《核电焊工培训教案核电基本知识.docx》由会员分享，可在线阅读，更多相关《核电焊工培训教案核电基本知识.docx（17页珍藏版）》请在taowenge.com淘文阁网|工程机械CAD图纸|机械工程制图|CAD装配图下载|SolidWorks_CaTia_CAD_UG_PROE_设计图分享下载上搜索。
1、第一章 核电根本学问第一节 核物理和核平安一、 核物理根本学问1、原子构造：原子虽小，但里面特别空旷，假如我们将原子放大成直径上百米的足球场，在其中央有一颗称为原子核的小米粒，其直径不到原子直径的万分之一。而它的质量却占整个原子质量的99.94%以上。原子核内含有更小的粒子质子和中子，统称为核子。原子核外部是其它粒子电子。除了最简洁的氢原子核内只有一个质子之外，其余元素的原子核都由多个质子和中子组成的。科学家将元素原子核内的质子数定义为元素的原子序数。电子的数量同质子一样多，且围绕原子核旋转。一张纸的厚度相当于10000个原子的厚度。中子顾名思义是中性的，它不带电荷，而质子是带正电荷的粒子，电
2、子是带负电荷的粒子。一个质子和一个电子的电量一样，但两者的质量相差甚远，而质子和中子的质量很相近，分别为电子质量的1839和1837倍。原子的组成 中子：不带电，质量为1；质子：带正电，质量为1；电子：带负电，质量为中子的1/1837。中子和质子组成原子核，因此统称为核子。质子数量等于原子系数，中子数等于原子的质量数减原子系数。同一种元素的质子数一样。2、元素及核素的概念：自然界已发觉103种元素。有的元素包含几个同位素，总计有320多种核素。同位意思是在元素周期表中只占有一个位置,占同一个位置，人们把原子里具有一样的质子数和不同中子数的同一元素的不同种原子互称为同位素，许多种元素的原子都有同
3、位素。同位素中有的会放出射线，因此称放射性同位素或放射性核素，其余叫做稳定同位素。稳定同位素、放射性同位素有数千种，大多数同位素都是稳定同位素，并呈混合物状态出如今元素中。3、铀及铀的同位素：自然铀的组成：U234占0.0055%、U235占0.7205%及U238占99.274%4、裂变反响：反响产生：宏大能量；1KgU全部裂变所放出的能量相当于2550吨煤燃烧时放出的能量释放出23个中子；释放出放射性射线。二、 核平安根本学问1、纵深防卫的三个目的：l (1) 补偿或订正设备故障或人因失误：l (2) 维持屏障本身的有效性并防止故障传播到全厂；l (3)在屏障本身的有效性不能完全保持时，爱
4、护从业人员、公众和环境不致受到辐射的损害。 2、纵深防卫的两个策略：l (1) 预防事故发生；l (2) 在一旦事故发生时，限制其后果，并防止它向更严峻的状况进展。3、对放射性物质外泄的连续多级实体屏障l 纵深防卫原那么应用的另一方面是在设计中设置一系列的实体屏障，以包涵规定区域的放射性物质。l 所必需的实体屏障的数目取决于可能的内部及外部危害和故障的可能后果。l 就典型的水冷反响堆核电厂而言，这些屏障可能是燃料基体、燃料包壳、反响堆冷却剂系统压力边界和平安壳。4、纵深防卫在设计中的根本施行方法为：预防、检测、爱护、包涵、应急纵深防卫在运行中中的根本施行方法为：技术规格书和运行规程；人因和人员
5、培训；修理、在役试验、检查和监视；事故限制；严峻事故的管理；应急响应；三、 按反响堆类型分类的核电厂分类的方法a) 按能量产生的原理分：裂变堆、聚变堆b) 按冷却剂种类分：轻水堆、重水堆、气冷堆、液态金属堆、熔盐堆等c) 按慢化剂种类分：轻水堆、重水堆、石墨堆d) 按引起裂变的中子能量分：热中子堆、快中子堆e) 按系统设计的先进性分：第一代、第二代、第三代、第四代反响堆f) 按反响堆的用处分：商用电站堆、试验堆、同位素消费堆、军用堆、海水淡化堆、供热堆、陆上堆、船用堆、增殖堆1、 压水堆核电厂2、 沸水堆核电厂3、 重水堆核电厂4、 石墨水冷堆核电厂5、 石墨气冷堆核电厂6、 快中子增殖堆核电
