核电厂安全许可证件的申请和颁发 （1993年12月31日国家核安全局发布1993年修改） 第一章总则 第一条根据《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》（以下简称《条例》）第二十五条的规定，制定本实施细则。 第二条本实施细则适用于核电厂安全许可证件的申请、申请的审查和评定以及许可证件的批准和颁发。《条例》第二条所列的其他民用核设施的安全许可证件的申请和颁发可参照本实施细则执行。 第二章核电厂安全许可证件的许可事项 第三条根据《条例》第三条和第八条的规定，为实施对核电厂厂址选择、建造、调试、运行和退役五个主要阶段的安全监督管理，国家颁发相应的安全许可证件，规定相应的许可活动及其必须遵守的条件。 第四条核电厂的厂址选择：在国家有关部门批准核电厂可行性报告之前，必须取得国家核安全局《核电厂厂址选择审查意见书》。 第五条核电厂的建造：根据《条例》第九条的规定，国家核安全局颁发《核电厂建造许可证》后，许可营运单位开始核岛基础混凝土浇注。 第六条核电厂的首次装料调试：根据《条例》第十条的规定，国家核安全局颁发《核电厂首次装料批准书》后，许可营运单位首次向堆芯装载核燃料、进行带核的调试和按批准的计划提升功率、进行试运行。 第七条核电厂的运行：根据《条例》第十条的规定，国家核安全局颁发《核电厂运行许可证》后，许可营运单位在遵守《核电厂运行许可证》规定的条件下运行。 第八条核电厂的退役：根据《条例》第三条规定，国家核安全局颁发《核电厂开始退役批准书》后，许可营运单位开始退役活动；颁发《核电厂最终退役批准书》后，批准核电厂最终退役。
第九条《核电厂运行许可证》的有效期限一般为设计寿期，在特殊情况下由国家核安全局另行规定。 第十条在核电厂安全许可证件的有效期内，国家核安全局可根据保证安全的需要，修改核电厂安全许可证条件。核电厂营运单位要求进行许可证条件以外的与核安全有关的变更或要求修改核电厂安全许可证条件时，必须报国家核安全局审批后方可实施。 第三章核电厂安全许可证件的申请 第十一条核电厂建造申请者必须在核电厂厂址选定前六个月向国家核安全局提交《核电厂可行性研究报告》中有关厂址安全内容的文件。 第十二条《核电厂建造许可证》的申请者必须在厂址选定后，开始核岛基础混凝土浇注前十二个月向国家核安全局提交《核电厂建造申请书》（格式见附表一），并同时提交有关文件（第五章中有特殊规定的例外）。 第十三条《核电厂首次装料批准书》的申请者必须在核电厂首次向堆芯装入核燃料前十二个月向国家核安全局提交《核电厂首次装料申请书》（格式见附表二），并同时提交有关文件（第五章中有特殊规定的例外）。 第十四条《核电厂运行许可证》的申请者从核电厂首次达到满功率运行之日起，经十二个月的试运行后，必须及时向国家核安全局提交《核电厂运行许可证申请书》（格式见附表三），并同时提交有关文件（第五章中有特殊规定的例外）。 第十五条《核电厂退役批准书》的申请者必须在核电厂开始退役活动前两年向国家核安全局提交《核电厂开始退役申请书》（格式见附表四--（一））。最终退役前，必须向国家核安全局提交《核电厂最终退役申请书》（格式见附表四--（二）），并同时提交有关文件（第五章中有特殊规定的例外）。 第四章颁发核电厂安全许可证件的审评工作 第十六条为了确定核电厂安全许可证件的申请者所提交的文件资料的内容是否符合国家核安全法规的要求，是否有足够的安全措施保障厂区人员、公众和环境免遭过量辐射危害。核电厂安全许可证件申请的审评的目的是：
可能的改造方案有两个。方案一：把2271线路就近改接到浙江电网（南湖变电所或嘉兴发电厂），架空线路的距离可减少一半，遭雷击等故障的可能性减小，线路本身的可靠性增加。投资也不大，原架空线路在南湖变电所和嘉兴发电厂之间穿过，大部分原线路还可利用，需要增加一台开关和相应的保护。从电源可靠性分析，原从上海电网引接安全电源，考虑到当时浙江北部电网相对比较弱，220kV变电所少，没有发电厂，安全电源需要独立可靠，所以从上海接。但近几年浙北电网大大加强了，秦山周围增加了220kV跃新变电所，嘉兴电厂、秦山二期、三期相继投入运行，550kV王店变电所也投入运行，浙北电网全网失电可能性几乎没有，所以可以从南湖变电所或嘉兴发电厂引接安全电源。这样，浙北电网非常可靠，新线路比原线路可靠，因此，整体可靠性就提
高了。方案二：可在方案一的基础上，从秦山三期接一路220 kV电源，实现两路电源并联运行，克服单电源的缺点。秦山三期距离我厂1 km，所以线路投资少，再增加两台开关和一套保护，投资也不大。此方案使一、二、三期安全电源相互备用，因为二、三期的启动/备用电源也是单电源结构（从220kV跃新变接），可大大增加一、二、三期安全电源可靠性。但此方案要在方案一的基础上才成立，因为上海、浙江电网220kV 开环运行，不允许并列运行。如果我们接在上海电网，即使把三期的220 kV拉过来，但不能并联运行，就起不到增加可靠性的作用。第二电源的可靠性分析和对策我厂安全电源的第二电源为：高压厂变和6 kV工作段。正常运行时启/备变带6 kV公用段运行，高压厂变带6kV工作段运行，6 kV工作和公用段的联络开关断开，当启/备变失电
