国内核电质保分级

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，分述

如下：

a. 将核电厂分成若干个主要系统；

b. 确定每一主要系统的具体物项或服务；

c. 对被确定的物项或服务的复杂性、成熟性，在安全和运行上的重要性作出考虑、评价和分类。对有关的组织结构的复杂性和成熟性也要作出评价；

d. 对每个领域，从三个不同的质量保证级别中选择一个。第

Ⅰ级表示一组最严格的质量保证要求的组配，第Ⅲ级最低，第Ⅱ级介于Ⅰ与Ⅲ之间；

e. 对每个领域的每一质量保证级别再进一步划分并选择各项质量保证要求的组配，亦可分成三种不同的方式：第一种方式是要求完全执行HAF0400及相应导则中的质量保证要求；第二种组配方式要求执行HAF0400相应导则中绝大部分要求，第三种方式要求执行部分要求。符号“—”表示优良的工业实践就能满足要求，无须再加质量保证要求以提高置信度；

f. 按每个领域、每个级别、每项质量保证要求，确立所有知适用的质量保证要求的相应组配方式；

g. 如有必要，对一些特殊情况作一调整；

h. 编制质量保证要求文件或叫质量保证规格书。

首先几个定义大家先搞清楚，核电站物项分级包括：安全等级、抗震等级、质保等级、核电站设计分级

按照物项分级原则分为?核电站设计与制造、建造阶段物项分级；核电站运行阶段物项质保分级?确定分级后制定相应等级的质保要求

有几个文件供大家参考：

HAFJ0045《质量保证分级手册》

HAF- J0066 压水堆核电厂物项分级的技术见解

HAF0400核电厂质量保证安全规定

GBT 17569-1998 压水堆核电厂物项分级

关于核电质保分级，广核跟中核的方法是不一样的。而且广核与红沿河的分法也是不一样的。

所谓的Q1,Q2,Q3,QNC，是从核级设备的角度来分的。即使未QNC,的核级设备，也要比常规岛要高级。常规岛也分QR1,QR2,QR3,NQR这4个级别。基本上来看，核级设备分级要高于常规岛级。

这是从设备分级来考虑，还有从系统考虑，抗震级别考虑，以及设备制造来区分。设备制造分C1,C2,C3.抗震级别分K1,K2,K3.因此，有很多种分法，工作中，基本使用的等级为C1,C2,C3.

在核电这一行，一切都是以核安全法规为最高依据的，而核安全法规最早引用美国核管会的法规，当然依据国内的堆型还有法标RCC系列、俄罗斯的标准（也许还有加拿大的Candu堆，但国内已不再引进），现在核安全局都在转化为国内标准，就目前而言主要是美标和法标。不管是业主，总包、分包还是设备供应商的质保大纲和安全分析报告，都是都是依据核安全法规和其依据的标准进行编制的，在核安全局批准后各单位再各自表述，依据质保大纲编制相应的管理程序以及具体执行的技术文件。因此，对于各单位的具体分类方法和名称可能不同，但本质都是一样。因此，要想真正理解质保分级，或者说核电的质保，必须首先从指导性的纲领开始，只要吃透了上游文件，也许各单位各自表述，但本质是必须符合核安全法规（或者引用的标准）。需说明一点是，核质保离不开物项的核安全分级。比较直接一点的是可以看一下法标RCC-M,或者初步安全分析报告或者采购文件，最直接的就是采购文件，对每个物项都是具体的核安全分级、质保等级、抗震等分级的。

（注：专业文档是经验性极强的领域，无法思考和涵盖全面，素材和资料部分来自网络，供参考。可复制、编制，期待你的好评与关注）

浅析核电企业工业安全管理

浅析核电企业工业安全管理 【摘要】核电厂工业安全管理是核电厂总体安全管理体系中的重要组成部分，作为肩负重任的核电生产单位，需要不断完善核电厂工业安全管理体系内容，实践创新安全管理手段，提高安全生产意识，强化工业安全管理能力，以维护员工、财产安全，确保社会健康、稳定发展。 【Abstract】The industrial safety management of nuclear power plant is an important component of the overall safety management system of a nuclear power plant. As a nuclear power production unit with heavy responsibilities，it is necessary to continuously improve the security management system of nuclear power plant industry，practice and innovate the means of safety management，improve the consciousness of safety production and strengthen the ability of industrial safety management，so as to safeguard the safety of employees and property，and ensure the healthy and steady development of society. 【关键词】工业安全；安全管理体系；重要性 【Keywords】industrial safety；security management system；importance