6、厂第二节 核电厂辐射防护一、 核电厂的辐射来源和对人体的损害核电厂的辐射来源：来自裂变过程及中子活化过程。按区域分平安壳内和平安壳外。对人体的损害：机体效应和遗传效应、随机效应和非随机效应躯体效应指出如今受照者本身的效应。包括全身效应和部分效应。遗传效应指出如今受照者后代的效应。随机性效应：发生几率及剂量成正比而严峻程度及剂量无关的辐射效应。一般认为，在辐射防护感爱好的低剂量范围内，这种效应的发生不存在剂量阈值。确定性效应：通常状况下存在剂量阈值的一种辐射效应，超过阈值时，剂量愈高那么效应的严峻程度愈大。如急性放射病、放射性白内障、皮肤放射损伤和辐射致不孕等。不仅其严峻程度，其发生频率也随剂量
7、而变更。是大量细胞杀伤的综合效果确定的。二、 核电厂的辐射防护防护方法：屏蔽、缩短照耀时间、增大及辐射源的间隔 三、 辐射防护的分类和标准1、按预防性质分可限制照耀和事故性照耀两类；职业照耀的剂量限值：a由审管部门确定的连续5年的年平均有效剂量但不行作任何追溯性平均，20mSv；b任何一年中的有效剂量，50mSv；c眼晶体的年剂量当量为150mSv； d四肢手和足或皮肤的年当量剂量500mSv 。公众照耀的剂量限值：a年有效剂量， 1mSv；b眼晶体的年当量剂量15mSv；c皮肤的年当量剂量50mSv 。d特殊状况下，在连续5年的年平均剂量不超过1mSv 时，其某一单一年的有效剂量可进步到5
8、mSv；2、辐射防护标准“根本限值有效剂量、年当量剂量次级限值ALI导出限值DAC四、 核电厂的辐射监测区域辐射监测的任务是监测某一特定区域内的辐射程度及空气中的放射性浓度，并监视因故障或事故而引起的辐射程度的增高。监测装置有：辐射探测器、气载放射性测量仪及空气取样器等。工艺过程辐射监测是对设备、系统、燃料元件过程的辐射监测。设备有：中子监测仪、和剂量仪、气、液放射性浓度测量仪。五、 核电厂的三废处理放射性废气、放射性废液、放射性固体废物处理方法：贮藏法、压缩法、煅烧法、固化法及桶装贮存法六、 压水堆核电厂对环境的影响核电厂的三废含有放射性物质，它对环境的影响和火力发电厂不完全一样，以同功率的
9、核电厂和火力发电厂相比，一座火力发电厂每年要向大气排出数万吨的二氧化硫和一氧化氮和相当数量的铅、镉、镍、钴、铀、钍等重金属及致癌化合物，特殊含铀、钍量较高的燃煤，通过烟囱每年排放的放射性间隔 书可以超过同等功率压水堆废气的排放量，因此火力发电厂对空气的污染比核电厂更为严峻。第三节 .核电厂的系统介绍一、 一回路系统及其主要设备核电厂一回路主要系统有核蒸汽供应系统、专设平安设施和协助系统组成。一核蒸汽供应系统核蒸汽供应系统由反响堆冷却剂系统及其协助系统组成。压水堆冷却剂系统一般有二至四条并联在反响堆压力容器上的封闭环路，主要包括：反响堆包括反响堆压力容器、堆芯、堆内构件、限制棒组件和测量元件、蒸
10、汽发生器、稳压器、主泵和主管道。1、反响堆压水反响堆是核蒸汽供应系统的重要组成部分，核燃料在这里维持可控的链式裂变反响，核裂变产生的能量使冷却剂温度上升，然后通过冷却剂循环回路将热能导出堆外。压水反响堆本体由堆芯、堆内构件、限制棒驱动机构和压力容器组成。压水堆堆芯由核燃料组件、限制棒组件、中子源组件、可燃毒物组件、阻力塞组件等构成。核燃料组件是产生裂变并释放热量的重要部件；限制棒组件是用来限制裂变反响的速率，实现反响堆启动、停堆、变更功率及事故状况下紧急停堆，保证反响堆平安牢靠运行的组件；中子源组件是装在燃料组件中为反响堆初次启动和再次启动点火，缩短启动时间的组件。堆内构件为堆芯供应支承、对中