核电厂质量保证安全规定 （1991年7月27日国家核安全局令第1号发布1991年修改） --------------------------------------------------------------------------------------------- 本规定是中华人民共和国核电厂安全法规的第四部分 本规定自一九九一年七月二十七日起实施 本规定由国家核安全局负责解释。 1引言 1.1概述 1.1.1本规定对陆上固定式热中子反应堆核电厂的质量保证提出了必须满足的基本要求。 1.1.2本规定提出的质量保证原则，除适用于核电厂外，也适用于其他核设施。 1.1.3为了保证核电厂的安全，必须制定和有效地实施核电厂质量保证总大纲和每一种工作（例如厂址选择、设计、制造、建造、调试、运行和退役）的质量保证分大纲。本规定对制定和实施这些大纲提出了原则和目标。各种质量保证大纲所遵循的原则是相同的。 1.1.4必须指出:在完成某一特定工作中（例如在厂址选择、设计、制造、建造、调试、运行和退役中），对要达到的质量负主要责任的是该工作的承担者，而不是那些验证质量的人员。 1.1.5质量保证大纲应包括为使物项或服务达到相应的质量所必需的活动，验证所要求的质量已达到所必需的活动，以及为产生上述活动的客观证据所必需的活动。 1.1.6质量保证是“有效管理”的一个实质性的方面。通过有效管理促进达到质量要求的途径是:对要完成的任务作透彻的分析，确定所要求的技能，选择和培训合适的人员，使用适当的设备和程序，创造良好的开展工作的环境，明确承担任务者的个人责任等。概括来说，质量保证大纲必须对所有影响质量的活动提出要求及措施，包括验证需要验证的每一种活动是否已正确地进行，是否采取了必要的纠正措施。质量保证大纲还必须规定产生可证明已达到质量要求的文件证据。 1.1.7各部门执行本规定的具体方法（对于整个核电厂和各种工作）可以有所不同，但在任何情况下，都必须遵循本规定所确定的原则，制定详细的执行程序。还必须指出:质量保证大纲必须周密制定，便于实施，并保证技术性的和管理性的工作两者充分地结合。 1.2范围 本规定对核电厂的厂址选择、设计、制造、建造、调试、运行和退役期间的质量保证大纲的制定和实施提出了原则和目标。这些原则和目标适用于对安全重要物项和服务的质量具有影响的各种工作，例如设计、采购、加工、制造、装卸、运输、贮存、清洗、土建施工、安装、试验、调试、运行、检查、维护、修理、换料、改进和退役。这些原则和目标适用于所有对核电厂负有责任的人员、核电厂设计人员、设备供应商、工程公司、建造人员、运行人员以及参与影响质量活动的其他组织。 附录I所列的安全导则是对本规定的说明和补充。 1.3责任 1.3.1为了履行保证公众健康和安全的责任，营运单位必须遵照《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》和本规定的要求制定有效的核电厂质量保证总大纲，并报国家核安全部门审核。 1.3.2对核电厂负有全面责任的营运单位必须负责制定和实施整个核电厂的质量保证总大纲。核电厂营运单位可以委托其他单位制定和实施大纲的全部或其中的一部分，但必须仍对总大纲的有效性负责，同时又不减轻承包者的义务或法律责任。 2质量保证大纲 2.1概述 2.1.1必须根据本规定提出的要求，制定质量保证总大纲，这是核电厂工程不可分割的一部分。总大纲必须对核电厂有关工作（例如厂址选择、设计、制造、建造、调试、运行和退役）的控制作出规定。每一种工作的控制也必须符合本规定的要求。
HAF003 HAF003核电厂质量保证安全规定 （1991年7月27日国家核安全局令第1号发布 1991年修改）） 本规定自1991年7月27日起实施 本规定由国家核安全局负责解释 1 引言 概述 本规定对陆上固定式热中子反应堆核电厂的质量保证提出了必须满足的基本 要求。 本规定提出的质量保证原则，除适用于核电厂外，也适用于其他核设施。 为了保证核电厂的安全，必须制定和有效地实施核电厂质量保证总大纲和每一种工作（例如厂址选择、设计、制造、建造、调试、运行和退役）的质量保证分大纲。本规定对制定和实施这些大纲提出了原则和目标。各种质量保证大纲所遵循的原则是相同的。 必须指出：在完成某一特定工作中（例如在厂址选择、设计、制造、建造、调试、运行和退役中），对要达到的质量负主要责任的是该工作的承担者，而不是那些验证质量的人员。 质量保证大纲应包括为使物项或服务达到相应的质量所必需的活动，验证所要求的质量已达到所必需的活动，以及为产生上述活动的客观证据所必需的活动。 质量保证是“有效管理”的一个实质性的方面。通过有效管理促进达到质量要求的途径是：对要完成的任务作透彻的分析，确定所要求的技能，选择和培训合适的人员，使用适当的设备和程序，创造良好的开展工作的环境，明确承担任务者的个人责任等。概括来说，质量保证大纲必须对所有影响质量的活动提出要求及措施，包括验证需要验证的每一种活动是否已正确地进行，是否采取了必要的纠正措施。质量保证大纲还必须规定产生可证明已达到质量要求的文件证据。 各部门执行本规定的具体方法（对于整个核电厂和各种工作）可以有所不同，但在任何情况下，都必须遵循本规定所确定的原则，制定详细的执行程序。还必须指出：质量保证大纲必须周密制定，便于实施，并保证技术性的和管理性的工作两者充分地结合。 范围 本规定对核电厂的厂址选择、设计、制造、建造、调试、运行和退役期间的质量保证大纲的制定和实施提出了原则和目标。这些原则和目标适用于对安全重要物项和服务的质量具有影响的各种工作，例如设计、采购、加工、制造、装卸、运输、贮存、清洗、土建施工、安装、试验、调试、运行、检查、维护、修理、换料、改进和退役。这些原则和目标适用于所有对核电厂负有责任的人员、核电厂设计人员、设备供应厂商、工程公司、建造人员、运行人员以及参与影响质量活动的其他组织。