压水堆核电厂物项的安全分级

压水堆核电厂物项的安全分级 一、基本概念 1、物项分级的类别：安全等级、抗震类别、规范等级和质量保证等级 (1)、安全等级：为了确保物项执行其相应的安全功能，要对各类物项进行安全分级； (2)、抗震类别：为了确保物项在发生地震时能执行其安全功能，要确定各类物项的抗震类别； (3)、规范等级：为了满足不同安全等级的物项执行其安全功能的要求；要确定各类物项的设计和建造的等级，即物项的规范等级(也称为设备等级)； (4)、质保等级：为了对执行不同安全功能的物项在设计和建造期间采取相应的质量保证措施，要确定各类物项的质量保证等级。 2、物项分级的步骤：首先确定物项的安全级，再确定物项的抗震类别，然后确定物项的规范等级，最后确定物项的质保等级。 3、物项分级的对象：承压机械设备、非承压机械设备、燃料组件、电气设备、构筑物。 4、物项分级的结果：核电厂设计者应对各种物项进行分级，并编制“核电厂物项分级清单”，该清单应覆盖核电厂的所有系统，并列出各主要部件和构筑物的安全等级、抗震类别、规范等级和质量保证等级。 二、安全等级的划分 1、概述 (1)、安全等级划分的依据--三项基本安全功能：反应性控制、余热排出和放射性物质包容。 ▲反应性控制：“必须提供安全停堆手段，使反应堆在运行工况和事故工况以及事故工况后安全停堆，并使之保持在安全停堆状态”。 ▲余热排出：“必须提供排出余热的手段，使停堆后(包括事故工况停堆后)从堆芯排出余热”。 ▲放射性物质包容：“必须提供减少放射性物质释放的可能性的手段，并保证任何释放在运行工况期间低于规定限值，在事故工况期间低于可接受限值”。 (2)、安全级划分的单元--以系统或设备的最小单元作为安全分级的具体对象，可以是： ▲一个组件，如燃料组件(安全级)。 ▲一件设备，如柴油发电机(安全级)；稳压器波动管(安全1级)；换料水箱(安全2级)。 ▲一件设备的某一部分，如主泵泵壳(安全1级)；主泵飞轮(安全3级)。 (3)、接口装置的安全等级--就高不就低原则 (4)、安全等级划分的方法--确定论法或概率论法 2、承压机械设备的安全分级 (1)、概述 承压机械设备指核电厂一回路系统或安全系统中用于包容流体的各种容器、贮罐、管道附件、热交换器、泵和阀门等物项。 承压机械设备的安全等级分为安全1级、安全2级、安全3级和非安全级。 承压机械设备的支承件与被支承设备的安全等级相同。 (2)、安全1级物项 构成反应堆冷却剂压力边界而且其失效会引起失水事故的物项。 (3)、安全2级物项

