相似于Ohio 州，Oak Harbour的Davis-Besse核电厂，于1977 年9 月发生的事故，也是PORV 卡开，但功率仅263MW（t）, 21min 操纵员确定系PORV 卡开，关上了相连的截断阀，结束了此事件。
A1.2.3 第三阶段继续卸压（20min—2hr ）20min - 1 hr系统参数处于稳定的饱和状态70bar, 290℃1hr14minRCSP LoopB停运，由于强振动，低压、低流量，操纵员采取此措施是为了保护泵，不使泵及相连的管道受到严重损坏。
然而，泵的停运使这管道中的蒸汽和水分离，中止了该环路的自然循环，而且再要使该泵转起来变得十分困难。
1hr40min RCSP LoopA停运，同样理由此时，运行人员期望能出现冷却剂的自然循环，但是，由于在两个环路中存在分离出的汽空间，自然循环没有形成。
此后的分析表明：至此已有2/3 的冷却剂排出系统，泵的停运使压力容器水位塌陷至高于堆芯顶部30cm 处，于是堆芯开始了一个升温瞬变，这是堆芯损坏的前兆。
A1.2.4 第四阶段升温瞬变（2—6hr ）1hr40min后不久燃料元件裸露2hr18min操纵员发现PORV 卡开，将其后的截断阀关闭。
关闭PORV 后，RCS 压力开始上升。
PORV 位置的指示是不明确的，操纵盘上的指示灯表示电磁线圈已动作，但是没有阀标位置的直接指示。
在此阀门下游的高温本可以说明阀门的情况，可又被原来存在的泄漏给弄糊涂了，必须指出，没有意识到由PORV 卡开，因而造成了大量冷却剂丧失是这一事故最重大的特征。
即使到这时侯，如果使用HPIS 使RCS 升压，仍有可能中止这一事故。
2hr55min宣布厂区处于应急状况，在冷却剂下泄系统测到放射性，此时，相当一部分燃料元件已裸露，并处于高温状态，使得燃料元件损坏，挥发性裂变产物释出，并产生氢。
在此后一段时间内操纵员企图重新启动RCSPs，LoopB的泵也真起动了起来，但仅工作了19min ，后因蒸汽阻塞及振动警报（3 hr 13 min ）而又停运了。
3hr20min在关闭PORV 截断阀状态下，再次投入HPIS 系统，操纵员企图以此增加系统压力，挤塌汽泡，而使主循环泵恢复运行。
效果是主泵没有运行起来，但歪打正着，堆芯得到淹没，燃料元件升温得到中止。
在上一阶段，堆芯至少有1.5 米裸露了大约1 小时，这是堆芯受到主要损坏的时期，此时发生强烈的锆-水（汽）反应，产生大量氢气，同时有大量气体裂变产物从燃料释放到RCS 中。
安全壳内放射性急剧上升4hr30min – 7hr继续关闭PORV 截断阀，投入HPIS，企图提高系统压力使环路中汽泡破灭，重新通过SG 排热（自然循环或主泵运行），但并没有成功。
A1.2.5 第五阶段持续卸压（7.5—13.5 hr）7hr38min打开释放阀，关小HPIS，操纵员又采用降低系统压力的方法企图使安注箱动作来带走堆芯的衰变热。
由此系统失水引起第二次裸露，这一次裸露时间较短，与第一次堆芯裸露相比，这一次燃料温度低得多。
8hr41min压力达到4lbar－安注箱充气压力，安注箱开始注水，但流量极小。
这是由于压差小，而且有管道设计上的问题。
但操纵员却认为安注箱注水后堆芯是充满的。
9hr50min在减压过程中，压力壳内大量的氢释放至安全壳，发生了一个压力脉冲，安全亮喷淋工作了6 min ，这一压力脉冲可以认为是部分区域氢与空气混合物的点火，氢爆！减压至30bar，系统压力就再也降不下去了，操纵员毫无办法使系统降至28 bar，在此条件下才能起动LPIS。
11 hr 8min操纵员又关上了PORV 截断阀，但没有加大HPIS 流量。
此后2hr 内，安注箱停止注水，HPIS 处于低流量，SG 不循环、PORV 截断阀除2 次短时间打开外，基本保持关闭，总的说没有任何手段去排除衰变热。
在此条件下发生第三次堆芯裸露，这次裸露持续时间长，燃料温度再次达到很高的教值。
A1.2.6 第六阶段升压及最终建立稳定的冷却方式13hr 30minPORV 截断阀再次关闭，加大HPIS 流量，企图使RCSPs 运行，堆芯装量增多，结束第三次裸露。
15hr 51min LoopA一台RCP 运行，热管段温度下降至293 ℃, 冷管段温度上升至205℃，表示有流体经过SG。
A1.2.7 第七阶段排出氢气（lday—8 day ）到此压力壳内储有28m3 的气体，其中主要是不凝气体H2，这些H2 逐渐地在1 day-8day 内通过PORV 控制着排出，氢复合系统投入运行，以减少安全壳内氢浓度。
1 个月后，主泵停止运行，因主泵发热4-5MW 已超过了此时的衰变热2MW ，用自然循环方式继续带出热量。
A1.3 事故的后果三次堆芯裸露，锆包壳总量中大约有30%-40%被氧化，堆芯上部1/3 严重损坏，燃料峰值温度可能达2000℃，堆芯流动阻力增加到正常值的200-400 倍。
燃料产生的情性气体大约有30%-40%释放出来，有10%-15% 的碘、锶、铯从燃料中释放出来。
但释放至环境的放射性物质仅16Ci , 80 公里内2 00 万人所受剂量不及一年内天然本底的1/50。
仅有三个工作人员分别受31、34、38 mSv的照射，20 年内至少有30 万人死于癌症，这次辐射剂量可能会增1-2 例死亡。
TMI-2 恢复花费5 亿美元，整个核工业界损失100-200 亿美元。
设备故障对事故有影响，但影响事故过程的主要是操作人员的失误，以及与之有关的人员训练不够，操作规程不够明确，未能应用以前事故中获得的教训，控制室设计方面的缺陷以及忽视了人-机相互作用。
TMI-2 事故说明立足于―纵深防御‖、―多道屏障‖的安全设计原则的核电厂，在防止事故引起的放射性释放方面是有效的，但往往还存在一些薄弱环节，如果单纯考虑设计基准事故，不考虑严重事故的防止和缓解，不足以确保工作人员，公众和环境的安全。