核电厂和其它核设施安全的质量保证

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1、《核电厂和其它核设施安全的质量保证》——国际原子能机构安全丛书第50-C/SG-Q号目录术语2法规核电厂和其它核设施安全的质量保证4安全导则14安全导则第Q1号质保大纲的制定和履行14安全导则第Q2号不符合性控制和纠正措施25安全导则第Q3号文件控制和记录34安全导则第Q4号针对验收的检查核试验57安全导则第Q5号质保大纲履行情况的评定66安全导则第Q6号物项和服务采购的质量保证78安全导则第Q7号制造质量的保证88安全导则第Q8号科研开发的质量保证95安全导则第Q9号选址的质量保证104安全导则

2、第Q10号设计的质量保证122安全导则第Q11号建造的质量保证132安全导则第Q12号调试的质量保证142安全导则第Q13号运行的质量保证153安全导则第Q14号退役的质量保证177起草和审查的参与者191193/193译者的话本书译自国际原子能机构（IAEA）1996年出版的《安全丛书》第50-C/SG-Q号QualityAssuranceforSafetyinNuclearPowerPlantsandotherNuclearInstallations。该丛书第50-C/SG-Q号是IAEA对核

3、安全标准（NUSS）规划中质量保证实施法规第50-C-QA（78）号、第50-C-QA（88）号，以及质量保证安全导则第50-SG-QA号的又一次修订版。第50-C/SG-Q（96）号共有两大部分，法规第50-C-Q(96)号和14个安全导则第50-SG-Q1号到第50-SG-Q14号。第50-C-Q(96)号只提为确保核设施安全在质量保证方面必须满足的基本要求，文字上更为精炼浓缩。在体例编排上与第50-C-QA（88）号虽有所不同，但包括了第50-C-QA（88）号的所有要求，并有所扩展。第50

4、-C/SG-Q（96）号系列14个安全导则主要提出了实现法规基本要求的措施，与第50-SG-QA号系列10个安全导则相比，新增两个针对基本要求得到则（不符合性控制和纠正措施、检查和试验）、新增一个针对特殊活动的导则（科研开发的质量保证）；还有两个新增的导则弥补了过去的空白，适用于核设施的两个阶段（选址的质量保证、退役的质量保证）；删除了质量保证的组织，及核燃料组件采购、设计和制造的质量保证两导则，把其内容组合在相关的导则中；第50-SG-Q（96）号系列还调整了某些导则，例如：把记录制度导则扩编为

5、文件控制和记录，把监查扩编为质保大纲执行情况的评定，把调试、运行质保分成两个单立导则等。第50-C/SG-Q（96）号编写过程中，吸收了各成员国有成效的经验，具有比第50-C/SG-QA号更好的可操作性。该系列是同时出版的，不像第50-C/SG-QA号系列是陆续发表的，因此减少了重复、自洽的现象。迄今，我国核设施所遵循的质保法规和导则是HAF0400（91）和HAF0401—0410。该系列基本上源自IAEA第50-C-QA（88）号和其所属导则。考虑到第50-C/SG-Q（96）号涵盖了第50-

6、C-QA（88）号的要求并有所扩充，在条例、可操作性、自洽方面优于第50-C/SG-QA号同时更强调了以绩效为基础，因此有必要尽快地将其译出介绍给读者，以便与国际接轨，更好地开展核设施的质量保证工作。本书不仅可供参与核设施选址、设计、建造、运行人员参考使用，还可供核安全管理当局人员参考使用。术语已制定的NUSS质量保证文件，使用了普通日常语言，未使用现有的国家和国际标准所定义通常术语以外的独特质保术语。以下仅包括整个NUSS规划通用的七个特定术语的定义。选址、设计、建造、调试、运行和退役这些术语，

7、用来划分许可证申领过程的六个主要阶段。这些阶段中有些阶段可能是同时存在的，例如建造和调试，或调试和运行。调试（Commissioning）使已建核电厂部件和系统可运行以及验证它们符合设计假设并已满足性能准则的过程。它既包括非核试验也包括核试验。建造（Construction）核电厂部件的制造和组装、土建和构筑物的施工、部件和设备的安装，以及进行有关试验的过程。退役（Decommissioning）使一核电厂永久退出运行的过程。设计（Design）为核电厂和其部分制定概念、详细计划、支持性计算和技术

8、规格书的过程和结果。运行（Operation）193/193为实现已建电厂的目的而从事的所有活动，其中包括维护、换料、在役检查和其它有关的活动。核安全（NuclearSafety）实现恰当的运行条件、防止事故或缓解事故后果，使得厂址工作人员、公众和环境免遭过量的辐射灾害。选址（Siting）为核电厂选择适宜厂址的过程，其中包括对有关设计基准的相应评定和界定。193/193法规核电厂和其它核设施安全的质量保证目录1、引言5基本情况（101—104）5目的（105）5范围（106—10