核电土石方工程中的安全管理

某阳江核电站位于广东省阳江市东平镇,我葛二公司主要承接了阳江核电的厂平一期和二期工程,工期从2003 年一直到2008 年,现在主要就厂平二期工程的安全管理进行浅析，厂平二期工程开工于2006 年8 月，至2008年6 月完工。厂平工程属于大方量的土石方工程，有很大的特点，阳江核电的厂平二期工程爆破开挖土石方量在800 多万方，工期为一年半，本工程的作业量大，工期短，且工程单价低，这些势必造成人员设备的流动性大，给安全管理带来相当大的难度。 在本工程的施工高峰期，现场人员在600 人左右，其中，外协队人员500 多，对外协队人员的管理也是一个相当大的难点。 我部在建工程为阳江核电前期工程厂平（H期）工程，主要包括：土石方钻爆、开挖、运输、回填，规格石供应，截洪沟施工，护坡等。 主要的临建包括：油库，修理厂，混装炸药地面站，钢筋加工场，混凝土搅拌站，仓库，生活区等。在本工程的安全管理上，主要集中在爆破作业、挖装运输、高临边作业、临时用电、文明施工等方面，以“安全第一，以人为本” 的原则，采取有效措施，尽量实现本质安全，确保工程安全施工。 一．本工程的安全管理指导思想 在本工程的安全管理中我们始终贯彻执行《中华人民共和国安全生产法》，深入贯彻我公司“守法诚信，文明施工保健康；全员参与，节能降耗防污染；持续改进，安全环保双达标”的环境、职业健康安全方针,坚持以“安全第一、预防为主、综合治 理”的基本方针，落实安全生产责任制，健全各项安全规章制度，有效运行职业健康安全管理体系，强化安全生产管理和班组安全建设，落实安全防护措施，加强安全教育和培训,努力营造良好的安全生产环境，预防和控制各类事故发生，确保工程建设顺利进行。 二．本工程安全管理控制目标 1．工伤事故：工伤事故率小于3.5 人/每亿元产值，重伤率小于0.9 人/亿元产值，无死亡事故。 2.机电事故：直接经济损失率控制在0.5 %以内。

核电厂质量保证安全规定

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。

核电站质量等级和质保等级

核电站质量等级和质保等级 质量等级和质保等级是两个不同的概念，质量等级是根据物项或服务本身的安全重要性和质量特性而确定的，质保等级是根据物项或服务的安全重要性、复杂性、成熟性以及提供物项或服务的供方的经验水平、质量管理水平等提出的质量保证等级要求，简言之，质量等级是针对产品质量特性的，质保等级是针对管理体系的，质量等级是划分质保等级时需考虑的的一个方面。 一、质量等级 RCC-P《法国压水堆核电站系统设计与建造规则及应用》第四节中4.1.1《机械设备的分级要求》提出了安全等级、设计等级与质量等级关系，900Mwe核电站的安全等级、设计等级和质量等级之间的对应关系如表1： 表1： *：对于安全2级或3级的设备，应根据这些设备所经受的载荷（尤其是压力和温度）来确定质量等级。 前联邦德国的电站联盟（KWU）把压水堆流体包容部件划分为四个质量等级（K1，K2，K3和K4），基本上与IAEA安全导则50-SG-D1附录A的安全分级相对应，其他物项也划分质量等级，如：钢结构和支承件分为两个安全重要的质量等级S1和S2，与安全有关的起重运输部件的质量等级为H，与安全有关的空调和通风部件的质量等

级为L，与安全有关的电气部件和测量与控制部件的质量等级为E1和E2。 各国划分质量等级的方法不完全相同，美国将物项分为A、B、C、D四个质量组，分别与安全等级和ASME规范等级相对应。 商用核电厂除确保安全外，还要求稳定和可靠地运行，因此电厂把安全功能和可用率两个重要因素一并考虑。可用率通常是核电厂常规岛和配套设施的物项划分质量等级的重要依据。如法国和英国曾根据物项出现失效或故障对核电厂可用率的影响，把常规岛和配套设施的物项划分为C1、C2、C3或无专门的质量等级。 二、质保等级 核电厂的物项、服务和过程应与规定的质量要求相符合，以满足核电厂安全和可靠地运行的需要，这些质量要求体现在适用的规范、标准和技术规格书等技术文件中，但是如果单位的管理工作和组织结构不完善，则物项、服务和过程的质量就难以保证满足规定的要求，因此必须实施“有效的管理”，以从管理角度来保证或促成物项、服务和过程满足规定的要求。 HAF003（91）规定：对质量保证大纲所适用的物项、服务和过程规定相应的控制和验证的方法或水平。根据已确定的物项对安全的重要性，所有大纲必须相应地制定出控制和验证影响该物项质量活动的规定。 IAEA 50-C-Q（96）规定：必须根据每个物项、服务或过程对核安全的相对重要性，使用一种分档次的方式方法。在应用特定质保要求方面，分档次的方式方法必须体现出一种有计划并得到公认的差别。 选择和确定恰当的质量保证要求，既能为物项、服务和过程符合规定的质量要求提供足够的置信度，又能达到节省费用的目的。 IAEA第328号技术报告《质量保证要求分级手册》对质保分级方法的原则、基本内容以及分类的方法和技术进行了介绍。该手册确定的分级方法的原则是考虑：

