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核电站事故范文1
中图分类号：TM623 文献标识码：A 文章编号：1009-2374（2013）24-0104-03
1 概述
HAF102《核动力厂设计安全规定》“设备鉴定”要求：必须采用设备鉴定的程序来确认安全重要物项能够在其整个设计运行寿期内满足处于需要起作用时的环境条件下执行其安全功能的要求。在可能的范围内，应该以合理的可性度表明在严重事故中必须运行的设备能够达到设计要求。
设备鉴定是指：制造及维护的证据以证明设备在符合鉴定规范的情况下，满足其具体的工况条件。对于设备鉴定，已有相应的标准及规范，但相关研究均是针对二代加核电站，并且是基于设计基准事故下的鉴定，对于严重事故下的设备鉴定，目前尚未有具体研究或相关标准。
福岛核事故发生后，核安全更加受到重视。根据《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求》：我国核电厂具有一定的严重事故预防和缓解能力，安全风险处于受控状态，安全是有保障的。为了进一步提高我国核电厂的核安全水平，国家核安全局依据检查结果对各核电厂提出了改进要求，包括“应急补水及相关设备技术要求”等8项改进，其中部分改进（例如应急补水及相关设备技术要求）与严重事故相关。
根HAF102的规定：核动力厂状态一般包括：正常运行、预计运行事件、设计基准事故和严重事故。超设计基准事故中的某些概率很低的核动力厂状态，可能由安全系统多重故障而引起，并导致堆芯明显恶化，它们可能危及多层或所有用于防止放射性物质释放的屏障的完整性。这些事件序列被称之为严重事故。
目前，国内已开展ACP1000等自主化三代核电站的设计，三代核电站较二代核电站的重要改进即为安全性能的提升，其中有更多的系统及设备用于严重事故的预防和缓解，应对严重事故下设备鉴定展开的研究。但严重事故下的设备由于其所处的复杂工况，设备是否进行鉴定或如何鉴定，目前尚无标准或要求。因此，有必要对国际上已有的三代核电站AP1000及EPR在严重事故下的设备鉴定展开研究，以作为国内自主化三代核电站的参考。
对于自主化第三代核电站，在严重事故工况下，哪些设备需要保证可用，这些设备如何能执行其功能，也需要展开研究。
综上所述，本文研究了国际三代核电站（AP1000、EPR）在严重事故下设备鉴定；基于此，对自主化三代核电站是否在严重事故下进行设备鉴定进行了论述，并对自主化三代核电站在严重事故下如何进行设备鉴定进行了探讨，并给出了自己的见解。
2 国际三代核电站对于严重事故下设备鉴定的研究
2.1 AP1000核电站对严重事故下设备鉴定的要求
AP1000要求：安全相关的设备必须在与设计基准事故相关的环境条件下执行其功能。对于设计基准事件，通过设备要求提供的确保等级即为“设备鉴定”。NRC提供了一个必要设备在严重事故环境条件下和一定的时间期间内在一个合理水平的保证能工作的准则。这个准则涉及“设备生存能力”。
设备生存能力评价是在独特的安全壳环境条件下，在堆芯损坏后的严重事故期间评价所要使用的设备和仪表的可用性，以使严重事故达到一个可控稳定的状态。
美国核管会（NRC）在SECY-93-087中推荐：只用于严重事故保护下的设备不必遵守10CFR50.49设备鉴定要求。然而，缓解特征必须设计成可以提供合理的保证，使设备在严重事故环境下能够按照其设计要求运行并超过其要求的时间范围。
AP1000规定，专门应对严重事故的设备不需要进行设备鉴定，不过这些设备的设计要以一定合理地保证在严重事故条件下可工作。专门应对严重事故的设备只要进行所谓的设备生存能力评价。
对于不是专门应对严重事故，但在缓解严重事故时可能用到的安全级设备，按要求要进行设备鉴定。这个鉴定仅是在正常、异常、紧急、设计基准事故条件下的鉴定。并不涉及严重事故下的环境条件鉴定。
用于证明设备生存能力的方法是：确定用于达到一个可控的、稳定状态的高可用性；定义每个高可用性的事故时间期限；确定在每个时间期限内，用于诊断、执行和判定高可用性的设备和仪表；确定每个时间期限的边界环境；对设备能够在执行其功能的严重事故环境下生存进行证明。
2.2 EPR核电站对严重事故下设备鉴定的要求
EPR核电站在设计中明确要求对机械和电气设备的进行鉴定。
2.2.1 在“确定环境条件所考虑的状况”中规定：在严重事故中用于状态诊断的主要仪器仪表，其鉴定要求应考虑在达到这些事故条件前可能遭受的环境条件。
2.2.2 在“严重事故苛刻环境条件的鉴定要求”中规定：在严重事故中（DEC-B）运行的设备鉴定要求应由设备任务的具体情况决定。
2.2.3 “环境条件的鉴定数据（压力、温度和辐射）”对严重事故下的厂房环境条件进行了规定，反应堆厂房和安全厂房会受到严重事故的影响，其环境条件（包括压力、温度和辐照）如下：
（1）反应堆厂房（HRA）环境条件：
压力：在反应堆厂房的严重事故中，除了氢燃烧时的2分钟，安全壳内压力不会超过5.5bar abs。在这很短的时间内，压力维持在6.5bar abs以下。12小时后启动安全壳热量导出系统，使压力降到2bar abs。
温度：严重事故中，安全壳内温度不会超过156℃。12小时后EVU的启动将导致温度降到110℃。
辐照：设备可能受到的辐射要设备实际情况，由其功能、位置和形状（对辐射敏感元件屏蔽）确定。设计规定要减少严重事故时运行设备对辐射的敏感性。这些规定包括：尽可能避免对辐射敏感的设备的使用、保护设备对P辐射最敏感的部分以及远离设备对辐射最敏感的部分，严重事故中可能堆积放射性同位素的地方。
（2）安全厂房（HLF-HLI）中环境条件：
压力和温度：安全壳内严重事故不与安全厂故结合。严重事故导致活性水泄漏于安全厂房内。
辐照：辐射由安全壳内活性水的泄漏引起的。安全壳内的活性水，严重事故时在安全厂房管道中循环流动，其放射性以后将会测出。
2.3 国际三代核电站对于严重事故下设备鉴定的小结
AP1000和EPR对严重事故设备的鉴定的要求不相同：相比之下，AP1000仅要求证明设备在严重事故下的生存能力。该要求可以通过分析的方法完成；EPR对严重事故下设备鉴定要求更加严格，EPR在设计中明确提出了设备鉴定要求，并给出了严重事故下的厂房环境条件。根据以往设备鉴定的要求，通常需要以试验的方式证明设备在环境条件的可用性。