保证核电厂安全管理措施-制度大全 保证核电厂安全管理措施之相关制度和职责，管理措施之一——健全的国家监管机构国家监管机构对核电厂实行全寿期监督管理,即从选址、设计、建造、调试、运行、直到退役和废物处理处置的各个环节。我国民用核设施的核安全监督管理主要由... 管理措施之一——健全的国家监管机构 国家监管机构对核电厂实行全寿期监督管理,即从选址、设计、建造、调试、运行、直到退役和废物处理处置的各个环节。 我国民用核设施的核安全监督管理主要由国家核安全局负责。 管理措施之二——制定和完善核安全防护法规体系 国家有关部门发布实施核电厂厂址选择、设计、运行、质量保证、辐射防护和废物管理等安全规定以及辐射防护基本标准等,形成一整套比较完整的核安全、辐射防护法规标准体系。 管理措施之三——实行核设施安全许可证制度 核电厂在不同阶段,其营运单位要向国家核安全主管部门提交相应的报告。经审评,在条件完全符合国家有关规定后才颁发许可证。营运单位只有获得这些许可证后才能开展相应的工作。管理措施之四——严密的质量保证体系 核电厂有严密的质量保证体系。对选址、设计、建造、调试、运行直至退役等各个阶段的每一项具体活动都有单项的质量保证大纲,并严格执行。 另外,还实行内部和外部监查制度,监督检查质量保证大纲的实施情况,确认起到应有的作用。例如,在建造阶段,要对设备进行监造,对施工进行监理。在运行阶段,要进行预防性检修、在役检查和定期试验,以保证机组的系统和设备的状态符合技术规范。 管理措施之五——对参与单位和人员严格要求 国家对参与核电厂建设的单位,甚至小到零部件制造单位,都要经审查合格后,方可开展相应的活动。 国家对参加核电厂工作的人员的选择、培训、考核和任命有严格的规定。以操纵员为例,要求选择基本素质好、有一定学历和工作经验的人员,经过课堂、核电厂模拟机和核电厂实际运行培训,再通过国家级的考试,领到操纵员执照后,才能上岗。上岗工作以后,还要定期考查和再培训,保证在工作岗位上的人员都合格。 管理措施之六——极其严密的安全保卫系统 核电厂安全保卫工作的主要任务是:保障核材料的合法使用,防止丢失或被窃;保卫核设施,防止人为的破坏;阻止非法入侵。 核电厂的安全保卫工作采取技术防范与人员防范相结合的方式,其基本原则是“纵深防御”和“均衡防御”相协调。 安全保卫工作采用分区管理模式。核电厂设置三道实体屏障,划分四个不同等级安全保卫区域。在区与区之间的周界上,设置功能完备的实物保护系统,包括出入控制系统、周界监测系统和中央控制系统。 此外,核电厂还有完善的安全保卫政策、程序体系和快速有效的突发事件处置和应急机制。在现场应急和突发事件处置指挥部的指挥下、常驻电厂的武警部队、公安民警、保卫干部和治安队伍,形成统一的特勤力量,按预先编制的反恐预案和突发事件处置流程快速响应,确保核电厂安全保卫的有效性。
核电厂概率安全评价（PSA）技术研究参考文 本 In The Actual Work Production Management, In Order To Ensure The Smooth Progress Of The Process, And Consider The Relationship Between Each Link, The Specific Requirements Of Each Link To Achieve Risk Control And Planning 某某管理中心 XX年XX月
核电厂概率安全评价（PSA）技术研究 参考文本 使用指引：此安全管理资料应用在实际工作生产管理中为了保障过程顺利推进，同时考虑各个环节之间的关系，每个环节实现的具体要求而进行的风险控制与规划，并将危害降低到最小，文档经过下载可进行自定义修改，请根据实际需求进行调整与使用。 核电被称为技术设备、人的群体和组织三类元素的大 型经济实体，属科技密集型产业。对于核电厂而言，安全 是核电存在和发展的基础。在核电厂以往的系统安全分析 中，难以确定出具体的安全风险目标，在风险和费用之间 的权衡存在困难，更不易对事故发展的潜在原因及事故发 展的可能进程进行分析研究。基于此目的，概率安全评价 （PSA：Probability Safety Assessment）的提出，在系 统设计、制造、使用和维护的过程中，有力地支持了安全 风险的管理决策，保证了核电厂的安全运行。 1 PSA评价方法 1.1 概率论（PSA）方法
引入风险（risk）概论是为了比较和度量危险的大小和它们发生的可能性。PSA方法就是定量对核电厂作出其对环境造成各种风险的计算。PSA具有如下特点： 1）对所有事故谱（初因）进行评介； 2）对所有事故序列进行评价； 3）所有评价定量化。 核电厂PSA分成3个级别。一级，堆芯损坏分析：用事件树和故障树的概率方法，对设计和运行进行分析，得出导致堆芯熔化的事故序列及其发生频率；二级，源项分析：在一级分析的基础上分析事故的物理过程和安全壳的行为，计算不同事故释放类型的放射性源项；三级，后果评价；进行释出放射性物质特性、大气扩散程度和剂量评价。PSA评价的基本流程如图1所示。 1.2 初因的确定 首先要分析风险评价历史报告、反应堆运行历史的文