11、和导向，引导冷却剂流入和流出，为堆内测量仪表供应导向和支承，由堆芯下部支撑构造包括热中子屏蔽、上部支撑构造、限制棒导向管和压紧弹簧组成，主要材料采纳奥氏体不锈钢。限制棒驱动机构用来提升、下降、保持或快插限制棒，以完成反响堆启动、调整反响堆功率、维持功率、停堆及事故状况下的快速停堆的功能。压力容器支撑和包涵堆芯、堆内构件、限制棒驱动机构，由堆容器本体和顶盖组成。制造压力容器的材料采纳低碳含锰、钼、镍的低合金钢。如ASME板材牌号SA533B，锻件用SA508或SA508，具有较高的强度极限和屈从强度，同时塑性和冲击韧性良好，且焊接性和抗中子辐照的性能也很好。但抗腐蚀性能较差，所以在压力容器拼装后
12、，在内壁堆焊两层68mm厚的不锈钢。2、蒸汽发生器蒸汽发生器将反响堆产生的热量传给蒸汽发生器的二次侧，产生蒸汽推动汽轮机作功。工作流程为：来自反响堆的高温冷却剂经进口接收进入入口水室，然后进入U型管束，流经传热管时,将热量传给二次侧，冷却剂经出口水室分开蒸汽发生器。二次侧给水由给水泵输送至给水接收，进入管束套筒及蒸汽发生器外筒体之间的环形通道内，在这里及由汽水别离器别离出来的再循环水混合后，向下流淌，在底部经管束套筒缺口折流向上，进入传热管束区，沿管间流道向上汲取一次侧的热量，被加热至沸腾，产生蒸汽。汽水混合物分开传热管束后先进入第一级汽水别离器，由此别离出大部分水分，再进入由人字型板组成的第
13、二级汽水别离器。别离出的水向下经疏水管，及其它再循环水混合。经二次别离的蒸汽湿度降至0.25%以下，经出口管送往汽轮机。由上下筒体组成。下筒体是蒸发段，包括下封头、管板、U 形管束、支撑隔板和筒体。下封头为碳钢材料，内外表堆焊56mm的不锈钢；管板为600mm厚的锻件，需堆焊三层INCONEL；U形管束为INCONEL；支撑隔板由不锈钢制成；筒体由4个圆环及1个锥型壳体组成，用75100mm厚的锰钼镍低合金钢板加工焊接而成。上筒体也是锰钼镍低合金钢板加工而成，内装有环形的给水管、旋风别离器、水纹板湿度别离器及蒸汽出口流量限止器。蒸发器是运行中故障较多的设备之一，大多是由于腐蚀使“U形传热管或管
14、及管板接头处泄漏。3、稳压器稳压器的根本功能是建立并维持一回路系统的压力，防止冷却剂在反响堆内发生容积沸腾。稳压器在电厂稳态运行时，将一回路压力维持在恒定压力下；在一回路系统瞬态时，将压力变更限制在允许值以内；在事故时，防止一回路系统超压，维护一回路的完好性。此外，稳压器作为一回路系统的缓冲容器，汲取一回路系统水容积的快速变更。正常功率运行时，稳压器内下部为水，上部为汽空间，由加热器使水处于饱和状态。一回路除稳压器上部的汽腔以外，其余部分全部充溢水。因此稳压器汽腔的蒸汽压力传播到整个一回路系统。稳压器的压力就代表了一回路的压力。稳压器是通过变更汽空间蒸汽密度来调整压力的，压力上升时，喷淋系统工
15、作，冷水使蒸汽密度降低，从而使压力下降；压力下降时，加热器工作，使蒸汽密度增加，从而使压力上升。当压力上升过快，喷淋水无法使得压力下降，那么会翻开稳压器上的平安阀卸压。稳压器筒身材料选用和压力容器一样的低合金钢，内壁堆焊不锈钢覆盖层。4、主泵主泵又叫做反响堆冷却剂泵。它的作用是为反响堆冷却剂供应驱动压头，反响堆冷却剂泵是压水堆核电厂的最关键设备之一，对它的根本要求是：1可以长期在无人维护状况下平安牢靠的工作；2冷却剂的泄漏要尽可能的少；3转动部件应有足够大的转动惯量，以便在全厂断电状况下，利用泵的惰转供应足够流量，使堆芯得到适当的冷却；4过流部件外表材料要求耐高温含硼酸水的腐蚀；5便于修理。通
