Donald C. Cook核电站是美国五大湖密歇根湖畔的一座典型的内陆核电站，采用直流循环冷却，建设有2台西屋公司设计的四环路压水堆机组。

1、SITE/厂址位置：

Bridgman, MI (13 miles S of Benton Harbor, MI) in Region III，密歇根州布里奇曼（密歇根州本顿港南方向13英里），监管III区，经纬度41.975391°N 86.565914°W。
 

 

图1： Donald C. Cook核电站地理位置图

图2：Donald C. Cook核电站全景图

2、业主/运营商：

Owner/业主：American Electric Power，美国电力公司（AEP，纽约交易所上市公司）

Operator/运营商： Indiana Michigan Power Co.，印第安纳密歇根电力公司

3、建设情况：
 

Construction Start Date/建造开工日期：#1,- 03/25/1969；#2,- 03/25/1969；

First Criticality Date/首次临界日期：#1,-01/18/1975；#2,- 03/10/1978；

First Grid Connection/首次并网日期：#1,-02/10/1975；#2,- 03/22/1978；

Commercial Operation Date/商运日期： #1,-08/28/1975；#2,- 07/01/1978；

Construction cost/建造费用（$）：33.52亿美元（2007年水平）；

Architect(s)/设计商：Pacific Gas & Electric Co.，太平洋燃气电力公司；

4、反应堆简介
 

Reactor Type/堆型： #1/2：Pressurized Water Reactor 压水堆

Licensed MWt/许可堆功率(MWt)： #1:3,304; #2:3,468

Gross Capacity/铭牌功率（MWe)：#1：1,100; #2：1,151

Design Net Capacity/设计上网净功率（MWe)：#1：1,030; #2:1,100

Reactor Vendor/Type/反应堆供应商/型号： #1/2：Westinghouse Four-Loop，西屋四环路；

Containment Type/安全壳形式：Wet, Ice condenser /湿式、冰凝汽式；

1、执照情况：
 

运行执照：#1,- 10/25/1974；#2,- 12/23/1977

延寿申请：#1,- 08/30/2005；#2,- 08/30/2005

执照有效期： #1,- 10/25/2034；#2,- 12/23/2037

堆型： #1/2, Pressurized Water Reactor 压水堆

许可堆功率(MWt)： #1:3,304; #2:3,468

运行执照: #1, 05000315;#2, 05000316

2、反应堆运行情况
 

Electricity Supplied/上网电量（TW.h）：#1：223.91；#2：2219.12

Energy Availability Factor/能力因子（%）：#1：69.6；#2：70.7

1、Donald C. Cook核电站是一座典型的滨湖核电站，是密歇根湖畔多座核电站之一。该核电站原来对公众开放，美国9.11事件后该核电站仅向预约了的学校开放。

【该核电站通过765KV线路由核电站向DuMont变电站输送电力，该变电站拥有数条345KV线路，其中2条与附近的Palisades核电站相连。密歇根湖另外两座核电站分别是威斯康辛州的Kewaunee、Point Beach】
 

 

图3：Donald C. Cook核电站

2、Donald C. Cook核电站总体运行绩效一般，2003/2006/2008/2011年#1机组能力因子达到100%；2005/2007/2010年#2机组能力因子达到100%。

 

3、Donald C. Cook核电站厂址周边设置了低密度人口限制区（LPZ，备注类似于中国的规划限制区，半径为10英里/约16公里，2010年，LPZ内人口54,638人，10年内人口增长率为3.4%），厂址50英里以内的城市有印第安纳州南本德 (距厂址26英里)和密歇根州的圣约瑟夫、kalamazoo。

图4：Donald C. Cook核电站周边人口分布

1、Donald C. Cook核电站全厂停机近3年的事件是一起值得研究的事件，反映了核安全质量管理的严格要求，建立并及时更新核电站技术状态、依照法规和程序执行技术改造，做好风险管理是非常重要的。坚持核安全文化，做好核电安全质量的事情！

2、Donald C. Cook核电站的这次事件对于理解美国NRC如何与听取包括公众在内的第三方意见有很好的参考价值！

3、Donald C. Cook核电站的这次事件源于Millstone核电站的经验反馈行动中的发现，经验反馈是全行业共同进步的法宝，需要核电行业继续坚持！

本附录综合了《联邦登记》（《Federal Register》Vol. 64, No. 35/Tuesday, February 23, 1999/Notices）和UCS文件（http://www.ucsusa.org/assets/documents/nuclear_power/d-c-cook-2.pdf）相关内容。
 

1、1996年，NRC在向所有核电站业主发出要求检查是否存在类似Millstone的不能够持续性满足设计基准和执照基准事件时，发现D.C. COOK核电站运营商AEP多处丧失设计和执照基准。

3、1997年9月8日，NRC启动了关于D.C. COOK核电站建造/设计（A/E）的监查。
 

4、1997年9月19日，NRC发出确认信，明确提出重启该机组所必须采取的行动。
 

7、1997年11月26日，NRC在其建造/设计监督报告(No.50-315、50-316)中表示，D.C. COOK核电站在应急堆芯冷却系统（ECCS）不能够运行，据此NRC暂停了该核电站（运行）执照，机组将停运整顿。11月28日发布的报告称，1978年12月29日，NRC下令安全壳地坑顶部需要安装5个3/4英寸的排气孔，（虽然做了类似改进）但该核电站最终安全分析报告并未反映出这样的改进和设计基准，1996年和1997年对此排气孔所做的密封没有按照10CFR50.59所要求的程序进行。
 