国际原子能机构法规 核电厂和其它核设施安全的质量保证（IAEA：50-C-Q-1996）
目录 1. 引言 基本情况（§101-104） 目的（§105） 范围（§106-107） 结构（§108） 2. 管理 质量保证大纲（§201-205） 培训和资格考核（§206） 不符合性控制和纠正措施（§207-208） 文件控制和记录（§209-210） 3. 执行 工作（§301-303） 设计（§304-305） 采购（§306-308） 针对验收的检查和试验（§309-310） 4. 评定 管理者自我评定（§401） 独立评定（§402-405） 附录（Annex）: 有关基本要求的补充信息
1. 引言 基本情况 101. 本法规属于IAEA NUSS规划的一部分，它规定了核电厂安全有关的各种质量保证大纲制定和履行方面要采用的基本要求。这些基本要求既适用于营运单位(对核电厂负有全面责任的单位)的质保总大纲，也适用于核电厂寿期每一阶段质保分大纲。 102. 本法规(50-C-QA(修订1)的修订版)仅包含为确保安全必须满足的基本要求。所以法规正文已明显地浓缩，而有关怎样履行基本要求的指南包括在相应的安全导则内。因此法规非常简练，仅列出要求。并注意到确保早先版本的所有要求都得到保留。先前法规的某些要求，如监查和培训，在新版本中得到扩展，使得更为全面并提供更好的指导。 103. 在整个已修订的法规和相关安全导则中，强调的重点是：管理者、工作从事者和工作评定者对确保质量和实现安全都有贡献。这种以绩效为基础的质量保证方式，有助于纠正一种普遍的误解——质量保证只包括形式主义的要求。 104. 营运单位必须证明他们有效地完成质保要求的情况达到核安全管理部门满意的程度。为了把焦点集中在绩效上并强调诸如设计者、建造者、运行者、维护工人和辐射防护人员等工作从事者的全部责任，本法规中避免明显地提及核安全管理部门。主要目的是促进、支持和确保核电厂选址、设计、建造、调试、运行和退役的安全。 目的 105. 为了通过持续改善实现质量所用方法来提高核安全，本法规的目的是为质量保证制定基本要求。本法规认为整个工作是可计划、可执行、可评定和可改善的过程。 范围 106. 本法规为核电厂选址、设计、建造、调试、运行和退役各阶段1质保大纲的制定和履行，规定了基本要求。这些基本要求适用於所有个人和单位，包括设计者、供应者、建造者、制造者和运行者。 107. 本法规中所提的质保基本要求，经过相应的调整，也适用於核电厂以外的其它核设施。 结构 108. 本法规界定的基本要求，构成了全面质保大纲的基础。它们分成三个职能类别: 管理(第2章)、执行(第3章)以及评定(第4章)。有关法规基本要求的补充信息，在附录中给出。 2. 管理 质保大纲2 201. 管理者必须制定、履行并维持一个质保大纲3。质保大纲必须包括有按本法规的基本要求，怎样管理、执行和评定工作的细节。质保大纲必须包括工作管理者、执行者和工作合 1将提及的典型工作包括科研开发、设计、采购、加工、制造、装卸、贮存、清洁、土建、安装、试验、检查、维护、修理、运行、技术支持、换料和拆卸。 2进一步的指南见Q1，Q8到Q14包括在内
Through the reasonable organization of the production process, effective use of production resources to carry out production activities, to achieve the desired goal. 核电厂概率安全评价(PSA)技术研究正式版
核电厂概率安全评价(PSA)技术研究正 式版 下载提示：此安全管理资料适用于生产计划、生产组织以及生产控制环境中，通过合理组织生产过 程，有效利用生产资源，经济合理地进行生产活动，以达到预期的生产目标和实现管理工作结果的把控。文档可以直接使用，也可根据实际需要修订后使用。 核电被称为技术设备、人的群体和组织三类元素的大型经济实体，属科技密集型产业。对于核电厂而言，安全是核电存在和发展的基础。在核电厂以往的系统安全分析中，难以确定出具体的安全风险目标，在风险和费用之间的权衡存在困难，更不易对事故发展的潜在原因及事故发展的可能进程进行分析研究。基于此目的，概率安全评价（PSA：Probability Safety Assessment）的提出，在系统设计、制造、使用和维护的过程中，有力地支持了安全风险的管理决策，保证了核电厂的安
全运行。 1 PSA评价方法 1.1 概率论（PSA）方法 引入风险（risk）概论是为了比较和度量危险的大小和它们发生的可能性。PSA 方法就是定量对核电厂作出其对环境造成各种风险的计算。PSA具有如下特点：1）对所有事故谱（初因）进行评介； 2）对所有事故序列进行评价； 3）所有评价定量化。 核电厂PSA分成3个级别。一级，堆芯损坏分析：用事件树和故障树的概率方法，对设计和运行进行分析，得出导致堆芯熔化的事故序列及其发生频率；二级，源项分析：在一级分析的基础上分析事故