核电站安全管理新思路

核电站安全管理新思路 发表时间：2017-05-12T15:40:21.950Z 来源：《建筑学研究前沿》2017年1月下作者：袁家德[导读] 文章针对笔者在对标学习国外某核电站安全管理后，总结了国外核电站的先进安全管理理念和具有实效的安全管理方法。 三门核电有限公司浙江三门 317112 摘要：文章针对笔者在对标学习国外某核电站安全管理后，总结了国外核电站的先进安全管理理念和具有实效的安全管理方法，从四个方面入手，结合国内核电站现行安全管理状况、分析差距，查找不足，进而提出新的安全管理工作思路。关键词：核电站；安全管理；新思路 1综述 笔者对标学习的国外核电站，其安全管理组织机构设置与国内核电有着根本性的差别，800人左右的一个核电站，仅配置1名安全管理人员。但此核电站的安全业绩却好得惊人，2005年至2015年，平均每年仅发生3起可记录的的人生伤害事故。而在2016年，此核电站更是实现了其梦想已久的“零事故”目标，全年未发生一起可记录的人生伤害事故。 据笔者长期的观察与学习交流，可以看出，此核电站在安全管理上的关注点在“人”，其采用先进的安全管理方法，重点提升每位员工的个人安全意识和能力来不断追求卓越，以实现“零事故”目标。 总体对比，国内核电站有自己的安全管理理念，但电站向员工传递安全理念的方式、采用的安全管理方法却没有国外核电站的奏效。国内核电站在安全相关的管理程序上并不存在明显的缺陷，但在人员安全能力与意识的提升上却缺乏有效的方式、方法，全员安全意识和安全技能提升缓慢，安全局面不容乐观。 2国外某核电站的先进安全管理理念与方法 2.1 “安全第一”理念的传递 电站安全管理最直接的对象就是“人”，从新员工入厂的第一天起且在第一时刻便开始了对新员工进行安全理念的灌输，让“安全第一”的烙印最先且最深地留在员工记忆中。 电站新员工入厂培训第一天，将接受约1个小时的电站基本情况介绍，介绍的第一部分内容就是电站的“安全第一”理念、零事故目标和安全基本信息与要求，电站的“安全第一”理念、零事故目标和安全基本信息与要求由电站安全部门人员来向新员工传递，时间大约需要20分钟左右。 之后，电站再通过安全理论课自学与考核、辅导人员对新员工半年时间的一对一安全辅导、工作中高密度的人员安全行为观察与指导、开展各种提升人员安全意识的活动等形式，逐渐将电站员工培养成为人人懂安全、人人具有良好安全意识的高能力人群。 2.2 安全管理“正向激励” 电站在“人员安全行为”管理上没有处罚制度，主要是通过采取“多样性”的“正向激励”方式来鼓励员工注重安全，持续提升员工的安全意识，继而持续保持电站良好的安全业绩。 1）者观察过程中如发现员工履行了良好的安全行为，可向员工发放“Target Zero coins”。每个coin价值$7.00, “Target Zero coins”可以用来在电站的餐厅买饭，一般可以买一顿餐。 2）当电站达到某项与安全有关的里程碑时，里程碑的贡献者将获得精神鼓励或者物质奖励。这种精神鼓励或者物质奖励由电站的领导来确定。 3）当电站打破南方电力公司设定的“无OSHA recordable天数”的一个新记录时，电站所有员工都将会获得一份安全奖赏。 2.3 新员工安全能力培养 电站在新员工安全能力培养上制定了《安全导师制度》。安全导师是指由新员工的主管指派的用来帮助新员工熟悉现场安全政策和规定的有经验的员工。安全辅导主要介绍及工作内容如下： 1)安全导师辅导一名新员工的时间一般是6个月，依据《安全导师制度》中给出的辅导内容开展对新员工的辅导工作，但不限于制度中规定的辅导内容。 2)新员工接受安全导师的辅导前，必须是已完成所有进入现场所必须接受的基本安全培训和特别需求的安全培训。 3)新员工在其接受辅导期间，安全帽上要张贴体现其本人是新员工的特殊标志（如：红色字体的员工姓名标签），或者在员工的员工卡上张贴红色的标识符。 4)新员工和安全导师不需要形影不离始终在一起工作，但每周都要有接触来传递必要的安全信息。 5)新员工的主管与新员工和安全导师至少每月讨论一次新员工的安全能力进步情况。 6)辅导结束前，安全导师要与新员工的主管会面，向其汇报新员工对现场和部门/岗位相关的安全规定掌握情况。主管根据新员工的安全能力提升实际情况，可以调整辅导时间。 7)安全辅导过程被新员工的主管评估确认成功完成后，部门将分别给新员工和安全导师发“证”，证明新员已成功接受安全辅导,已获得岗位必须的安全知识；证明安全导师已成功完成安全辅导工作。 2.4 安全目标 电站制定极高的安全目标，通过多种途径进行宣传，安全目标深入每位员工的内心。 电站的OSHA(职业安全与卫生)目标:可报告事故/事件为“零”。 目标的宣传：电站厂区随处可以见到电站的安全目标，如每位员工办公位，办公楼和培训中心内的走廊墙壁、会议室墙壁上，控制区、保护区的入口处，餐厅内的显示屏幕上，各别办公楼层走廊内的电脑显示屏上。另外，电站员工的电脑背景也设置为带有“零事故目标”的画面。 3分析国内核电厂安全管理不足