3 自主化三代核电站严重事故下设备鉴定的研究
上述研究表明，AP1000和EPR对严重事故设备的鉴定的要求不相同。相比之下，EPR对严重事故下设备鉴定要求更加严格。对于自主化第三代核电站，相应的设计要求应不低于目前已有的三代核电站。
此外，根据HAF102对于设备鉴定的要求，除了设计基准外，设计中还必须考虑核动力厂在特定的超设计基准事故包括选定的严重事故中的行为。应该以合理的可性度表明在严重事故中必须运行的设备能够达到设计要求，随着国际社会对核安全的更加重视以及公众对核安全日益关注，在设计中有必要保证设备在严重事故下能够执行功能。因此，自主化三代核电站在设计中应考虑严重事故下设备的鉴定。
3.1 自主化三代核电站严重事故下鉴定设备的确定
自主化三代核电站严重事故下需鉴定设备，应从下列方面确定：
3.1.1 严重事故工况的确定。首先，要确定严重事故工况。严重事故工况具体包括环境工况和介质参数。严重事故工况的确定即要确定相应的环境工况和详细的介质参数。通过堆芯计算，分析出可能的严重事故工况，主要包括温度、压力参数以及辐照剂量等。
3.1.2 确定对应严重事故工况下的系统。根据严重事故工况，分析出在严重事故工况下需要投入的系统。对于自主化三代核电站，当发生严重事故时，反应堆冷却剂系统快速卸压系统以及非能动安全壳热量导出系统等相关系统将会投入使用。
3.1.3 确定出系统中需进行严重事故鉴定的设备。系统经过功能分析，确定出最终需进行严重事故鉴定的设备。对于自主化三代核电站，当发生严重事故时，稳压器快速卸压阀、相关系统的安全壳隔离阀等机械设备以及堆芯出口温度测量等仪表设备将需要动作或使用，因此，需对这些设备进行严重事故下鉴定。
3.2 自主化三代核电站如何进行严重事故下的设备鉴定
严重事故下设备的鉴定很重要的工作是要明确各设备在严重事故下所处的环境条件，在此基础上设备的鉴定可以借鉴已有的方法或标准。对于机械设备，可以参考ASME QME-1的方法；对于电气设备，可以参考IEEE 344或RCC-E的方法。
对于严重事故环境下设备的鉴定，应结合设计基准事故下的鉴定一起分析。如果设备所处的严重事故环境条件可以被设计基准事故条件所包络，那么设备已有的鉴定就可以覆盖严重事故下的设备鉴定；如果设备所处的环境条件超出了已有的设计基准事故条件，那么对于此类设备，需要单独进行严重事故下的鉴定。
4 结语
本文对三代核电站在严重事故下的设备鉴定进行了研究，结论如下：AP1000和EPR在设计中均对设备在严重事故工况下的可用性提出了要求，并且EPR明确要求设备在严重事故下进行鉴定；作为国内自主化三代核电站，设计中也必须考虑严重事故下设备鉴定要求。应进行严重事故工况分析，确定出需进行严重事故下鉴定的设备，然后对设备展开如何进行鉴定的研究；对于目前国内二代加核电站，如果涉及到严重事故下的相关改进，也应考虑相关设备的鉴定；核电设计中应重视严重事故下设备鉴定的研究，并应尽快建立严重事故下设备鉴定相关标准。
参考文献
[1] 国家核安全局.HAF102核动力厂设计安全规定[S].2004.
[2] 国家核安全局.福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求[S].
[3] 核电站能动机械设备的鉴定（ASME QME-1）[S].2007.
核电站事故范文2
近日报纸把世界上已有的、在建的、筹建的核电站都标出来，可以看到，很多核电站都建于低纬度。过去总认为核电站建在海边最安全，但福岛核电站恰恰因为建在海边，遭遇海啸，被冲断了供电系统而发生事故。
福岛核电站事故至少给我们两个警示，第一，核电站建在海边的安全度与设想的相差很远。第=个警示是，核电站运转寿命延期要非常谨慎，如果机体情况不好，应果断停运。核电站的设计寿命一般是40年，经各相关机构评估通过，最多可延期20年。福岛核电站1号机组到今年3月刚满40年的设计使用寿命，去年刚通过延期使用的方案。而据台湾媒体报道，位于台湾屏东的核电三厂在2001年曾发生事故，压水式反应炉曾一度完全丧失供应外部和内部电源。按核电站泄漏事故等级，可划为第三级。
台湾分析东海沿岸的核电站后，认为存在四种隐形杀手：一是建在近海的核电站，厂房高出海平面如果低于5米，容易受海啸冲击；二是在近海，地震可能造成土壤液化，后果难以控制；三是如果污染物进入海底，会造成海底辐射；四是建在地震活动断层附近的核电站，地震若达到6.5级以上，容易造成严重事故。台湾核一厂、核二厂离断层分别是7公里和5公里，均低于至少8公里的标准。
人类历史上使用核能出现的最大灾难是1986年前苏联的切尔诺贝利核事故，第二就是日本的福岛核事故了。它们各方面都差异很大，但拥有共同的致命点――制度，与核电站安全相关的一系列制度。切尔诺贝利核电站发生事故，最根本的还是制度，而非技术问题。那次灾难也成为人们追究与核安全相关的行政体制和管理体制的最重要推动力。切尔诺贝利核事故之后，人们总结出三个层面的教训：第一，平时闭口不谈各种隐患和小事故，没有引起监管者和人们的关注，最后导致了大故事。这是制度上最大的弊端；第二，不负责任，可能本应是这一级的责任，却不处理，等上一级的指示；第三是粗心大意，不注意细节。
我在台湾期间也请教了一些专家，他们认为，日本福岛核电站在体制上存在两个严重漏洞，才造成目前这么大的灾难。福岛核电站的第一个严重漏洞，是福岛核电站所属的东京电力公司与政府行政部门的关系太密切。政府本来应该代表全社会、全民对核电站公司进行监督和管理的，关系过于密切，监管不力就可能出现。这是有具体案例的，东京电力公司曾隐瞒了1978年发生过的严重核反应堆事故，并存在篡改数据，隐瞒安全隐患行为。去年5月份，更是具体提出过福岛核电站遭遇天灾时，电力系统可能出问题。恰恰现在出问题的正是电力系统。福岛核电站事故目前还没有正式的调查结果，我们希望调查结果能公布更多的细节。实际上，在福岛核电站事故发生的第一天，东京电力公司就应该公布具体情况，让大家清楚事态，采取相应措施。问题的最初阶段，才是解决的良机。
当然，我也不是鼓吹走极端，推行“非核化”，但在这里要强调一点：核电站无论技术多么先进，只要牵涉入，牵涉建造地，一定存在潜在的、爆发性的危险。无论是核电站所属公司、相关利益方还是核电站人员，都有可能会隐瞒或扭曲信息误导公众。一旦公司与政府关系过于密切，政府作为最重要的监管机构的作用丧失的话。后果更难以设想。基于这两种情况，我们甚至可以做这样一个结论：核电站的安全技术是第二位的，无论技术多么先进，制度都是第一位的。制度第一位，就是要把隐瞒信息和监管缺失这两个最大的漏洞给堵上。