核电质保分级 首先要区分QA级与核安全级别。QA是质保级别，而核安全级别是核安全设备的设计级别。 核安全级别分1级、2级、3级，一般由设计院在设备规格书中明确，质保级别是根据设备的核安全级别进行质保控制时制定，一般是1级设备用QA1进行控制，2级设备用QA2进行控制，3级设备用QA3进行控制；重要的2级设备需用QA1进行控制，同样重要的3级设备用QA2进行控制。 具体分级建议大家查阅一个EJ标准，具体编号我忘了，标准名字大概叫《压水堆物项质量分级》（大概名字，记不太清楚了），QA1和核安全级别，并没有直接的关联，阀、泵类的等级会有所提高，QA等级不仅要考虑到设备的安全性，还要考虑标准化水平，工艺水平等等综合因素，具体分类请大家查标准。顺便请大家帮我一下，我想寻找一个分包商，承包我公司喷砂喷漆的工作，喷砂要求粗糙度可控（机器、人为操作皆可，尽可能用机器），喷漆房要求控温、控湿、封闭、除尘。哪位朋友知道有这种厂家请联系我邮箱jingjingsangeri@.com，厂家最好在成都周边。谢谢 2、质量保证等级划分的原则 物项或服务的质量保证等级的划分应遵循以下原则，即以物项的失灵或服务的差错对核电厂安全和可靠运行造成影响为主要原则并考虑： a. 制造工作的经验和物项制造的成熟发生； b. 承制物项或相关服务的复杂程度； c. 承制物项或相关服务的质量史、标准化程度以及经济性。 综合上述因素进行划分和选择质量保证等级。目前就分级方面的资料介绍，尚无可供直接采用的国际或国内的标准、法规或导则，但我国的现有核电厂一般将质量保证级别划分为三级，即质量保证一级（QA1）、质量保证二级（QA2）和质量保证三级（QA3）。 3、质量保证等级划分的方法 此处介绍的方法是IAEA技术报告328号《质量保证分级手册》（即HAFJ0045《质量保证分级手册》）推荐的方法，大家可参照使用，该方法包括八个步骤，
核安全法规 HAF003（91） 核电厂质量保证安全法规 （1991年7月27日国家核安全局令第1号发布 1991年修改） 本规定是中华人民国核电厂安全法规的第四部分 本规定自一九九一年七月二十七日起实施 本规定由国家核安全局负责解释
目录 第一章引言 (3) 1．1 概述 (3) 1．2 围 (3) 1．3 责任 (4) 第二章质量保证大纲 (4) 2．1 概述 (4) 2．2 程序、细则及图纸 (5) 2．3 管理部门审查 (5) 第三章组织 (6) 3．1责任、权限和联络 (6) 3．2 单位间的工作接口 (6) 3．3 人员配备与培训 (7) 第四章文件控制 (7) 4．1 文件的编制、审核和批准 (7) 4．2 文件的发布和分布 (7) 4．3文件变更的控制 (7) 第五章设计控制 (8) 5．1 概述 (8) 5．2 设计接口的控制 (8) 5．3 设计控制 (8) 5．4 设计的变更 (8) 第六章采购控制 (9) 6．1 概述 (9) 6．2 对供方的评价和选择 (10) 6．3 对所购物项和服务的控制 (10) 第七章物项控制 (10) 7．1 材料、零件和部件的标识和控制 (10) 7．2 装卸、贮存和运输 (11) 7．3维护 (11) 第八章工艺过程 (11) 第九章检查和试验控制 (11) 9．1 检查大纲 (11) 9．2 试验大纲 (12) 9．3 测量和试验设备的标定和控制 (12) 9．4 检查、试验和运行状态的显示 (13) 第十章对不符合项的控制 (13) 10．1概述 (13) 10．2 对不符合项的审查和处理 (13) 第十一章纠正措施 (14) 第十二章记录 (14) 12．1质量保证记录的编写 (14) 12．2 质量保证记录的收集、贮存和保管 (14) 第十三章监查 (15) 13．1 概述 (15) 13．2 监查的计划安排② (15)
附件 《核电厂运行许可证》有效期限 延续的技术政策 （试行） 一、背景 在《核电厂运行许可证》的申请和颁发中，通常会涉及几个概念，即核电厂的设计寿期、核电厂的实际寿期和许可证的有效期限。 （一）核电厂的设计寿期 核电厂是由大量的构筑物、系统和部件组成的复杂系统，而这些构筑物、系统和部件又由多种金属材料、有机材料和无机非金属材料等构成。在核电厂的运行过程中，不同构筑物、系统和部件所经受的压力、温度、湿度、化学和辐射照射等环境条件有所不同，这导致核电厂不同构筑物、系统和部件的寿命可能会有很大差异，无法给出一个适应核电厂所有构筑物、系统和部件的统一定义。 目前在《核电厂运行许可证》申请的文件中，主要是针对“不可更换设备”（如反应堆冷却剂系统压力边界等）进行详细的设计寿期评价，包括反应堆压力容器材料的中子辐照脆化和反应堆冷却剂系统压力边界的疲劳等。这种设计寿期的评价是基于一些假设，如反应堆压力容器在整个设计寿期内的辐照中子注量和反应堆冷却剂