16、常采纳空冷三相感应电动机驱动立式、单级轴封泵。电动机及泵分开组装，之间以短轴相接，轴封有三道密封，要求只能有微小的泄漏，故又称受控泄泵。泵壳、叶轮和导叶都是不锈钢铸件，泵轴是不锈钢锻件，泵壳由两半拼焊为一个整体，焊缝需作射线探伤检查，但有的国家已采纳整体不锈钢铸件。5、主管道a系统热力参数：设计压力：17.23Mpa；运行压力：15.5Mpa；设计温度：343。b管段参数：管段名称内径mm壁厚mm材料冷管段反响堆入口奥氏体不锈钢蒸发器出口热管段反响堆出口蒸发器入口U形管段二专设平安设施为了在事故工况下确保反响堆停闭，排出堆芯余热和保持平安壳的完好性，防止在任何状况下放射性物质的失控排放，削减设
17、备损失，爱护公众和核电厂工作人员的平安，核电厂设置了专设平安设施。专设平安设施包括：平安注入系统、平安壳喷淋系统、协助给水系统、平安壳隔离系统。这些设施在核电厂发惹事故时，向堆芯注入应急冷却水,防止堆芯熔化；对平安壳气空间冷却降压，防止放射性物质向大气释放；向蒸汽发生器应急供水。保证了这些功能，就能限制事故的开展，减轻事故的后果。另外，平安壳是核电厂隔离放射性物质的第三道屏障。作用有三：1、在运行时对冷却剂系统的放射性辐射进展屏蔽，限制泄漏；2、在一、二回路发生泄漏事故时，承受内压并限制泄漏；3、对外部事务飞射物进展爱护，爱护反响堆。平安壳底部用钢筋混凝土底板封闭，顶部由准球形的预应力混凝土穹
18、顶封闭的立式预应力混凝土筒体构成，内侧覆有一层6mm的碳钢衬里，防止泄露。平安壳建成后在机组调试前，需进展在设计压力下的密封性能试验和在1.15或1.25倍设计压力的整体构造强度试验。三协助系统一回路协助系统对核电厂正常运行是不行缺少的,在事故工况下,为核电厂平安设施系统供应支持。其功能主要有：排出核燃料剩余功率、对反响堆冷却剂进展化学和容积限制和进展设备的冷却。这些协助系统包括：化学和容积限制系统、反响堆硼和水的补给系统、余热排出系统、协助冷却水系统、三废处理系统、取样系统、通风空调系统、核测量、限制、爱护和电气系统等。三、核电厂二回路主要系统和设备二回路系统及常规火电根本一样，由汽轮机发电
19、机组、冷凝器、凝聚水泵、低压加热器、除氧器、主给水泵、高压加热器、蒸汽发生器、汽水别离再热器等设备组成。1、汽轮机2、汽水别离再热器来自蒸汽发生器的饱和汽进入高压缸膨胀做功，蒸汽的压力和温度逐级降压水堆核电站的蒸汽初参数比常规火电低为饱和蒸汽，压力为6.0Mpa左右，温度为260285，循环效率低，所以容积流量大。压水堆核电站汽轮机设一个高压缸和三个低压缸，高压缸排汽进入汽水别离再热器加热后进入低压缸接着膨胀作功。汽轮机的给水回热系统采纳七级加热方式，其中有四级低压加热器、一级除氧器和两级高压加热器。低，湿度增大，以大亚湾核电厂汽轮机为例，其额定工况时高压缸排汽湿度近 。为保证汽轮机平安运行，
20、提上下压缸内效率，在高、低压缸之间设置汽水别离再热器，现代核汽轮机组一般采纳两级蒸汽再热，第一级再热的加热蒸汽来自高压缸抽汽，第二级再热的加热蒸汽用主蒸汽。四、汽水过程一回路内的高温高压含硼水，由反响堆冷却剂泵输送，流经反响堆堆芯，汲取了堆芯核裂变放出的热能，再流进蒸汽发生器，通过蒸汽发生器传热管壁，将热能传给二回路蒸汽发生器给水，然后再被反响堆冷却剂泵送入反响堆。二回路的给水在蒸汽发生器内汲取热量变成高压蒸汽饱和蒸汽，进入汽轮机驱动汽轮发电机组发电，作功后的乏汽在冷凝器内冷凝成水，凝聚水由凝聚水泵输送经低压加热器进入除氧器，除氧水由给水泵送入高压加热器加热后重新返回蒸汽发生器。第四节 核承压
21、设备的平安功能和部件分级及核电厂在寿期内的平安性有关的包括设计时考虑的各种因素如自然现象、认为事务等及厂址有关又能影响电厂平安运行的因素、构筑物、系统和部件的平安性和牢靠性、电厂运行的各个方面等。但某些系统、部件和构筑物对平安的作用要比另一些更重大。目前国际上大多混合采纳确定论法和概率论法来确定对平安有关的系统、部件和构筑物的分级。在确定论法中常对那些平安上重要的、其损坏能导致重大的放射性释放事故的系统、部件和构筑物提出各种要求。这些要求是强行规定的，不须要考虑损坏的概率和缓解效应。概率论法那么根据要求某一平安功能起作用的概率以及该平安功能失效的后果来评价平安的重要性。此法在确定各系统、部件和