核电站事故范文3
关键词：核电站；财产损失险；定价模式
一、研究核保险定价的意义
核电站财产损失险是核保险中的主要险种之一，定价是核保险的核心问题，定价的科学与否，直接关系到核保险的健康发展。由于核保险定价存在许多特殊性，导致核保险定价与一般保险定价存在很大的不同，因此研究核保险的定价具有非常重要的理论意义与实践价值。研究核保险定价的意义主要表现在以下几方面：
(一)大数法则在核保险定价中无法采用
保险定价的一般原理是依据数学概率论中的“大数法则”，通过长期的保险事故统计，确定某类保险标的的出险概率，损失规模，进而确定此类保险标的的费率。根据“大数法则”定律，承保的危险单位越多，损失概率的偏差越小；反之，承保的危险单位越少，损失概率的偏差越大。因此，保险人运用“大数法则”就可以比较精确地预测危险，合理地厘定保险费率。保险人为了保持其财务稳定性，必须扩大承保保险标的的数量，从而使自己的业务规模符合大数法则的要求。
核电站定价的方法并不能完全使用一般的保险定价原理，其主要原因在于核电站数量太少，很难满足大数法则对保险标的数量要求的最小值。核电站保险只有50多年的历史，全世界现在运行的核反应堆只有435个，即便包括已退役的核反应堆，也只有600多个，WANO组织统计的反应堆运行时间累计只有12000堆年左右。在这种状况下，大数法则失效，导致核电站的定价不同于一般的保险定价方法。
(二)核保险属于高风险业务，有可能酿成巨灾风险
核巨灾风险发生，会导致大量费用发生：核泄漏会造成严重的污染，涉及到非常高的清污费用；由核巨灾风险而触发的核责任险还具有保险责任长期性的特点。核保险的这些特殊性，是核保险定价中必须要考虑的因素。
(三)吸收与借鉴国外核保险定价的最新研究成果，指导我国核保险的科学定价
虽然有关保险定价的文献比较多，如李冰清、田存志(2002)利用资本资产定价模型(CAPM)，从资本市场的角度研究巨灾保险产品的定价，以便更合理地解释巨灾保险产品的定价问题；毛宏、罗守成、唐国春(2003)介绍了资本资产定价模型和期权定价模型及其在保险定价中的应用；张勇(2004)阐释了保险产品定价的效用理论；曾娟、王文(2006)通过对我国现行财产保险领域费率计算方法的研究，认为财产保险领域费率厘定技术的改进非常关键，并探讨财产保险领域费率计算方法的新途径。但是有关核保险的研究文献非常少，关于核保险如何定价的文献目前是一项空白，核电站如何定价一直是核保险中的一大技术难题。
从核保险的实践来看，我国核保险业务开始于1994年，至今只有13年的发展历史。虽然我们已经掌握了核保险定价的基本技术与方法，考虑到核保险在国外已有50多年发展历史的现状，国外关于核保险定价无论在理论上还是在实践上，都有许多可以吸取与借鉴的成果。随着核保险业务的不断发展，国外核保险定价的方法也在不断发展，继续吸收与借鉴国外最新的研究成果，有利于丰富与充实我国核保险定价的理论，并且能够指导我国核保险科学的定价。
二、核电站财产损失险定价原理
(一)核电站危险单位的划分
在对核电站进行定价时，事先要明确危险单位的划分。核风险保险事故下的核电站的危险单位是指，一次核风险保险事故对一个保险标的造成的最大的可能损失范围。根据核电站的设计特点，一次核风险保险事故最小可限于核反应堆内，最大可导致包括核电站现场以外的方圆几百公里范围。在确定核电站核风险保险事故危险单位时，实践中有三种划分法：第一，把整个核电站视作一个危险单位，而不论该核电站拥有1座或2座以上反应堆；第二，以一张保单作为一个危险单位，该保险单可以覆盖地点不同的数十个反应堆，并且这些反应堆共享一个保险单限额，如英国、法国、韩国；第三，同一保险标的由多张保单保障，如财产损失险、核第三者责任险、核物质运输责任险、核恐怖责任险、利损险等，不论这些险种是单独出单还是作为附加险出单，所有险种的保险责任应累加在同一保险标的下，即承保能力不能重复使用。大多数国家包括我国采用的是第一种划分方法，因此本文在对核电站财产损失险定价时，以整个核电站视作一个危险单位。
(二)核电站财产损失险理论费率的确定
1.纯费率的确定
保险费率可以分成两部分：纯费率与附加费率两部分。纯费率主要是根据保险标的风险的高低来确定，它是保险费率的基础与主要构成部分。保险费率的厘定，关键在于纯费率的确定。
保险是对风险的保险，因此风险的高低以及风险的不确定性是保险在厘定价格时所考虑的最主要因素。在核电站定价中，准确地划分以及估计风险因素发生的概率，是厘定核电站费率的基本工作。
核电站可能遭受的风险是制定纯费率需考虑的最主要因素，识别与估计出核电站的关键风险及其发生概率，就为制定合理的保险费率奠定了重要的基础。根据40多年来全世界核电站的运行记录，核电站事故发生的概率有明显的规律性。从1962年至2004年，全世界核电站共发生了800多次保险事故，其中只有10%的损失是由核事故引起的，其它大部分的损失是由火灾、机器损坏和电器设备损坏造成的。也就是说，核电站发生特大事故的概率是极小的，大部分事故是几百万至几千万美元的损失。核电站所面临的关键风险主要包括以下几个方面：
(1)机器损坏。机械故障是核电站保险业务中引起保险损失的最主要因素，发生频率约为25%，损失金额一般占总损失的34%。损失区域主要集中在汽轮机、发电机、变电站、装卸料机、备用柴油发电机，以及各类型泵等。
(2)火灾。火灾是引起核电站保险损失的关键风险因素之一，发生频率约占损失事故的22%，损失金额一般占总损失的19%。
(3)电气事故。电气事故是核电站保险损失的常见因素，这类损失的发生频率为23%，损失金额约占总损失的30%。
(4)核事故。指发生与核泄漏有关的核损害事故，其损失还包括人员疏散、除污、核电站彻底关闭、余热排除等系列后果损失。这类损失的发生频率为10%，损失金额占总损失的13%。目前核事故损失的概率为a×l0-5～10-7，a≤3，其含义是安全性最好的核电站每运行100万年，才可能出现不高于3次堆芯熔化事故，而安全性最差的核电站每运行1万年，就可能出现不高于3次的堆芯熔化事故，可见不同的核电站核事故发生的概率差异较大。世界上迄今只发生了两次重大核事故，一次是美国的三厘岛核电站事故，一次是前苏联的切尔诺贝利核电站事故。