系统可能经历的各种瞬态工况。 （二）核电厂的实际寿期 由于换料管理方式的改进，反应堆压力容器的辐照中子积分注量可大幅降低，特别是所设置的材料辐照监督样品可更真实地评估压力容器材料的实际性能变化；同时从目前在役核电厂的实际运行情况来看，反应堆冷却剂系统实际所经历各种瞬态工况远少于设计时所使用的假设。这样，通过“不可更换设备”的实际运行寿命评估和老化管理，以及可更换设备的必要维修或更换，核电厂的“实际寿期”可以超过理论上的“设计寿期”。 （三）《核电厂运行许可证》的有效期限 由于国情不同，在颁发《核电厂运行许可证》时，不同国家设置许可证有效期限的方式也不同。我国核安全法规《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》（HAF001）的实施细则《核电厂安全许可证件的申请和颁发》（HAF001/01）第九条中规定：“《核电厂运行许可证》的有效期限一般为设计寿期，在特殊情况下由国家核安全局另行规定”。 从上述对核电厂设计寿期和实际寿期的阐述表明，核电厂的运行寿期超出设计寿期在实际上是可行的，这也为《核电厂运行许可证》有效期限的延续提供了技术基础。从本质上说，《核电厂运行许可证》有效期限的延续并不是一种“延寿运行”，而是在核电厂具有可接受的技术性能和安全水平条件下的“实际寿期”内运行行为。 目前《核电厂运行许可证》有效期限的延续已是一个普遍的国
核电厂质量保证安全规定 时间:2004年04月07日（1991年7月27日国家核安全局令第1号发布1991年修改） 本规定是中华人民共和国核电厂安全法规的第四部分本规定自一九九一年七月二十七日起实施本规定由国家核安全局负责解释。 1引言 1.1概述 1.1.1本规定对陆上固定式热中子反应堆核电厂的质量保证提出了必须满足的基本要求。 1.1.2本规定提出的质量保证原则，除适用于核电厂外，也适用于其他核设施。 1.1.3为了保证核电厂的安全，必须制定和有效地实施核电厂质量保证总大纲和每一种工作（例如厂址选择、设计、制造、建造、调试、运行和退役）的质量保证分大纲。本规定对制定和实施这些大纲提出了原则和目标。各种质量保证大纲所遵循的原则是相同的。 1.1.4必须指出:在完成某一特定工作中（例如在厂址选择、设计、制造、建造、调试、运行和退役中），对要达到的质量负主要责任的是该工作的承担者，而不是那些验证质量的人员。 1.1.5质量保证大纲应包括为使物项或服务达到相应的质量所必需的活动，验证所要求的质量已达到所必需的活动，以及为产生上述活动的客观证据所必需的活动。 1.1.6质量保证是“有效管理”的一个实质性的方面。通过有效管理促进达到质量要求的途径是:对要完成的任务作透彻的分析，确定所要求的技能，选择和培训合适的人员，使用适当的设备和程序，创造良好的开展工作的环境，明确承担任务者的个人责任等。概括来说，质量保证大纲必须对所有影响质量的活动提出要求及措施，包括验证需要验证的每一种活动是否已正确地进行，是否采取了必要的纠正措施。质量保证大纲还必须规定产生可证明已达到质量要求的文件证据。 1.1.7各部门执行本规定的具体方法（对于整个核电厂和各种工作）可以有所不同，但在任何情况下，都必须遵循本规定所确定的原则，制定详细的执行程序。还必须指出:质量保证大纲必须周密制定，便于实施，并保证技术性的和管理性的工作两者充分地结合。 1.2范围 本规定对核电厂的厂址选择、设计、制造、建造、调试、运行和退役期间的质量保证大纲的制定和实施提出了原则和目标。这些原则和目标适用于对安全重要物项和服务的质量具有影响的各种工作，例如设计、采购、加工、制造、装卸、运输、贮存、清洗、土建施工、安装、试验、调试、运行、检查、维护、修理、换料、改进和退役。这些原则和目标适用于所有对核电厂负有责任的人员、核电厂设计人员、设备供应厂商、工程公司、建造人员、运行人员以及参与影响质量活动的其他组织。附录I所列的安全导则是对本规定的说明和补充。 1.3责任 1.3.1为了履行保证公众健康和安全的责任，营运单位必须遵照《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》和本规定的要求制定有效的核电厂质量保证总大纲，并报国家核
( 安全管理 ) 单位：_________________________ 姓名：_________________________ 日期：_________________________ 精品文档 / Word文档 / 文字可改 保证核电厂安全有哪些管理措 施(最新版) Safety management is an important part of production management. Safety and production are in the implementation process
保证核电厂安全有哪些管理措施(最新版) 管理措施之一——健全的国家监管机构 国家监管机构对核电厂实行全寿期监督管理，即从选址、设计、建造、调试、运行、直到退役和废物处理处置的各个环节。 我国民用核设施的核安全监督管理主要由国家核安全局负责。 管理措施之二——制定和完善核安全防护法规体系 国家有关部门发布实施核电厂厂址选择、设计、运行、质量保证、辐射防护和废物管理等安全规定以及辐射防护基本标准等，形成一整套比较完整的核安全、辐射防护法规标准体系。 管理措施之三——实行核设施安全许可证制度 核电厂在不同阶段，其营运单位要向国家核安全主管部门提交相应的报告。经审评，在条件完全符合国家有关规定后才颁发许可证。营运单位只有获得这些许可证后才能开展相应的工作。 管理措施之四——严密的质量保证体系
