在整個(gè)60年代，有一種概念在安全方針中占支配地位，這就是最大可能事故。這種概念所依據(jù)的是這樣的信念，即不是所有可想象的工況都是可能的。雖然人的想象力是沒(méi)有界限的，但假設(shè)一些極不可能的獨(dú)立事件，例如一次強(qiáng)烈地震和一次飛行器墜毀事件可能同時(shí)影響一座核電廠，看來(lái)是不合理的。這就是為什么要對(duì)每種堆型進(jìn)行初步分析，以確定哪些事故是可能的，然后對(duì)核設(shè)施進(jìn)行設(shè)計(jì)，以便在發(fā)生考慮過(guò)的事故之一時(shí)，至少有一道屏障將保持完整。人們假設(shè)，通過(guò)考慮各種極端的工況，一些相似但較不嚴(yán)重的事故也被包括其內(nèi)。三里島事故證明了這種方法的基本合理性，但也證明了它的局限性，各種安全設(shè)施(反應(yīng)堆事故保護(hù)停堆設(shè)施，安全注入設(shè)施，安全殼完整性保障設(shè)施)，起到了在較嚴(yán)重的事故中應(yīng)起的作用。然而實(shí)際情況表明，這些針對(duì)比三里島發(fā)生的要嚴(yán)重得多的一回路損壞設(shè)計(jì)的安全設(shè)施部分失效，從而加重了事故的嚴(yán)重性，加重了對(duì)核電廠和設(shè)備的影響。

      讓我們考察一下被包括在60年代安全分析中的、對(duì)上面種種考慮有直接關(guān)系的三種事故：控制棒不合時(shí)宜的彈出：在操作過(guò)程中輻照燃料組件的跌落和損壞；以及使用加壓流體的反應(yīng)堆．一回路發(fā)生導(dǎo)致堆芯失冷的破裂。有關(guān)最后這種事故的考慮導(dǎo)致對(duì)壓水堆核電廠采取下面兩套措施。第一套措施是，用各種方法檢驗(yàn)建造材料、鍛造和焊接工藝，精心設(shè)計(jì)和分析各種部件并利用模擬組件進(jìn)行試驗(yàn)，利用射線照相和超聲波技術(shù)對(duì)焊縫進(jìn)行全面的內(nèi)部檢查，以排除反應(yīng)堆壓力容器發(fā)生突然破裂的可能性。第二套措施與承認(rèn)連接反應(yīng)堆壓力容器的管道之一由于未知原因發(fā)生破裂的可能性有關(guān)．在這種情況下，一回路中含有的水漏失，反應(yīng)堆內(nèi)的壓力下降，而安全殼內(nèi)的壓力則上升。堆芯供水中斷，即堆芯不再得到冷卻。鏈?zhǔn)椒磻?yīng)雖然依靠反應(yīng)堆自動(dòng)停堆系統(tǒng)(雙套)停止，但衰變熱量必須導(dǎo)走。這種熱量是由累積在堆芯的放射性產(chǎn)物釋放的；在反應(yīng)堆事故保護(hù)停堆后一秒鐘，這種熱量為初始功率的10％(幾小時(shí)后為3％)。在卸壓階段結(jié)束后，將有多種系統(tǒng)被啟動(dòng)以確保堆芯冷卻。這些系統(tǒng)把加壓冷水注入堆芯．一經(jīng)測(cè)定一回路壓力變化，在高壓下以低流率工作的第一個(gè)系統(tǒng)立即起動(dòng)。不過(guò)，在假設(shè)工況下(一次大的管道破裂)，光霉這一系統(tǒng)本身是不夠的。當(dāng)一回路中的壓力從150大氣壓降至40大氣壓時(shí)，充水蓄壓器通過(guò)止回閥向一回路排放，這種止回閥在那時(shí)刻之前因一回路壓力較高而一直處于關(guān)閉狀態(tài)．當(dāng)這種壓力達(dá)到約6大氣壓時(shí)，高容量的注射泵把專(zhuān)用貯水箱的冷水供給一回路。當(dāng)貯水箱排空后，注射泵利用通過(guò)一回路破裂處漏失、并向下流到安全殼底部的排水坑的水再循環(huán)．堆芯本身被設(shè)計(jì)成能承受以下事故工況：反應(yīng)堆冷卻劑沸騰蒸發(fā)使堆芯失去冷卻劑；余熱沒(méi)有排走；包殼加熱，以及注入的水再次浸沒(méi)堆芯時(shí)由突然淹沒(méi)產(chǎn)生的各種效應(yīng)。有關(guān)準(zhǔn)確的事故工況的討論曾持續(xù)多年，結(jié)果是美國(guó)原子能委員會(huì)于1971年發(fā)表了一些有關(guān)核電廠的暫行準(zhǔn)則。這些準(zhǔn)則從1974年1月起作為權(quán)威法規(guī)強(qiáng)制施行，現(xiàn)在所有的國(guó)家都引用了這些準(zhǔn)則。這些準(zhǔn)則硬性規(guī)定了功率界限，以防包殼溫度在這些工況下超過(guò)1205℃，對(duì)包殼厚度也作了必要規(guī)定，即在再次淹沒(méi)期間被水腐蝕的包殼厚度不得超過(guò)其壁厚的四分之一。上述措施的目的在于保護(hù)第一道屏障的完整性，并限制相應(yīng)的氫的形成，其他措施集中在保護(hù)第三道屏障，即安全殼。安全殼必須在假設(shè)事故引起的壓力和溫度之下保持密封。一種噴淋系統(tǒng)將一陣?yán)渌畯陌踩珰ど喜繃娤拢越档蜏囟群蛪毫Α?/P>

      最大可能事故概念已經(jīng)形成，但仍在核安全規(guī)程中。對(duì)于設(shè)計(jì)階段考慮過(guò)的每一類(lèi)工況，用一個(gè)確定的事故或事件作代表，可以認(rèn)為其結(jié)后果“包含”這一類(lèi)的所有事件的后果。

       圖為防止壓水堆核電廠逸出放射性產(chǎn)物而設(shè)置的多重屏障：這些屏障依次是能夠容納裂變產(chǎn)物的氧化鈾；燃料包殼；一回路邊界；以及圍繞反應(yīng)堆的安全殼。 

      圖為計(jì)算機(jī)代碼提供的故圖象：Cathare是一種熱工水力學(xué)代碼，用它可模擬失去新華通訊社卻劑事故。圖中所顯示的是在反應(yīng)堆的冷卻劑泵和壓水容器之間出現(xiàn)小裂縫后，一回路的工況變化。一回路在屏幕上分成若干區(qū)域顯示，利用此種代碼可監(jiān)視壓力和溫度趨勢(shì)、反應(yīng)堆冷卻劑沸騰，以及因安全注射泵起動(dòng)引起的堆芯淹沒(méi)。