22、构筑物的平安重要性的相对依次特殊有用。一、 平安功能根据HAD102/03用于沸水堆、压水堆和压力管式反响堆的平安功能和部件分级中的规定，平安功能条目分为从as 共20个。功能条目可以用来以下两个或任一目的：1、 供应一张参考的平安功能条目表，作为确定某一系统、部件或构筑物能否执行或有助于执行某一项或几项的根底；2、 根据所考虑的特定最终用处，先将每项功能按其对平安的重要性的大小排列依次，然后按这一依次将这些功能分组，每组称为一个“平安等级二、平安等级建立平安等级的目的是为了制定一套分级的设计要求供应根底。当然，也可以为每项平安功能规定相应的设计要求，但是，考虑到平安功能的数目许多，这将带来很
23、到的不便。将平安等级按对平安的重要性最大小，平安一、二、三、四级的重要性依次递减。平安一级包括防止堆芯裂变产物总量的会产生本质性影响的份额在有关的平安系统不起作用时释放到四周环境所必需的那些平安功能。平安二级包括为减轻某一事故后果所必需的那些平安功能，假如没有这些平安功能的作用，该事故可能导致堆芯裂变产物总量的会产生本质性影响的份额释放到四周环境。只有在另一平安功能初始失效后才有必要考虑这些属于二级的平安功能失效的后果。平安三级包括对平安一、二、三级中的平安功能起支持作用的全部功能。由于相识到这些支持功能的失效不会干脆引起辐射照耀增大的后果，所以将它们划入平安三级而不划入一级或二级。平安四级包
24、括未进入一、二、三级中那些平安功能。四、 抗震类别的确定抗震设计要求分为抗震一类平安停堆地震和抗震二类运行基准地震。属于平安一、二级的设备都要求在发生平安停堆地震时仍能保持其平安功能，即都属于抗震一类。能执行和支持反响性限制、余热排出和放射性包涵三项根本平安功能的包括非平安级设备和构筑物都被列为抗震一类。其他构筑物和部件都属于抗震二类。第五节 核承压设备的主要技术要求略第二章 质量保证第一节 正确领悟核电厂质量保证法规一、 加强培训进步全员素养就核承压设备焊接这一特殊工艺而言，就要做好人员资格、工作程序、工艺及环境等方面的各项打算工作，在焊接这一质保活动中，影响质量的因素许多，但人的因素是第一
25、位的，即焊接的质保活动应以人为限制核心来开展。核电厂的建立阶段是确保核电厂平平稳定运行的重要阶段。以从事安装工作上岗人员为例，一般包括前期培训、岗前培训和岗位培训三方面培训。二、转变观念是实现质量目的的关键1、严格执行程序规定：对每项详细的作业活动，都必需保证由合格人员、运用合格的设备、根据已批准的程序在相宜的环境条件下完成。2、正确对待不符合项：质量不行承受或不能确定都应视为不符合项，尽管有的不符合项是由文件或程序方面的缺陷所造成的，如没有刚好填写记录或记录缺损，或焊工未按规定步骤依次操作可能检验结果到达规定的性能要求均视为不符合项。对于工作中出现的不满意要求的状况，工作人员要正确对待。首先
26、工作人员均应从事受权范围内的工作，对工作中出现的过失或不符合项，应刚好向有关人员报告并按程序处置，以消退质量问题的隐患。焊接质量是在焊接过程中形成的，焊接工艺是形成核承压设备质量的确定性环节。3、验证是重要环节：验证由被验证工作不负干脆责任的人员进展。可以是来自完成该工作的同一单位，条件是他们具有验证所需的充分权限和组织独立性。验证活动包括质保监查、审查、监视、检查和试验、检验等。第二节 焊工在质量保证中的地位和作用一、 焊工在质量保证中的地位1、 焊接工艺过程是特种工艺过程2、 实现焊接质量特征，取决于焊工的操作技能二、焊工在质量保证中的作用1、焊接前的作用2、施焊过程的作用3、焊后的作用第