核电厂有严密的质量保证体系。对选址、设计、建造、调试、运行直至退役等各个阶段的每一项具体活动都有单项的质量保证大纲，并严格执行。 另外，还实行内部和外部监查制度，监督检查质量保证大纲的实施情况，确认起到应有的作用。例如，在建造阶段，要对设备进行监造，对施工进行监理。在运行阶段，要进行预防性检修、在役检查和定期试验，以保证机组的系统和设备的状态符合技术规范。 管理措施之五——对参与单位和人员严格要求 国家对参与核电厂建设的单位，甚至小到零部件制造单位，都要经审查合格后，方可开展相应的活动。 国家对参加核电厂工作的人员的选择、培训、考核和任命有严格的规定。以操纵员为例，要求选择基本素质好、有一定学历和工作经验的人员，经过课堂、核电厂模拟机和核电厂实际运行培训，再通过国家级的考试，领到操纵员执照后，才能上岗。上岗工作以后，还要定期考查和再培训，保证在工作岗位上的人员都合格。 管理措施之六——极其严密的安全保卫系统
Regulatory Document RD–310 Safety Analysis for Nuclear Power Plants February 2008
CNSC REGULATORY DOCUMENTS The Canadian Nuclear Safety Commission (CNSC) develops regulatory documents under the authority of paragraphs 9(b) and 21(1)(e) of the Nuclear Safety and Control Act (NSCA). Regulatory documents provide clarifications and additional details to the requirements set out in the NSCA and the regulations made under the NSCA, and are an integral part of the regulatory framework for nuclear activities in Canada. Each regulatory document aims at disseminating objective regulatory information to stakeholders, including licensees, applicants, public interest groups and the public on a particular topic to promote consistency in the interpretation and implementation of regulatory requirements. A CNSC regulatory document, or any part thereof, becomes a legal requirement when it is referenced in a licence or any other legally enforceable instrument.
核电质量保证基础知识复习题 一、是非题 1.核电厂的质量保证体系，其作用是确保有计划、有系统和有控制地开展所有对质量有影响 的活动。 2.质量保证大纲文件可分为管理性文件和技术性文件两种基本类型。 3.管理性文件和技术性文件形成一个完整的文件体系，其目的既要做到每项工作都“有章可 循”。 4.质量保证部门在处理质量问题时，必须会同技术部门达成一致意见后做出处理决定。 5.文件变更控制方法可以比新编文件的控制方法简单。 6.记录是实现质量的客观证据，也是评价质量保证工作有效性的依据 7.无损检测人员使用的检测规程为技术性文件。 8.为保证质量而规定和完成的全部工作综合在一起构成质量保证大纲。 9.不符合项可以分为一般不符合项、较大不符合项和严重不符合项三类。 10.质量保证部门在处理质量时，应当独立行使质量监督职权。 11.由国家核安全局制定的核安全规定都是指导性文件。 12.由于时间紧急，可以越过H点实施下步活动。 13.质量保证职能是指质保部门人员所从事的职能。 14.核电无损检验只需有资格的人员使用合格的设备来进行就是可靠的。 15.质量保证部门在处理质量时，应当不受外界干扰的情况下既客观地又要独立地行使职权。 16.不符合项是指性能、文件或程序方面的缺陷，因而使某一物项的质量变得不可接受或不能 确定。 17.我国核安全法规HAF003基本等效于IAEA No.50-C-QA标准。 18.非受控文件有时亦可作为工作的依据。 19.质量保证监查是验证质量保证大纲充分性和有效性的手段。 20.处理不符合项是组织内部的事，不必向买方报告。 二、选择题