(整理)IAEA 50-C-Q核电厂和其它核设施安全的质量保证法规.

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

核安全分级

9 核安全分级 9.1 概述 岭澳核电站二期工程的设计和制造主要根据“法国900MWe压水堆核电站系统设计和建造规则”（RCC-P，1991年第4版、1995年修订），“压水堆核岛机械设备设计建造规则”（RCC-M，2000年版和2002年补遗），对系统、设备和构筑物进行核安全分级、RCC-M 规范分级和抗震分类。 设备核安全分级关系如下图所示：

机械承压设备核安全分级与RCC-M规范等级的关系如下表所示： 一般的RCC-M规范等级是与安全等级相对应，但是表中安全2、3级和NC级（非核安全级）根据设备所经受的载荷（特别是压力和温度）情况，可相应提高其RCC-M规范等级。 系统的核安全分级和RCC-M规范等级及分级的分界已在设计流程图上给出明确标记。 9.2 核安全分级应用的原则 机械系统执行安全功能的设备和部件按照对安全的重要程度进行分级，安全功能主要包括下列内容： ——反应堆停堆； ——对堆芯或执行安全功能的其他系统进行冷却； ——事故后防止放射性物质扩散。 9.2.1 承压设备的核安全分级 构成压力边界并执行安全功能的机械和流体系统的设备和部件分成三种安全等级：安全1级、安全2级和安全3级，其它承压设备和部件为非安全级，用NC表示。 流体系统的安全等级涉及到同系统连接的各个设备，包括疏水和放气以及仪表机械部分，范围覆盖到安全等级接口部位（安全1级有例外，与安全1级流体管道连接的流体管道的安全等级取决于它们的直径）。 9.2.1.1安全1级 安全1级适用于部件破损后会引起工况Ⅲ或工况Ⅳ反应堆失水事故的一些部件（有关工况的定义参照RCC-P，4.4节），或者在反应堆正常运行过程中假设只有正常补水系统补水的情况下，本身的破损会阻碍反应堆顺利停堆和冷却的那些部件。 安全1级包括： a)反应堆冷却剂系统以及与其连接的内径大于10.6mm的水管线或内径大于21.9mm 的蒸汽管线，其长度延伸至（并包括）相连辅助管线上的两个反应堆冷却剂隔离阀；