(5)其他风险。主要指自然灾害、意外事故等引发的物质损失赔偿，发生频率约为20%，累积损失程度占比约为4%。
此外，在实际确定纯费率时，为了安全起见，还要在预期损失率基础上考虑一定的安全系数，纯费率=预期损失率×(1安全系数)。
2.附加费率的确定
附加费率主要包括保险公司的运营成本以及保险公司期望的合理利润率，它由费用率、营业税率和利润率构成。一般来讲，保险公司的成本费用率为30%左右，但是考虑到核电站保险是一类特殊的保险，它不同于常规保险，核电站保险涉及到许多常规保险所没有的风险检验、风险测定环节，因此核电站保险的成本费用一般要高于常规保险的成本费用，核电站保险所需的成本费用在35%左右。
假设用r表示纯费率，用k表示附加费率，用R表示理论保险费率，则三者的关系可以表示为：R=r/1-k
(三)核电站财产损失险实际费率的确定
以上计算出来的保险费率仅仅是理论费率，由于影响核电站财产保险定价的因素非常多，在实际定价时还需要综合考虑这些复杂因素，合理地选择不同的实际费率确定方法才能制定出比较符合实际的实际费率，这些因素主要包括：
1.核保险市场供求状况。核保险的供给方包括国际核共体、美国核自保组织(NEIL)、欧洲核自保组织(EMANI)三家。随着国际核自保组织的发展，境外核保险市场呈现三足鼎立的局面。从上世纪80年代后期开始，随着国际核保险市场的竞争日趋激烈，以及世界核电站的安全运行水平的不断提高，国际核保险市场费率呈缓慢下降的趋势。
2.保险单的保障范围，包括责任限额、免赔额、除外责任、特殊条款、附加险等都会对保险费率产生影响。如含有营业中断险的财产损失险保单，必须单独确定营业中断险的费率。最新的保单条款内容体现了对核电站安全运行水平的重视，世界核电营运者协会(WANO)的强制损失率(ForcedLossRate)指标被首次引入英国的核物质损失险保单中，强调了安全运行好的核电站可以享受更加优惠的费率水平。纯益手续费、无赔款退费、停堆退费等条款广泛使用，使得保费水平更加接近核电站的实际风险水平。
3.被保险人的损失记录。被保险人以往的损失情况不但反映了核电站的风险状况，而且也反映了核电站的风险管理水平，这些会影响到对核电站的风险评估，进而对费率的确定产生影响。
4.核保险责任准备金。由于核保险有可能产生巨灾风险，巨灾风险一旦产生，其赔偿额是非常巨大的。因此，国外的核共体一般都要从保费当中提取一定比例的巨灾保险准备金，比例高的占到保费的75%，低的占到保费的50%左右，这也会影响到保险费率的水平。
5.出单核共体。出单核共体的实力、地位、经验及其它与再保险接受人的合作关系及谈判技巧等，决定了出单核共体在定价方面是否拥有足够的话语权，也是影响保险费率的重要因素。
6.常规保险市场对核保险市场的影响。核保险市场虽然相对独立于常规保险市场，但是仍然会受到常规保险市场的影响。当常规保险市场竞争过度激烈时，保险利润减少，部分保险人就会进入核保险市场，提高核保险的总体承保能力，从而引起核保险市场费率的下降；反之，当核保险市场利润下降时，部分保险人就会离开核保险市场，也会引起核保险市场费率的上升。
7.核电站保险费率在核电站不同运行阶段具有不同的费率水平。一个核电站的生命周期一般设计为40年，运行的前5—10年与最后5—10年是风险高发期，相应的保险费率也较高；中间20多年属于运行的稳定期，风险较低，相应的保险费率也较低。从核电站的生命周期来看，一个核电站的保险费率大致呈U形，处于不同生命周期核电站的保险费率显然就存在差异。
可见，核电站的定价非常复杂，以上仅是核电站定价的一般原理。不同核电站的风险状况存在一定的差异，所处的市场状况不同，即使风险因素完全相同的两个核电站，其保险定价也是相差很大的。
三、核电站财产损失险定价模式
根据纯费率确定方法的不同，核电站财产损失险定价的方法可以划分为三类模式。
(一)关键风险因素定价模式
关键风险因素定价模式的原理是依据分类法中纯保费法计算保险费率的方法。纯保费是以每一危险单位的平均损失概率乘以最大损失可能(或被保险标的的重置价格)，计算公式为：P=S×F
其中，S为最大损失可能(或被保险标的的重置价格)，F为每一保险标的的平均损失概率，P为纯保费。
关键风险因素定价模式是指将核电站所面临的风险首先分为几个大类，在每个大类之下再具体考虑可能存在的各类风险的发生概率，在此基础上测算出各具体风险的保险费率，通过汇总各个具体风险的保费从而得到每一大类风险保费，再汇总各大类的保费从而得到纯保费的定价方法。假设核电站所面临的风险主要划分为五大类：机器损坏风险、火灾风险、电气事故风险、核风险、其它风险。具体方法为：
假设可能引发机器损坏的因素表示为m1，m2，…mn，每个因素的最大可能损失表示为Lm1，Lm2，…Lmn，每个因素发生损失的年度频率为fm1，fm2，…fmn，则每年因机器损坏这一关键因素而收缴的纯保费为：
假设可能引发火灾的因素表示为f1，f2，…fn，每个因素的最大可能损失表示为Lf1，Lf2，…Lfn，每个因素发生损失的年度频率为ff1，ff2，…ffn，则每年因火灾这一关键因素而收缴的纯保费为：
假设可能引发电气事故的因素表示为e1，e2，…en，每个因素的最大可能损失表示为Le1，Le2，…Len，每个因素发生损失的年度频率为fe1，fe2，…fen，则每年因火灾这一关键因素而收缴的纯保费为：
假设可能引发核事故的因素表示为n1，n2，…nn，每个因素的最大可能损失表示为Ln1，Ln2，…Lnn，每个因素发生损失的年度频率为fn1，fn2，…fnn，则每年因核事故这一关键因素而收缴的纯保费为：
假设可能引发保险损失的其他因素表示为o1，o2，…on，每个因素的最大可能损失表示为Lo1，Lo2，…Lon，每个因素发生损失的年度频率为fo1，fo2，…fon，则每年因其他因素而收缴的纯保费为：
则核电站财产损失险的纯保费为：
(二)区位划分定价模式
国际上流行的核电站财产损失险保单主要有两种：一种是列明风险的保单，另一种是一切险保单。当所使用的保单不同时，核电站的定价方法也不同，关键风险因素定价模式主要适用于列明责任的保单，而核电站区位划分定价法主要适用于一切险保单。