27、三节 核电厂质量保证概述一、核设施质量保证的必要性1.核设施平安和可利用率要求的特殊性对系统和设备(即物项)以及效劳的质量提出了更高的要求； 特殊性:核放射性导致的人员身体、心理损害，区域的经济、政治影响，乃致人类在地球的生存环境2.要确保核设施系统和设备(即物项)以及效劳的高质量,从而确保核设施的平安和可利用率,就必需从选址到退役全过程中实行一整套严格的质量管理措施(方法。只有良好的质量管理措施才能确保获得良好的质量。这一整套严格的质量管理措施(方法)就是质量保证。它们的因果关系见以下图。由于IS09000质量管理体系不能完全适用于核设施高质量要求的质量管理，因此国际原子能机构(IAEA)制
28、定和举荐了特地适用于核设施的质量保证标准。世界各国也都针对核工业的特殊要求制定了相应的质量保证法规或标准。我国参照国际原子能机构制订和举荐的质量保证法规，汲取兴盛国家的经验并结合国情制定了相应的规定，即核电厂质量保证平安规定(HAF003) (以下简称质保规定)。它及IS09000质量管理体系有不少一样之处，也有一些不同之处。从总体质量管理严格程度上讲，核设施的质量保证规定比IS09000质量管理体系更严格。3.我国理论证明,是否实在施行质量保证工作,对能否保证核设施物项和效劳质量, 从而对保证其平安运行和可利用率起到十清晰显的作用。二、根据核电厂质量保证平安规定是国务院受权国家核平安局公布的
29、要强迫性执行的法规 , 是针对行政法规民用核设施平安监视管理条例而编制的选址、设计、 运行、质量保证这四个规定之一。此法规提出了核电厂的质量保证必需满意的根本要求 , 即为确保核电厂的物项和效劳的质量而必需实行的一整套质量管理措施 , 其原那么也适用于其他核设施。核设施营运单位 ( 包括监理单位 ) 和各承 ( 分 ) 包单位都必需遵照执行。此法规有 10 个导那么 , 它们是 “对质保规定的说明和补充。三、质量保证的框架第四节 核电厂质量保证平安规定一、HAF003核电厂质量保证平安规定简介1、引言中规定的根本内容和要求 (1)适用范围 质保规定提出了 ( 质量保证 ) 必需满意的根本要求它
30、适用于:“核电厂和 “其他核设施 ；全过程的各阶段 ；对平安重要物项和效劳 ( 两方面 ) 的质量具有影响的各种工作 (核设施营运单位和各承 ( 分包单位；以及参及影响质量活动的其他组织和人员(2)必需制订并要有效地施行一套质量保证大纲 。这套质量保证大纲要包括两种，即 :“核设施 ( 的质量保证 ( 总 ) 大纲 和“每一种工作 ( 单位 ) 的质量保证 ( 分 ) 大纲(3)从质量管理来确保到达质量要求的根本方法是：先透彻分析要完成的任务中全部影响质量的活动 ( 包括验证活动 ) 有哪些； 然后，对每个影响质量的活动提出和确保人、机、料、法、环等 5 个方面的要求(4)质保规定有 10 个
31、导那么，它们是对质保规定的“说明和补充。2、对质量保证文件体系的建立和施行的根本要求 ：核设施质量保证特殊强调一切活动必需根据预先制订并经审、批的文件施行。这样，就不至于在活动 施行中临时确定如何做而产生过失。质量保证文件是施行质量保证工作所用的文件。质量保证文件包括三个层次，组成质量保证文件体系。第一层次文件是质量保证大纲，第二层次文件是一套质量保证大纲程序，第三层次文件包括作业 ( 工作)程序 ( 即质量活动程序 ) 、细那么、图纸等施行质量活动的根据文件。(1)质量保证总大纲和质量保证分大纲是一个单位施行其全部质量保证工作的规划、总体描绘的纲领性文件； (2)质量保证大纲必需“周密制定和