8、1997年12月16日，NRC与业主公司召开了公开会议，讨论了验证性行动的程序问题。业主将就NRC监督员所采取的行动和评估、解决问题的需要提供（足够的）信息。例如，NRC听取了5207项设计中的654项进行的复核，对应急冷却系统、重要厂用水系统、安全壳喷淋系统、辅助给水系统、配电系统、化容控制系统等都已开展了内审（自我评估）行动；仪控空气系统、凝结水系统、给水系统、主蒸汽系统、循环水系统和非重要厂用水系统等安全和非安全相关系统的相互影响（接口）已经评估；
 

9、1998年1月5日，NRC该电厂的项目经理通知UCS了验证性行动的进展，并告知UCS该核电站将于近期重启。UCS要求NRC答复申诉书的地位问题，UCS被告知NRC关注的是核电站重启以及NRC将在核电站重启后继续研究UCS的申诉问题。1月6日，UCS在给NRC的信中提出抗议NRC不召开接受申诉的公开会议。1月8日，NRC宣布将于1月12日召开与UCS的公开会议。1月12日，UCS在公开会议上就六个问题进行了阐述。1月16日，NRC第三分区委员会打电话给UCS称将考虑冰凝汽器问题（UCS就此问题在整个夏天一直与NRC监督员和关心此案的个人保持了电话沟通），1月21日，NRC正式启动冰凝汽器问题调查。2月14日，业主通知NRC确认关于冰凝汽器通用设计的审查证实冰篮螺栓（ice basket screw）存在问题。
 

11、1998年3月7日，电站业主向NRC提交重启申请。
 

12、1998年4月10日，NRC发布冰凝汽器问题调查报告，宣称发现了29处不符合项。4月17日，NRC宣布成立监督重启的手册0350章小组。

13、1998年5月7日，NRC发布报告宣称34处安全相关问题中有15处明显违规。5月20日，NRC与业主召开会议，确定了四类常见原因：测量/评估缺乏有效性；不及时解决问题；团队工作受限；程序执行和跟踪不完整。1998年6月4日，NRC就核电站重启活动的状态与业主召开会议；6月8日，NRC要求业主解决UCS于1月12日会议上提出的相关安全问题。
 

14、1998年7月10日和12月28日，NRC通过书信方式发出了相关申诉（处理）的现状。1998年8月29日，在NRC总部召开了一次非正式的听证会，听取申诉人和持照者的陈述，听证会给申请人机会就申诉和附件进行分类阐述，NRC已确定UCC关于在没有可靠确保不符合项得到确定并修正到其设计基准和执照基准之前许COOK核电站将禁止重启的要求得到满足，并承诺由NRC的监管行动来提供可靠保证以确保D.C. COOK核电站满足设计基准和执照基准要求，这样来满足申诉书的要求并消除关于修改、暂停或吊销D.C. COOK核电站执照的要求，相关解释可在据10CFR2.206的解读文件（DD–99–03）中查阅，并可在联邦和州立图书馆在内的多个公众场合查阅。

15、1998年7月15日，工人发现若出现辅助厂房高能管线破损将影响到部件冷却水泵的安全，NRC就此进行了安全分析，在此条件下，堆芯损坏概率为6.9x10-5。7月27日，业主向NRC更新了系统安全分析的结果：已审查完成的22项安全相关系统中存在近500个问题。7月30日，NRC发布了手册0350章监测清单；8月19日，NRC、UCS和业主召开了三方公开会议，UCS提议就相关违规行为给予业主46亿美元的处罚；10月13日，NRC提出了50万美元的罚款。10月13日，NRC更新了手册0350章监测清单。
 

16、1998年10月22日，NRC与业主就新近由公司和NRC监督员共同完成的辅助给水系统的安全系统功能分析（SSFI）召开会议，SSFI发现了一些公司在审查中没有发现的问题，如辅助给水系统在某些事故条件下没法执行安全功能。
 

17、1998年12月22日，NRC与业主召开公开会议。公司承诺提升系统准备评估过程并用它在机组重启前重新评估更多风险显著的系统。
 

18、1999年3月16日，AEP和相关企业就因停机、中断电力服务而采取的其他替代性措施所提请的诉讼达成一致，赔偿用户5500万美元以支付在延长的机组维修期间对方采取的替代性服务费用。
 

19、1999年9月24日，AEP代表在NRC的一份简报上总结了所发现的问题：约25%的计算没有在技术状态管理系统中进行，不得不重新检索或重做；许多程序和过程失效，如通用代码89-10的电动阀门（Generic Letter 89-10 motor-operated valve ）、可操作性检查过程以及在役检测等程序。
 

20、2000年1月19日NRC发布通知（http://pbadupws.nrc.gov/docs/ML0036/ML003677524.pdf），告知其关于冰凝汽器问题和安全科衬垫腐蚀问题的相关整改达标，基本具备重启条件。2000年2月2日，NRC确认验证性行动函RIII-97-011关闭；2000年3月6日，工人更换了冰凝汽器的冰篮；6月22日，#2机组重启达临界。6月25日并网，大修结束。

21、2000年6月28日，AEP向NRC提出#1、2机组安全壳内部混凝土达不到设计载荷边界，NRC同意其根据通用代码Generic Letter 91-38降级重启运行。
 

22、2000年12月11日，NRC警告COOK业主，#1、2机组高能回路破裂可能导致冗余的安全相关元件失效。
 

23、后续行动：2001年6月21日，AEP致信给NRC提出撤销DBDR（设计基准文件重建）申请（http://pbadupws.nrc.gov/docs/ML0117/ML011760513.pdf），主要原因是已采取了其他办法达到了设计基准文件重建目标。