当核电站保单采用一切险保单时，保单的责任范围扩大，风险因素增加，虽然在理论上我们仍然可以使用关键风险因素定价模式对核电站进行定价，但是由于存在许多不确定性的风险因素，使用关键风险因素定价模式存在一定的缺陷，这样所计算出来的价格有可能不能真实地反映核电站所潜在的各种关键风险因素。在这种条件下，核电站定价的方法应该使用第二种模式：即区位划分定价模式。所谓区位划分定价模式，其基本的原理是按照核电站不同区域存在的放射性高低差异，将核电站分成高放区(highradioactivityzone)、低放区(lowradioactivityzone)、零放区(zeroradioactivityzone)三部分。
高放区主要是指核岛中的部分财产，指核燃料装入反应堆后的反应堆压力容器、核燃料、反应堆内部构件和控制棒(但不包括控制机械)，此外还包括核燃料处理厂房的部分区域等；低放区依据不同类型的核电站而有所不同，以压水堆核电站为例，主要是指热交换器、稳压器、控制棒的控制机械、循环系统泵、通风系统、装卸料机、核物质传输机械、核物质运输起重机、控制室、乏燃料水池等；零放区主要指常规岛和办公区域，包括汽轮机厂房、应急柴油发电机厂房、变电站、开关站、消防站、重要厂用水系统、一般材料仓库、油库、车库、厂区办公楼、餐厅、道路、围墙等。
核电站保险与一般电站保险的最大不同在于：核电站存在一定的放射性风险，一旦发生核泄漏，处理核污染所花费的成本是非常高昂的，清污费用构成了核电站保险定价当中所必须要考虑的一个重要因素。显然，发生核泄漏，核电站三个不同区域所遭受的污染程度会有很大不同。清污费用是涉及到整个核电站甚至核电站方圆几百公里范围的，发生的清污费用也会有很大差异。因此不同放射性区域的风险状况是不同的，可以通过风险检验确定不同区域的风险概率，从而确定出纯费率。在此基础上，再考虑其它可扣除因素，从而确定核电站保险价格。
(三)分段定价模式
以上两种定价模式适用于正常运营的核电站的财产损失险定价，但是在建安工险向核保险交接过程中的核电站，由于尚未进入正常的运营阶段，其定价不能使用正常运营的核电站的定价方法。在从建筑安装完成到正常运营之前，要经历几个关键阶段：第一阶段，装料前阶段；第二阶段，装料阶段；第三阶段，临界点阶段；第四阶段，并网发电阶段；第五阶段，满功率运行阶段。在不同阶段，风险状况不同，保险费率也不同：在第一阶段，由于还没有加装核燃料，核保险尚未开始，这时核保险的费率为0；在第二个阶段，核保险正式开始，由于仅仅开始加装核燃料，尚未进入自动裂变反应阶段，风险因素比较小，因此这一阶段的保费率仅占到正常运营阶段保费率的25%左右；在第三个阶段，加装的核燃料达到了维持链式反应的临界阶段，风险因素开始增加，因此核保险费率也相应地提高到占正常运营费率的50%；在第四个阶段，核电站已经进入了并网发电阶段，风险因素进一步增加，保费率提高到占正常运营的90%；在第五阶段，核电站已经达到满功率运营，与正常运营的核电站一样了，所收取的保费率达到最高，为正常运营核电站的100%。每一阶段的保费按该阶段的实际天数占全年天数的比例收取，核电站的总保费是各阶段保费的总和。
四、对我国的启示
核电站财产损失险定价是非常复杂的问题，核电站所处的地理位置、核电站建造所使用的技术、核电站运行的时间、反应堆的类型等因素，都会对定价有影响。在对国外大量文献归纳整理的基础上，结合多年工作经验的积累，我们归纳出核电站财产损失险定价的三种基本模式。通过对这三种定价模式的理论分析，我们认识到准确、科学地对核电站财产损失险进行定价，必须要做到以下三个方面：
(一)必须要有健全、完善的核保险风险数据库
核电站财产损失险定价需要大量样本的长期统计数据，国外核共体拥有比较完备的各国核电站风险损失以及赔偿的数据，这些数据成为他们进行定价的原始依据。我国应继续充实与完善核保险风险数据库，以拥有比较完善的核保险风险数据，作为核保险定价的基础。在此基础上，才可能建立符合我国核风险特征的定价模型，进而制定出较为科学的核电站财产损失险费率。
(二)必须要有较强的风险检验能力
在核电站定价时，核电站的风险水平是由核能检验工程师所出具的风险检验报告为依据的，核电站风险检验水平的高低，直接影响到核电站保险定价的准确性。我们可以通过对外交流，在国内外培训的方式与方法，提高风险检验的理论水平；通过积极参加国际核能检验工程师风险检验实践的方式，在“干中学”里进一步提高我国对核电站风险检验的现场能力。
核电站事故范文4
关键词：突发事件应急预案；应急状态；应急初始条件；应急行动水平
引言
根据国家突发事件应急应对法，田湾核电站建立了完善的应急预案体系（如图1所示），该体系是基于对田湾核电站危险源分析的基础上建议起来的，其中针对田湾核电站核反应堆建立制定的核事故应急预案是《田湾核电站场内应急计划》（简称场内应急计划），其他制定的非核突发事件应急预案主要是针对场内应急计划未覆盖的领域。电站可因非核突发事件进入核应急状态，说明核事故与非核突发事件存在着必然联系，但场内应急计划与非核突发事件应急预案中未明确确定相应关联关系。文章主要汇总归纳了非核突发事件应急预案的启动条件，汇总归纳了应急初始条件（简称IC）中的应急行动水平，由此来说明他们之间的关联关系，并提出了相关工作建议。
1 应急状态
1.1 应急状态的等级
根据国务院颁发的《核电厂核事故应急管理条例》的规定，核电站的应急状态分为四级：应急待命、厂房应急、场区应急及场外应急（又称总体应急）。
1.2 应急初始条件和应急行动水平
为了迅速且恰当地确定应急状态等级，基于核电站的设计和厂址特征，核电厂需制定确定应急状态等级的应急初始条件以及应急行动水平。
应急初始条件（IC）系指预先确定的、触发核电厂进入某种应急状态的一类应急行动水平的征兆或指示。应急初始条件可以是超出电站运行技术规范书限值的参数数值或征兆，如过高的一回路温度；也可以是某个事件或现象，如火灾或过高的海水水位；也可以是包容放射性屏障的失效，如一回路破口。
应急行动水平（EAL）系指对应于某一应急初始条件，对指定核电站所确定的某个可测量参数的阈值或可界定的状态。应急行动水平可以是电站仪表的读数、场内外可测量的参数值、某个设备的状态、可确认的事件或自然现象、分析计算结果、应急运行规程的启用和其他应进入应急状态的情况。
根据《压水堆核电厂应急行动水平制定》（征求意见稿），核电站各应急状态的应急初始条件和应急行动水平分为下列四种识别类型（文章主要涉及H类别）：
（1）基于电厂系统或设备故障或其安全功能丧失类――S类别；
（2）基于裂变产物屏障类――F类别；
（3）基于辐射水平异常和放射性流出物异常类――A类别；