1.合格的仪器应具备 A.合适的量程 B. 适当的精度和准确度 C. 正确的型号 D. 以上都是 2.对工作质量负主要责任的人是 A. 检验人员 B. 管理人员 C. 工作执行人员 D. 上级主管部门 3.营运单位制定的建造阶段质量保证大纲，须由什么部门审查认可 A. 核安全部门 B. 卫生部门 C. 中核集团公司 D. 技监局 4.质量保证大纲文件体系包括： A. 质保大纲和程序 B. 管理性和技术性文件 C. 检验规程和标准 D. 以上都不对 5.大纲程序的基本内容有 A. 目的和范围 B. 责任 C. 正文描述 D. 以上都是 6.质量保证记录分为： A. 临时性和长期记录 B. 文件化和表格化记录 C. 永久性和非永久性记录 D. 档案性和资料性记录 7.无损检测工艺规程为： A. 管理性文件 B. 标准化文件 C. 技术性文件 D. 以上都不是 8.选择质量控制的“三点”中的W点是 A．提供数据点B．停工待检点 C. 见证点D．机动点 9.通过质量保证，促进达到质量要求的途径是 A．确定所要求的技能B．选择合格的人员使用适当的设备C．明确承担任务者的个人职责D．以上都是 10.我国核电站建设质量保证依据法规是 A. ISO9000 B. HAF003 C. CNNC[1998]6号文D．IAEA50-C-QA 11.凡质量有影响的活动都要遵循质量保证的原则是 A．有章可循B．有人负责C．有据可查D．以上都是 12.文件控制的主要措施有： A．编、审、批制度B．发布和分发制度
核电厂安全许可证件的申请和颁发 （国家核安全局1987年4月1日发布国家核安全局批准发布） 第一章总则 第一条根据中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例（以下简称《条例》）第二十五条的规定，制定本实施细则。 第二条本实施细则适用于核电厂安全许可证件的申请、申请的审查、评定和批准以及许可证件的颁发。《条例》第二条所列的核热电厂、核供汽供热厂、研究堆、实验堆等可按照本实施细则所规定的程序办理。 第二章核电厂建设各阶段的安全许可证件和许可事项第三条根据《条例》第三条和第八条的规定，为实施对核电厂厂址选择、建造、调试、运行和退役五个主要阶段的安全监督管理，国家颁发相应的安全许可证件，规定相应的许可活动及其必须遵守的条件。 第四条核电厂的选址定点：根据国家基本建设程序规定，国家计划委员会在收到国家环境保护局《核电厂环境影响报告批准书》、国家核安全局《核电厂厂址选择审查意见书》后，批准《核电厂可行性研究报告》。国家计划委员会批准《核电厂初步设计》及将工程项目列入国家基本建设计划后，方可进行核电厂建造前的场地准备工作。 第五条核电厂的建造：根据《条例》第九条的规定，国家核安全局颁发《核电厂建造许可证》，批准核电厂建造，许可开始核岛混凝土浇注。
第六条核电厂的调试：根据《条例》第十条的规定，国家核安全局颁发《核电厂首次装料批准书》，批准首次装料，许可首次向堆芯装载核燃料，进行带核反应的调试，按批准的计划提升功率、进行试运行。 第七条核电厂的运行：根据《条例》第十条的规定，国家核安全局颁发《核电厂运行许可证》，批准正式运行，许可在遵守《核电厂运行许可证》规定的条件下长期运行。 第八条核电厂的退役：根据《条例》第三条的规定，国家核安全局颁发《核电厂退役批准书（临时）》，许可开始退役活动，颁发《核电厂退役批准书》，批准正式退役。 第九条《核电厂运行许可证》的有效期限为设计寿期，在特殊情况下由国家核安全局另行规定。 第十条在核电厂安全许可证件的有效期内，国家核安全局可根据保证安全的需要，修改核电厂安全许可证件的内容。核电厂营运单位要求进行许可证规定条件以外的设计、建造、运行和设备变更时或要求修改《核电厂安全许可证件》规定的条件时，必须报国家核安全局核准后方可实施。 第三章核电厂安全许可证件的申请 第十一条核电厂营运单位在核电厂的选址定点前应向国家核安全局提交《核电厂可行性研究报告》中有关厂址安全内容的文件。 第十二条《核电厂建造许可证》的申请者应于厂址选定后，开始建造前十二个月向国家核安全局提交《核电厂建造申请书》（见附件一）。并附送核电厂《初步安全分析报告》。
核电厂概率安全评价（PSA）技术研究 核电被称为技术设备、人的群体和组织三类元素的大型经济实体，属科技密集型产业。对于核电厂而言，安全是核电存在和发展的基础。在核电厂以往的系统安全分析中，难以确定出具体的安全风险目标，在风险和费用之间的权衡存在困难，更不易对事故发展的潜在原因及事故发展的可能进程进行分析研究。基于此目的，概率安全评价（PSA：Probability Safety Assessment）的提出，在系统设计、制造、使用和维护的过程中，有力地支持了安全风险的管理决策，保证了核电厂的安全运行。 1 PSA评价方法 1.1 概率论（PSA）方法引入风险（risk）概论是为了比较和度量危险的大小和它们发生的可能性。PSA方法就是定量对核电厂作出其对环境造成各种风险的计算。PSA具有如下特点：1）对所有事故谱（初因）进行评介；2）对所有事故序列进行评价；3）所有评价定量化。核电厂PSA分成3个级别。一级，堆芯损坏分析：用事件树和故障树的概率方法，对设计和运行进行分析，得出导致堆芯熔化的事故序列及其发生频率；二级，源项分析：在一级分析的基础上分析事故的物理过程和安全壳的行为，计算不同事故释放类型的放射性源项；三级，后果评价；进行释出放射性物质特性、大气扩散程度和剂量评价。PSA评价的基本流程如图1所示。 1.2 初因的确定首先要分析风险评价历史报告、反应堆运行历史的文件资料以及作为PSA分析对象的核电厂设计资料进行工程判断，从中编制出初因事件的清单。在选择初因的过程中，要确定可能发生的事件，这些事件需要安全系统的投入以减缓后果并将反应堆带入安全状态。然后对事件进行分类，分类的准则是所需的系统响应和成功准则是否一致。图1 PSA 评价流程图初因事件的选择通常来源于以下几个方面：核电厂的个体情况；