国内核电质保分级

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，

2020核电建设安全管理之体会(四篇)

工作总结参考范本 核电建设安全管理之体会(四篇)目录： 核电建设安全管理之体会一 核电生产安全管理二 水电建设安全管理基本要点三 风场建设安全管理四 - 1 -

核电建设安全管理之体会一 安全生产是核电产业的永恒的主题，安全文化已成为核电文化的重要组成部分，并起着越来越重要的作用。日本福岛核电站安全事故发生后，国人对于核电的安全性产生了深深的疑虑。作为一名核电建设土建管理人员，个人更是觉得重担在肩，因为核电建设的安全任务是双重的：既要对施工建设过程进行安全管理，又要确保核电站建成后的质量和安全功能按设计要求完全实现。 如何履行自己的职责，保障安全精神和安全行为贯彻在核电建设中，是每个核电建设管理者需不断思考、不断探索的主题。通过这几年来的工作和学习，总结业内其他单位的经验和教训，本人觉得做好安全生产工作，要以建立良好的企业安全文化为起点，设置工程施工项目安全生产管理机构、完善相关安全管理制度，以一整套安全管理机制来指导核电站的建设。 形成有效的安全生产文化理念 企业安全文化是企业在安全生产的实践中，以从事安全管理、安全生产、安全宣传教育等形式,逐步形成的为全体员工所认同、共同遵守，带有本企业特点的价值观念、工作作风、管理准则、企业精神、职业观念和安全目标等的总和。如何形成全新的安全文化理念，使安全文化理念深入人心，应注重以下几个方面： 一是要树立以人为本的观念。坚持以人为本，打造安全文化是全面贯彻安全第一、预防为主方针的新举措，是企业保障员工人身安全与健康的的新探索。以人为本的安全生产管理，就是指企业生产的过程中把员工的生命摆在一切工作的首位，贯穿以人为本、珍惜生命、 2 / 20

核安全分级

9 核安全分级 概述 岭澳核电站二期工程的设计和制造主要根据“法国900MWe压水堆核电站系统设计和建造规则”（RCC-P，1991年第4版、1995年修订），“压水堆核岛机械设备设计建造规则”（RCC-M，2000年版和2002年补遗），对系统、设备和构筑物进行核安全分级、RCC-M规范分级和抗震分类。 设备核安全分级关系如下图所示：

机械承压设备核安全分级与RCC-M规范等级的关系如下表所示： 一般的RCC-M规范等级是与安全等级相对应，但是表中安全2、3级和NC级（非核安全级）根据设备所经受的载荷（特别是压力和温度）情况，可相应提高其RCC-M规范等级。 系统的核安全分级和RCC-M规范等级及分级的分界已在设计流程图上给出明确标记。 核安全分级应用的原则 机械系统执行安全功能的设备和部件按照对安全的重要程度进行分级，安全功能主要包括下列内容： ——反应堆停堆； ——对堆芯或执行安全功能的其他系统进行冷却； ——事故后防止放射性物质扩散。 承压设备的核安全分级 构成压力边界并执行安全功能的机械和流体系统的设备和部件分成三种安全等级：安全1级、安全2级和安全3级，其它承压设备和部件为非安全级，用NC表示。 流体系统的安全等级涉及到同系统连接的各个设备，包括疏水和放气以及仪表机械部分，范围覆盖到安全等级接口部位（安全1级有例外，与安全1级流体管道连接的流体管道的安全等级取决于它们的直径）。 9.2.1.1安全1级 安全1级适用于部件破损后会引起工况Ⅲ或工况Ⅳ反应堆失水事故的一些部件（有关工况的定义参照RCC-P，节），或者在反应堆正常运行过程中假设只有正常补水系统补水的情况下，本身的破损会阻碍反应堆顺利停堆和冷却的那些部件。 安全1级包括： a)反应堆冷却剂系统以及与其连接的内径大于的水管线或内径大于的蒸汽管线，其长度延伸至（并包括）相连辅助管线上的两个反应堆冷却剂隔离阀；