32、“便于施行； (3)对所适用的物项、效劳“必需规定相应的限制和验证的方法或程度；(4)各单位及其各部门必需“根据工程进度有效地执行施行质量保证大纲； (5)制订质量保证大纲后 , 还要制订和施行质量保证大纲程序； (6)在质量活动施行前必需制订相应的作业 ( 工作 ) 程序 ( 即质量活动程序)、细那么、图纸等第三层次文件； (7)必需根据须要定期对全部质量保证大纲和质量保证大纲程序进展评价、审查和必要时修订，使其适时、完善和便于施行。 (8)管理部门要对本单位的质保大纲的施行状况是否有效施行和适用性 , 定期进展审查，发觉问题实行订正措施。3、对质量保证组织机构建立的根本要求 必需建立一个施
33、行质量保证职能的有书面规定的组织，并明确规定本单位的各部门的职责、权限及内外联络渠道 ；施行质量保证大纲的人员既包括质量活动的从事者，也包括验证人员。事实上 , 质量保证大纲中对本单位指导管理部门)、质量活动的从事者对质量进展限制的人员、进展检验、试验和对质量限制进展监视的人员 , 以及对质量保证明施有效性进展监查的人员等四类人员，都规定有质量保证职责；本单位的验证部门及其人员应被授予相关权利和组织独立性；应搞好单位间及其部门间工作的接口和协调 ；后三类人员质量活动的从事者和两类验证人员)均应选择，并且必需按工作进度提早足够时间制订选择方案 ；四类人员均应承受培训。必需按工作进度提早足够时间制
34、订和施行培训方案、大纲和程序，以便确保这些人员到达并保持足够的业务熟识程度，必要时还要进展资格考核并颁发资格证。4、对文件限制的根本要求 工作执行文件，即：质量活动文件例如程序、细那么及图纸等和验证活动所须要的文件例如质量方案、监查方案等均应预先编、审、批，以确保文件的质量；对文件的发布和分发必需进展限制 , 以确保文件发布和分发的正确；文件变更修改时，为确保变更文件的质量，要限制其变更修改和分发 。5、对设计限制的根本要求 设计活动工作的限制措施包括设计要求、质量标准和验收准那么、对起重要功能的材料、设备、工艺等选择并审查适应性、设计活动形成书面文件、其他特殊方面进展设计限制等5个； 设计接
35、口的限制措施包括规定接口和接口程序等2个；设计验证的限制措施包括内容、方法、人员、文件4个； 设计变更通常包括设计单位提出的设计变更和现场施工单位提出的设计变更，限制措施包括措施、结果、审批、文件、发放等5个 。6、对选购限制的根本要求 必需制订选购方案； 必需制订选购文件；必需进展供方评价；应从合格供方中选择、确定供方；买方必需对所购物项和效劳进展限制，以保证(质量活动) 符合选购文件的要求； 证明所购物项和效劳符合选购文件中的全部要求的文字证据。7、对物项限制的根本要求 物项的标识和管理限制：标识、内容、方法、要求、保存、移植、文件；物项的装卸、贮存和运输限制：必需制订相关程序、考虑各自的
36、限制因素； 8、对工艺过程限制的根本要求 (1)“对核电厂的设计、制造、建立、试验、调试和运行中所运用的影响质量的工艺过程必需进展限制(2) 对不能通过对成品的干脆检查来验证质量时例如，焊接性能、物项热处理后的性能等，必需确保这些工艺由合格的人员，运用合格的设备和合格的材料，在相宜的环境条件下，根据认可批准的工作程序完成； (3) 对于现有标准、标准、技术规格书尚未包括的工艺即新工艺, 或质量要求超出这些文件规定的状况即有更高的质量要求)时，应预先做工艺试验和评定，并且对人员资格、所用程序或设备的鉴定要另作规定 9、对检查和试验限制的根本要求 “检查, 是指通过检验包括测量、视察质量监视等手段
37、，确定材料、 零件、部件、系统、构筑物及工艺是否符合规定要求的活动(1) 对于检查必需进展限制(2) 对于试验必需进展限制(3) 对测量和试验设备必需进展标定 , 并应实行标定限制措施 (4)为了将是否经过检查和试验的以及经检查和试验后是否可承受或属于不符合项的物项区分开 , 必需对物项的检查和试验状态进展标识 (5)对核电厂系统和部件的运行状况必需标识 , 例如在阀门和开关上挂标示牌 , 以防止误操作 10、对不符合项限制的根本要求 所谓不符合项 , 是由于种种缘由 ( 例如工作程序内容不相宜、材料性能不合格)使消费出来的物项的质量不行以接收 , 或可否接收不能立刻确定下来 , 这种物项就称