（4）基于影响电厂安全的灾害和意外事件类――H类别。
2 田湾核电站常规突发事件专项应急预案
2.1 常规突发事件专项应急预案
按照《国家突发事件应对法》的规定，突发事件分为四大类，分别为自然灾害类、事故灾害类、公共卫生类、社会安全事件类，田湾核电站共有20份常规突发事件专项应急预案，如表1所示。
2.2 田湾核电站各常规突发事件专项应急预案启动条件
（1）《传染病疫情、群体性不明原因疾病事件应急预案》：当田湾核电站内发生霍乱、肺炭疽、传染性非典型肺炎、人感染高致病性禽流感等甲乙类传染病、新传染病以及我国已消灭传染病等疑似病例一例及以上或国家、省市疾病预防控制机构发生霍乱、肺炭疽、传染性非典型肺炎、人感染高致病性禽流感等甲乙类传染病、新传染病以及我国已消灭传染病等预警信息时，启动本应急预案。
（2）《食物中毒事件应急预案》：当发生突发食物中毒事件，启动本应急预案。
（3）《群体性突发社会安全事件应急预案》：接到群体性突发社会安全事件的消息后，启动本应急预案。
（4）《突发公共事件媒体应对预案》：若突发公共事件将会或已经引起媒体关注，则启动本应急预案。
（5）《田湾核电站泄密事件应急预案》：当发生泄密事件时，启动本应急预案。
（6）《防热带气旋应急预案》：收到热带气旋在加强并可能在48小时内影响电站的预警信息，启动本应急预案。
（7）《防汛应急预案》：收到防汛预警信息后，启动本应急预案。
（8）《防雨雪冰冻应急预案》：当生产设备因冰冻损坏、停运，对生产、生活造成严重影响或当接到雨雪冰冻天气预报时（日平均气温≤-5℃，或日最低气温≤-10℃），启动本应急预案。
（9）《防大雾应急预案》：根据大雾恶劣天气预警信息，启动本应急预案。
（10）《防地震应急预案》：收到48小时“临震预报”，启动应急本预案。
（11）《人身伤害事故应急预案》：当发生≥1人死亡，或（和）≥3人重伤（中毒）的人身伤害事件时，启动本应急预案。
（12）《田湾核电站失去厂外电源事故处理应急预案》：1号机组或（和）2号机组发生失去厂外电源时的事故，启动本应急预案。
（13）《田湾核电站涉网电力设备故障处理应急预案》：当涉网电力设备故障时，进一步引发失去厂外电源事故，则启动本应急预案。
（14）《电力网络信息系统安全事故应急预案》：当发生一般（Ⅳ级）、较大（Ⅲ级）、重大（Ⅱ级）的信息系统安全事故时，启动本应急预案。
（15）《火灾事故应急预案》：当发生火灾时，启动本应急预案。
（16）《交通事故应急预案》：当至少发生较大（Ⅲ级）道路交通事故时，启动本应急预案。
（17）《环境污染事故应急预案》：a.核电站发生放射性流出物非
计划排放事件；b.因电站所在区域发生波及电厂环境；c.因自然灾害造成电厂屏蔽可能丧失；d.因环境问题引发一般性。
（18）《燃料运输事故应急预案》：在核燃料运输过程中发生异常情况时，启动本应急预案，异常情况包括货包与托架发生位移，车辆发生火灾，车辆发生脱轨、倾覆、翻车、追尾、脱扣等事件，燃料组件货包被盗、被抢；铁路运输时，发生脱轨、倾覆、翻车、追尾、脱扣等事件。
（19）《辐射事件和事故应急响应预案》：发生辐射异常事件/事故；发生放射源相关事件/事故；发生核燃料厂内运输相关的事件/事故。
3 田湾核电站能够触发进入核应急状态的常规突发事件专项应急预案
通过对田湾核电站各常规突发事件专项应急预案和田湾核电站应急行动水平的研究，当非核突发事件进一步恶化时，可满足相应EAL的条件，使电站进入核应急状态，请详见表2（仅列出了应急待命状态）。
根据表2所示，当发生自然灾害类和事故灾害类突发事件时，如果事件进一步恶化就可能导致核电站进入核应急状态，可通过2012年田湾核电站防抗第10号台风“达维”的事例进一步说明。
2012年8月1日上午获知台风预报后，田湾核电站高度重视，立即组织对防汛抗台工作进行了部署；2012年8月2日上午10时30分，田湾核电站启动《防热带气旋应急预案》，各主要岗位实施24小时现场待命制度，随时做好台风来袭的防范和缓解工作；2012年8月2日至3日，第10号台风“达维”从江苏连云港过境，田湾核电站在台风中心半径80公里范围内。在台风经过期间，现场气象站测得10m高处10分钟最大平均风速为20.4m/s（风级8级），8级风速持续约148分钟（分别是2日22：05时-23：22时，3日1：10时-2：16时）。
本次抗台过程中，因现场实时气象站10m高处10分钟平均风速未超过24.5m/s并且电站未出现其他事件或事故，电站仅启动了《防热带气旋应急预案》。假设台风过境时，现场气象站实测10m高10分钟平均风速大于24.5m/s，则田湾核电站按照田湾核电站应急状态分级初始条件和应急行动水平进行判断后需要进入核应急状态（应急待命）。如此时在此假设的气象条件（10m高10分钟平均风速大于24.5m/s）下启动应急组织存在人员安全风险，会导致电站应急组织无法按要求立即启动，不利于应急响应。
4 后续工作建议
4.1 突发事件应急预案方面
建议电站分析各突发事件应急预案和应急行动水平，分析出可能导致进入应急状态的突发事件应急预案，在相关预案中增加进入应急状态的指向条件，以便使电站及时进入应急状态，及早启动应急组织。
4.2 应急演习方面
在进行导致进入应急状态的突发事件应急预案的演练时，增加突发事件应急状态向核应急状态演变的内容，锻炼电站应急组织。
4.3 应急体系管理方面
对于这种电站已经启动专项突发事件应急预案，将要有可能进行核应急状态但又未进入应急状态的状态进行定义，可以称为触发应急状态。
（1）特征：一些事件正在进展或已经发生，核电站安全水平未下降，这些正在发生的事件极有可能继续恶化或已经恶化，恶化后的事件导致或可能会导致核电站安全水平下降，在这类事件中，预期不会出现需要采取任何核应急响应行动；
（2）目的：使电站运行人员重点关注相关事件，电站可以启动专项应急预案，并使电站应急组织了解事件信息，针对事情启动电站部分应急组织。当事件恶化使电站进入核应急状态后，立即或较短时间内就有应急专业人员对事件或事故进行应急响应，可以快速缓解事件或事故。
参考文献
[1]国家突发公共事件总体应急预案[Z].2006-1-8.
[2]中华人民共和国突发事件应对法[Z].2007.
[3]压水堆核电厂应急行动水平制定（征求意见稿） [Z].2012.
[4]田湾核电站突发事件应急预案汇编[Z].2013.