核电站泵类设备零部件质保分级管理

核电站泵类设备零部件质保分级管理 核电站由多个复杂的系统构成，是最复杂的民用工程之一，是庞大的系统工程。系统内设备的稳定运行、协同作用实现了系统的功能，从而实现核电站的安全性、可靠性及经济性。不同设备对于系统的作用不同，实现的功能不同，对核安全和可用率的贡献不同。设备内所含零部件对于设备的可靠、高效运行的作用亦有轻重之分，对于无需重点关注的零部件投入过多人力、物力进行质量控制，势必对计划进度和成本造成不利影响，并且使需要重点关注的零部件因资源、精力有限，而未能得到足够的重视，对保障设备质量及功能造成不利影响。根据零部件的不同功能，划分相应的质保分级，实施不同的质量控制，是确保以合理的成本实现预定的质量水平，满足预定工期、进度要求的关键，是实现核电设备安全、可靠运行的前提和基础。 本文对核电站泵类设备的零部件质保分级管理进行研究，重点阐述泵类设备零部件的质保分级原则、分级方法、及相应管理活动的实施方法。希望对设备零部件的分级管理起到借鉴作用，使核电质保体系更为完善。 一、质保分级的概念和类别 设备的质保等级可根据设备本身对核电站的安全或可用率的影响进行划分，一旦设备是核安全相关物项还是可用率相关物项确定后，零部件的质保等级就没必要按照核安全和可用率进行划分了，仅需根据零部件对设备在安全和运行上的重要性；设计、制造、安装、调试及运行过程中所用工艺的复杂性及可更换性；技术的成熟性；供应商自身情况（如制造经验、制造成熟性、制造质量史、标准化程度及自身管理制度等）等进行划分。一般零部件的质保等级可分为质保一级、质保二级、质保三级及无质保等级四类，表示方法可因各核电站、制造厂的质保体系而异。 二、零部件质保分级的方法

核电厂消防安全管理

核电厂消防安全管理-标准化文件发布号：（9456-EUATWK-MWUB-WUNN-INNUL-DDQTY-KII

核电厂消防安全管理 摘要：现在资源日益减少，但工业发展却需要大量电力，所以发展核电是必然趋势。但随之福岛核事故的发生，人们对核安全越加注视。在核安全问题中，核电消防安全是其中的一个要点，所以，核安全消防管理，对于核安全具有十分重要的意义。本篇文章对分析了核电的发展前景，并对核电厂消防安全管理的重要性作了了简要阐述，介绍并分析了核电厂火灾风险特征和发生原因，同时对核电站消防安全管理的具体措施作了一些探讨。 关键词：核电；消防安全管理；管理制度

Fire safety management of nuclear power plant Abstract：Now the resources are decreasing, but industrial development requires a lot of electricity, free development of nuclear power is an inevitable trend. But with the Fukushima nuclear accident, people pay more attention to nuclear safety. Nuclear safety is a key point in nuclear safety. Therefore, nuclear safety fire management is of great significance to nuclear safety. In this paper, the development prospects of nuclear power are analyzed, and the importance of fire safety management in nuclear power plant is briefly introduced. The characteristics and causes of fire risk of nuclear power plant are introduced and analyzed. At the same time, the specific measures of nuclear power plant fire safety management Some of the discussion. Key words：Nuclear power; fire safety management; management system

核电生产安全管理

编号：SY-AQ-09525 ( 安全管理) 单位：_____________________ 审批：_____________________ 日期：_____________________ WORD文档/ A4打印/ 可编辑 核电生产安全管理 Safety management of nuclear power production