38、为 “不符合项。根据不符合项的定义，只有物项不符合才能称为不符合项。设计等效劳只能称 “偏向，或“不符合，不能称之为不符合项。11、对订正措施限制的根本要求 对于出现质量问题后，一方面是要处理，另一方面也要防止其再次产生，因此，就要针对产生问题的根本缘由，实行订正措施；留意区分，对不符合项是“处理，对不符合项产生的缘由是“订正。例如，一个人摔倒了，把他扶起来是“处理。摔倒的缘由是由于地上有水而滑倒，那么把水擦掉，假如缘由是病因, 就针对病因治病。这种把水擦掉或治病就是“订正。 12、对记录限制的根本要求 质量保证记录是质量保证工作施行状况的客观证据以及出现问题时查阅的根据，所以特别重要，因此
39、，必需对记录进展限制，以保证质量保证记录的正确性和可追溯性必需在质量保证大纲施行中编写足够运用的质量保证记录客观、刚好、完好、标准、正确清晰。 13、对质量保证监查的根本要求 (1)“必需实行措施验证质量保证大纲的施行及其有效性； (2)“必需根据须要执行有方案的、有文件规定的内部及外部监查制度，以验证是否符合质量保证大纲的各个方面，并确定质量保证大纲施行的有效性； (3) 监查由负责验证质量保证大纲施行有效性的验证部门质保处 / 科组织施行。 (3) 监查分内部监查和外部监查两种；(5) 制订监查方案应遵守如下原那么； (6) “监查人员必需用文件给出监查结果； (7) 监查后续工作。二、主
40、要术语1、“物项和“效劳 物项：构筑物、系统、材料、零部件和设备等的总称。 效劳： 理解为由供应设计、加工、检查、无损检验、修理或安装活动的供应商所进展的工作。常将这类工作称为活动。 物项和效劳的分级物项的分级： 一类是及平安和质量有关的设备简称QSR； 另一类是及质量有关的设备简称QR。 及平安和质量有关的设备和分级介绍见“附录二效劳的分级： 一类是及平安和质量有关的设备简称QSR； 另一类是及质量有关的设备简称QR2、“质量及“质量活动 质量：一组固有特性满意要求的程度。“质量是指有用性包括功能和心理两方面、牢靠性和平安性，同时必需考虑对社会、环境以及子孙后代等第三方的影响。 在GB/T9
41、000-2000中理解为物项或效劳的原来就有的定性或定量的各种类别特性满意惯例的或顾客规定必需到达的要求或期望。可用好、差或优秀来修饰。 质量活动：影响质量的活动工作。 3、质量保证QA为使物项和效劳及规定的质量要求相符合,并供应足够的置信度,所必需的一系列有方案的系统的活动。也就是为了保证核设施的物项和效劳的质量而应实行的一整套质量管理措施或方法4、质量限制按规定要求为限制和测量某一物项、工艺、装置和性能供应手段的全部质量保证活动。5 “质量活动的从事者和“验证人员所谓质量活动的从事者,是指施行质量活动的人员。例如：消费工人、检验、试验人员、文件的编、审、批人员和选购大员等,他们所从事的活动都是会影响到物项和效劳的质量。可见,质量活动的从事者不仅是干脆施行物项制造操作的消费工人,还包括制订文件的技术人员和指导等管理人员。所谓验证人员,是指验证质量活动的从事者所从事的质量活动是否根据规定的要求进展和质量是否满意规定的要求的人员。这种验证包括:对质量限制过程施行的监视,对质量的检验或试验,以及对质量保证大纲施行有效性的监查。这些人员通称为验证人员,又可分别称为质量监视人员,检验或试验人员,以及质保监查人员。(*检验、试验人员原那么上属于“验证人员,但是具有双重性。因为假如检验、试验不符合规定的要求,检验、试验结果发生过失,那么干脆影响物项的质量,因此也将他们划入质量活动的从事者。)