核电站事故范文5
福岛，一个绝大多数德国人不知道如何读的地名，变成了万里之外德国巴符州――一个大部分日本人没法准确发音的地方――大选的主体。凭借日益增长的对核电安全的忧虑，绿党一举击败执政58年的基督教，获得大选胜利。
“德国是核电比重很高的国家，这次州选举的结果是一个信号，说明民众对于核电安全的关注大大增加。这对香港应该也有一定的启发。”绿色和平香港核安全项目主任古伟牧向《世界博览》记者表示。
此时，他正在切尔诺贝利进行探访，希望近距离了解切尔诺贝利核电站事故的遗留后果，并带给香港市民更多的信息。
核事故隐瞒下的香港
如同世界上大部分地区的民众一样，切尔诺贝利是“核事故”走进我们视线的起点，而福岛核事故无疑是又一次反思核电安全的契机。
自从日本福岛核电站发生事故以来，香港媒体一直进行密集的报道，3月26日香港空气中首次检测出来自日本的辐射物质，4月7日碘－131的含量为320微贝，此间又曾在进口蔬菜中检测到辐射物，虽然数值均十分微小，但还是给市民造成了一定压力。
“25年过去了，一切又回到了起点。”前民间组织“香港争取停建大亚湾核电厂联席会议”发起人之一、前立法局议员冯智活在“心系日本地震，反思核电安全”烛光晚会上这样说。
3月20日晚在中环皇后像广场举行的这次烛光晚会吸引了近500名市民参加。参与者中有多名立法会议员，民间反核人士，也有诸多普通市民，包括外籍人士，中学生，家庭主妇等等。
集会上，多位立法会议员、社团代表和民间人士发言，表达对于香港增加核电政策的担忧，其中最引人注意的是前民间组织“香港争取停建大亚湾核电厂联席会议”发起人之一、前立法会议员冯智活。
25年前的1986年，前苏联切尔诺贝利核电站特大事故震惊全球，其时正值毗邻香港的大亚湾核电厂兴建，核电安全成为香港人十分关注的话题。
时隔25年，重新站到反核舞台上，已经远离政治的冯智活和另外两名当年的反核战友坦言自己既意外，又有点悲哀，“想不到都过了25年了，还要靠我们这些人来说话”。他表示，希望这次不会像上次一样，一度被严重关切之后很快又被遗忘，因为“核电的危险一直就存在，而且离我们很近”。
“现在许多大型工程都说能够抵抗‘千年一遇’甚至‘万年一遇’，岂知人算不如天算，什么千年万年都是做梦。”他向记者说道。
多位立法会议员发言时表示，希望香港政府和中央政府能够听到香港的民意，采取切实有效的措施。工联会立法会议员潘佩医生说，“我一生已经历三次核辐泄漏事故，三里岛、切尔诺贝尔和今次福岛事件。我们还要面对第四次的核辐射泄漏吗?”
许多与会的普通市民也对核电问题发表了自己的看法。来自某书院的陈同学说：虽然听说过大亚湾这个地方，但是如果不是看到这次福岛核事故的许多报道，都不知道核电站发生事故会有这么大的危险，“日本的辐射都会飘香港来，想想大亚湾这么近，发生事故了多危险。”
另外有发言市民表示，许多香港人“听风就是雨，去抢盐，让日本人笑话，又不敢吃料理，但是却不知道自己身边就有个更大的核电站。”
悬顶之剑?
位于深圳东部的大亚湾核电站，是中国第一座大型商用核电站，也是目前运行中装机容量最大的核电基地，发电容量300亿千瓦时，其中70％输往香港，占香港用电量的近三成。
大亚湾核电站上一次集中出现在香港媒体上是在去年的11月。
当时有媒体披露，10月23日大亚湾发生1级(异常)事故，1号机组核反应堆一条盛载冷却水的钢管出现三条最长3时的裂痕，并泄漏2毫希辐射，但作为核电厂大股东的中华电力事隔三周后才予公布。
更早的时候，去年5月23日，大亚湾亦有一条盛载核原料铀元素的金属棒出现裂痕，但中电以不影响公众健康为由，事隔半个月被传媒率先爆料后才公开事件。
有关企业的这一态度当时即在立法会和媒体上遭到许多批评，香港政府发言人当时表示，会要求中电就其向外公布有关事件的方式作出合理安排，以提高大亚湾核电厂运作透明度。此后大亚湾核电站表示，对于0―2级事故会在两日内向香港进行通报。
就在烛光晚会后几天，大亚湾核电站于3月24日宣布，游客经预约可以参观核电站。当天即有来自香港各媒体的50名记者参观了核电站运行，并与厂方人员即专家进行座谈。座谈中，厂方专家陈泰说，大亚湾核电基地的电站选址可谓“百里挑一”，充分考虑了抗震和防海啸的需要，设计基准抗震级别达8级，并且采用的技术也更成熟，安全标准更严格。他还断言，核电站发生爆炸是不可能的事。
但是绿色和平的古伟牧认为，对于核安全不能把一切建立在“绝不会”的基础上，“你说一万个不会，我说有一万个原因可能发生故障”，而要为最坏的情况做好准备。他批评香港政府在这方面几乎没有作为，“通报完全把责任推给厂方，那么你政府是做什么的呢?”