核电生产安全管理 导语：进行安全管理的目的是预防、消灭事故，防止或消除事故伤害，保护劳动者的安全与健康。在安全管理的四项主要内容中，虽然都是为了达到安全管理的目的，但是对生产因素状态的控制，与安全管理目的关系更直接，显得更为突出。 １核电厂是核电安全生产的直接责任单位，必须建立，健全安全生产责任制度。核电厂必须依法制订和完善管理核电厂电力安全生产的实施细则；核电厂全体职工必须层层落实安全生产责任制，遵章指挥，遵章操作。 ２核电厂及其管理部门要明确负责电力生产安全管理工作的机构并有专人和网或省电力公司的安监机构进行联系，密切合作。电力部有关安全工作的文件要发至核电厂，电力行业有关的重大安全活动、专业会议、技术交流会议应通知核电厂派员参加。 ３并网核电厂及网或省电力公司要采取措施，确保电网及核电厂的安全。核电厂常规部分的技术问题分析、电力生产安全管理控制事件的统计、可靠性管理统计等均要纳入网或省电力管理部门的分析统计之内，以利于总结经验，提高运行水平。 ４核电厂应按调度规定时间报送负荷曲线，并确保带某一稳定

负荷（即核电机组在安全范围内的某一稳定负荷）。当发生危及电网及地区供电安全的情况时，核电厂应执行调度命令，及时采取措施，保证电网的安全稳定。 ５当核电机组不能维持稳定负荷运行时，要严格执行最低安全技术出力的规定（由核电厂根据有关规定和保证安全的实际需要确定的最低运行负荷值报电力工业部及网或省电力公司备案）；当最低安全负荷都不能维持时，要及时通知电网调度并做到安全停堆、停机。 ６核电厂要向电网调度部门报送检修计划，待批准后执行（涉及核安全及突发事故除外）；核电厂对设备、系统进行有可能发生突然停机、停堆及其他影响电网稳定的试验、校验前，必须做好严格的安全措施，经核电厂技术主管审查批准，并提前向电网调度申请，待调度批复后进行；批复试验时间必须在核安全规定的允许范围内。核电厂要把试验允许时间范围预先告知调度。 ７电网调度在编制月度发电计划时，应满足核电厂完成国家下达或协议规定的发电量的运行条件；核电机组一般不参与日峰谷调

核电质量保证基础知识复习题

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

HAF003核电厂质量保证安全规定

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)

培训课件核电质保要求

核电工程质量保证要求天津电力建设公司核电建设分公司

目录 第一章核电厂质量保证基本原理 (4) 一、核电厂质量保证的形成和发展 (4) 二、我国核电法规和标准体系 (6) 1、核安全法规和标准体系 (6) 2、核安全法规和导则介绍 (8) 3、IAEA质量保证法规和导则介绍 (9) 三、核电质量保证体系要求 (10) 1、质量保证体系的定义 (10) 2、建立质量保证体系的必要性 (10) 3、质量保证体系的有关要求 (10) 4、质量保证体系的主要内容 (14) 第二章核电质量保证体系的建立 (17) 一、HAF003《核电厂质量保证安全规定》简介 (17) 二、核电质量保证大纲的制定 (23) 1、为什么要制定核质量保证大纲 (23) 2、制定质量保证大纲的方法 (23) 3、制定质量保证大纲的步骤 (24) 三、项目质量保证大纲的管理 (26) 1、质量保证组织及人员培训 (26) 2、文件控制及记录制度 (27) 3、采购控制 (29) 4、物项控制 (30) 5、工艺过程控制 (31) 6、不符合项控制和纠正措施 (33) 7、管理部门审查 (34) 第三章质量保证及质量控制监督 (36) 一、验证的方法和技术 (36) 二、QA/QC验证方法 (36) 1、检查 (36) 2、试验 (36) 3、校核 (37) 4、监督 (37) 5、监查 (37) 6、管理部门审查 (37) 7、自我评估 (38) 三、质保监督及质量控制监督的区别 (38)

四、质保监查及质保监督的区别 (38) 第四章 ISO19001：2000及HAF003的比较 (40) 一、ISO9001：2000及HAF003之间条文的比较 (40) 二、 ISO9001：2000及HAF003的主要差别 (45) 三、核电质量保证及ISO9000的联系 (46) 第五章核电质量文化 (47) 一、质量文化的结构层次 (47) 1、质量文化的涵义 (47) 2、质量文化的结构化特征 (47) 3、质量文化的结构层次 (48) 二、核电质量文化的认识 (48) 三、对核电质量文化的培育 (49) 1、提高质量意识 (49) 2、重视核安全 (50) 3、坚持“四个凡事” (50)