另一方面，香港政府多年前制订的《大亚湾核电站应变计划》，仅考虑疏散核电站周边20公里的居民，只模拟了疏散东平洲与大鹏湾居民的措施。“大亚湾比福岛大得多，一旦发生事故，难以评估严重程度。”
3月22日，绿色和平在行政会议的会场外举行了抗议活动，要求有关部门调整应变计划，包括改善通报机制、扩大疏散范围等等。
3月29日，由13名专业人士、立法会议员和社会代表组成的“大亚湾民间监察会”成立。发起者表示，现在香港的大亚湾核电站安全咨询委员会由大亚湾厂方委任，独立性不足，而且委员会的会议内容亦不公开。所以“大亚湾民间监察会”将每季开会讨论大亚湾核电站公布的讯息，并由各成员向港核投及保安局提出质询跟进，向公众公开，务求令大亚湾的资讯更为透明。同时，他们还将争取直接视察大亚湾核电厂内部运作。
核电站事故范文6
技术更为先进监管非常严格应急体系完备
据了解，我国目前投入运营的核电站，共有13台机组：秦山一期1台、二期3台、三期2台，大亚湾2台，田湾2台，岭澳3台。其中，最早的是秦山一期，始建于1985年，1994年投入商业运行；最新的是岭澳二期3号机组和秦山二期3号机组，分别于去年9月、10月投入运营。
这些核电站是否安全?受访专家一致认为：我国的核电站绝大多数采用改进后的二代核电技术，“门槛”比世界平均水平高，核电站的选址更加保守、安全，均远离地质断裂带，建在稳定的基岩上；它们的抗震标准、防洪标准等都做到了“高一级”设防。
中国电力投资集团公司的核电事业部顾问俞卓平，曾参与我国第一座核电站――秦山一期的建设、运行，是我国大陆首批核电站高级操纵员、值长。他告诉记者，秦山一期建设的第二年，即1986年4月，就发生了切尔诺贝利事故。为此，核电厂的安全系统做了很多改进，比如安全参数显示系统等；同时，世界上所有的核电站，吸取切尔诺贝利核电站的事故教训，无论是建设标准、还是安全设施、操作程序等，都采用了当时世界上更为严格的标准。
“核电站是否安全，不是只听核电站自己说的。”俞卓平说，鉴于核安全影响的全球性，世界上除了国际原子能机构这一联合国下属的政府间组织之外，还有一个民间组织，即世界核电运营者协会，我国政府和所有核电站运营单位都加入了这两个国际机构。一旦成为这两个组织的成员，就必须遵守他们的规定，除了相互之间交流技术信息、管理经验，每个成员都必须接受这两个组织的安全监督和技术评估，并按照评估意见进行改进，提高核电站的安全性。
他告诉记者，核电站建成投运后，每年都要进行设备检修和零部件更换，以满足安全要求。一座核电站每年的检修和技术改造费用，都在几百万元乃至上千万元或更高。因此，即使是即将服役期满的机组，也都是符合安全要求的，并不像有些人想象的“老掉牙”了。
国家核电技术公司专家委员专家、环保部核安全和环境专家委员会委员郁祖盛，是我国核安全战线的老兵。“我国的核安全监管体系，是根据国际原子能机构的要求，一步到位的。无论是指标要求，还是操作流程，都吸收了国际上的最新经验。”他告诉记者，从核电站的审批、设计，到选址、建造、运营、退役，都是按照国家核安全的法律法规，在国家核安全局的监督、检查之下，严格按程序，一步步完成的。此外，核电站的建设、运行和退役均采取许可证制度，所有从事核行业工作的人、单位都要有许可证，包括核电设备的制造许可证、核电站操作人员的操作许可证等。“应该说，确保核电站安全的三大要素――安全停堆、导出余热和包容放射性，目前运行的核电机组都是满足要求的。”
我国的核应急保障状况如何?据国家核事故应急协调委员会办公室副主任许平介绍，我国建有三级应急管理体系：在国家层面，由国务院有关部门的20家单位组成国家核事故应急协调委员会，负责制定国家核事故应急工作的方针政策，制定并实施国家核应急预案、统一决策指挥事故救援，以及人员培训、应急演练等；在省级层面，有在役、在建核电站的16个省都建立了相应的核应急机构，并配有专业的应急队伍，包括辐射监测、辐射防护、去污洗消、医疗救护等；第三级设在核电站，都有详细的应急处理规章和训练有素的应急队伍。各级核应急组织每年都举行各种类型的演练。此外，国家对核电厂规定有严格的事故(事件)报告制度，一旦发生事故，必须要在紧急处置的同时，向国家核安全、核应急管理部门报告。
2 核电要不要继续发展
本身有优势减排有压力市场有需求
今后中国还要不要继续发展核电?专家们的意见是：在能源紧缺、全球变暖的时代背景下，发展核电已成为一项重要的战略选择。继续发展核电，是我国经济持续发展和提高人们生活水平的必然要求。
中国工程院院士、中国核工业集团公司科技委副主任叶奇蓁认为，核电本身有明显优势。比如在发电效率上，1千克的铀－235裂变释放的能量相当于2700吨标准煤燃烧释放的能量。一座百万千瓦核电站每年只要补充30吨核燃料，同样功率的火电厂每年要燃烧330万吨煤。在成本方面，我国已经建成的13台核电机组，除个别机组外，电价均低于当地的标杆电价。
俞卓平认为，与风电、太阳能等新能源相比，核电具有容量大和基本不受自然条件等外部因素影响的优点，能够持续提供稳定的大规模电力。核电的稳定性和可靠性、技术与产业化的成熟度，优于风电、太阳能等新能源。
核电在节能减排上的优势更为明显。据介绍，核电站一年产生的二氧化碳，仅是同等规模火电站排放量的1.6％；同时，核电站不排放二氧化硫、氮氧化物和烟尘。
“十二五”发展规划纲要对节能减排提出了更高的要求：到2015年，二氧化碳排放量比2010年降低17％，二氧化硫排放总量减少8％。非化石能源占一次能源消费的比重，从2010年的8.3％提高到11.4％，离开核电，显然难以达到。
郁祖盛认为，市场需求是技术发展的最大动力。“十一五”期间，我国发电量的年均增长率为11％，从2005年的2.475万亿千瓦时增加到2010年的4.141万亿千瓦时。据中国电力企业联合会的预测，到2015年，我国发电量将达6.27万亿千瓦时左右，年均增长率约为8，5％。“如此旺盛的需求增长，要求核电要继续大力发展。”他说，去年我国核电的比重仅为2％，全世界的在役核电机组442台，发电量占世界发电总量的16％；其中，核电发电量超过20％的国家和地区有16个，法国更是超过70％。在能源安全和环境安全的双重驱动下，全球已有60多个国家把利用更安全的核能技术发电作为战略选择。
至于我国为什么首先在东南沿海发展核电，叶奇蓁院士解释说，一是由于东南沿海经济发展的需要，二是东南沿海电网比较大，一旦核电机组跳开的话，电网不大受影响。世界上60％的核电站建在内陆，只要按照核安全法规所规定的要求选择厂址，在内陆建核电站是没有问题的。
专家们认为，在发展核电问题上，不应因噎废食。
3 怎样提高安全系数
汲取教训 多管齐下 警钟长鸣
“要在确保安全的基础上高效发展核电”，这是“十二五”规划提出的明确要求。专家们认为，安全始终是核电发展的前提和最高原则，应充分汲取日本福岛核泄漏事故的经验教训，多管齐下，进一步提高核电的安全系数。
在核电站的设计、建设、运行的全过程，牢固树立并切实贯彻安全第一、预防为主的理念。要根据国务院的统一部署，对在运核电站进行全面检查，重新评估其薄弱环节，采取及时有效的纠正措施；对在建和待建核电项目进行审查评估，严格执行国家核安全法规标准要求，不断采用先进技术，改进安全措施，提高核电站的安全性和可靠性。
加强科学技术研究，从根本上提高安全度。对正在实施的第三代压水堆和高温气冷堆重大科技专项研究加大投入，按照国际最新的标准和要求，加强安全保障方面的研发。
加强核专业人才队伍建设。培养提升安全技能，提高核电设计、制造、建设、管理人员的素质。
加强核安全文化建设，严肃劳动纪律和操作规程，搞好运行经验反馈。
尽快制定出台国家原子能法，在国家法律的统一要求下，坚持国家利益至上，安全有序地发展核电，避免核电相关各集团公司、单位之间的无序竞争。
