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。
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
核电厂设备安全分级
核电厂的系统、设备和构筑物对于电厂安全的作用比一般常规系统设备和构筑物更大，因而提出了设备的安全功能以及按其对安全的 重要性分级的概念。这种安全功能分级称为摪踩燃。划分安全等级的目的是提供分级设计标准。对于不同安全等级的设备规定不同的设计、制造、检验、试验的要求。这样既提高了核电厂安全性, 又避免了对某些设备要求过严的现象。 安全功能及分析方法 核电厂安全的基本目标是限制居民和核电厂工作人员在电厂所有运行工况和事故工况下所受到的射线照射。 为保证必要的安全性，执行安全功能的系统执行下列功能: 为安全停堆和维持其安全停堆状态提供手段; 为停堆后从堆芯导出余热提供手段; 在事故后为防止放射性物质的释放提供手段，以确保事故工况之后的任何释放不超过容许极限。
为实现上述要求，国际原子能机构在安全导则50-SG-D1中，我国国家核安全局在1986年发布的安全导则［2- 5 ］中均规定了20种安全功能项目。主要内容有：在完成所有停堆操作后，将反应堆维持在安全停堆状态；将其它安全系统的热量转移到最终热阱；维持反应堆冷却剂压力边界的完整性；限制安全壳内的放射性物质向外释放等。 为了对每项功能按其对安全的重要性分级，可以采用确定论和概率论两种分级方法。 确定论法常对那些对安全有重要作用的、其损坏会导致严重放射性释放事故的系统、设备和构筑物提出各种要求。这些要求带有强制性而不需要直接考虑损坏的几率或减轻事故后果的作用。
概率论法则根据需要某一安全功能所起的作用几率以及该安全功能失效的后果来评价安全重要性。此法在确定各系统、设备和构筑物的安全重要性的相对值时特别有用。 大多数国家同时采用两种方法，通过对各种堆型所作大量假想事故分析的研究成果，可评价发生假想事故时执行某安全功能的几率以及该安全功能失效的后果。安全分级 安全一级 安全一级主要包括组成反应堆冷却剂系统承压边界的所有部件。 安全一级包括反应堆冷却剂系统中主要承压设备：反应堆压力容器、主管道以及延伸到并包括第二个隔离阀的连接管道（内径大到破损后正常补水系统不能补偿冷却剂的流失）、反应堆冷却剂泵、稳压器、蒸汽发生器的一次侧和控制棒驱动机构的壳体。 安全一级设备选用的设计等级为一级，质量为 A 组。美国联邦法规规定，必须按实际可能的最高质量标准来设计、制造、安装及试验。 具体地说应符合美国机械工程师协会（ASME规范第m篇（核动力装置部件）第一分册中关于一级设备的规定。
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。
核电厂设备安全分级.doc
第四节核电厂设备安全功能及分析 核电厂的系统、设备和构筑物对于电厂安全的作用比一般常规系统设备和构筑物更大,因而提出了设备的安全功能以及按其对安全的重要性分级的概念。这种安全功能分级称为“安全等级”。划分安全等级的目的是提供分级设计标准。对于不同安全等级的设备规定不同的设计、制造、检验、试验的要求。这样既提高了核电厂安全性,又避免了对某些设备要求过严的现象。 安全功能及分析方法 核电厂安全的基本目标是限制居民和核电厂工作人员在电厂所有运行工况和事故工况下所受到的射线照射。 为保证必要的安全性,执行安全功能的系统执行下列功能： 为安全停堆和维持其安全停堆状态提供手段； 为停堆后从堆芯导出余热提供手段； 在事故后为防止放射性物质的释放提供手段,以确保事故工况之后的任何释放不超过容许极限。 为实现上述要求,国际原子能机构在安全导则50-SG-D1中,我国国家核安全局在1986年发布的安全导则[2-５]中均规定了20种安全功能项目。主要内容有：在完成所有停堆操作后,将反应堆维持在安全停堆状态；将其它安全系统的热量转移到最终热阱；维持反应堆冷却剂压力边界的完整性；限制安全壳内的放射性物质向外释放等。 为了对每项功能按其对安全的重要性分级,可以采用确定论和概率论两种分级方法。 确定论法常对那些对安全有重要作用的、其损坏会导致严重放射性释放事故的系统、设备和构筑物提出各种要求。这些要求带有强制性而不需要直接考虑损坏的几率或减轻事故后果的作用。 概率论法则根据需要某一安全功能所起的作用几率以及该安全功能失效的后果来评价安全重要性。此法在确定各系统、设备和构筑物的安全重要性的相对值时特别有用。 大多数国家同时采用两种方法,通过对各种堆型所作大量假想事故分析的研究成果,可评价发生假想事故时执行某安全功能的几率以及该安全功能失效
(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，
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)
核电项目通用质保大纲
编制： 审核： 批准： 颁布日期：2020年07 月 17日实施日期： 2020年 07月 18日
目录 封面 (1) 文件修定履历表 (2) 目录 (3) 质量保证和管理大纲 (4) 1. 前言 (4) 1.1 质量保证、管理大纲总要求 (5) 2. 管理要求的编制、评审、认可及修订 (5) 2.1编制 (5) 2.2 评审及认可 (6) 2.3 修订 (7) 2.4 大纲引用标准 (7) 3 项目质量管理 (7) 3.1 质量管理结构 (7) 3.2 文件控制 (8) 3.3 记录的控制 (9) 4. 管理职责 (11) 4.1 管理承诺 (11) 4.2 职责、权限与沟通 (11) 5. 人力资源 (19) 5.1 总则 (19) 5.2 要求说明 (19) 5.3培训说明 (19)
6. 产品实现 (20) 6.1 与顾客有关的过程 (20) 6.2 设计与开发 (23) 6.3 采购 (24) 6.3.1 总则 (24) 6.3.2供应商的评估 (24) 6.3.3采购文件 (24) 6.3.4采购产品的验证 (25) 6.3.5采购部保存相关记录 (25) 6.4 生产和服务提供 (25) 6.4.1生产和服务提供的控制及其过程的确认 (25) 6.4.2标识和可追溯性 (25) 6.4.3 产品防护 (26) 6.5 监视和测量装置的控制 (26) 7. 测量、分析和改进 (28) 7.1 监视和测量 (28) 7.2 不符合项的控制 (31) 7.2.1总则 (31) 7.2.2管理项目 (31) 7.2.3 不符合项的处理 (32) 附录1《程序文件清单》 (31)
中国核电合格供应商要求
中国核工业集团公司合格供应商评价制度文件 GP/CNNC.Z04-01-2015 版次：2 合格供应商要求 2015年10月14日发布2015年10月14日实施中国核工业集团公司合格供应商评价专家委员会发布
目录 前言 (2) 1 范围 (3) 2 规范性引用文件 (3) 3 术语和定义 (3) 4 要求 (4) 4.1 基本条件 (4) 4.2 产品质量 (4) 4.3 技术能力 (6) 4.4 质保能力 (8) 4.5 商务能力 (10) 参考文献 (11)
前言 本文件代替ＧＰ／ＣＮＮＣ．Ｚ０４－０１－２０１３《中国核工业集团公司合格供应商要求》（试行）第１版。 本文件规定了中国核工业集团公司合格供应商应具备的基本条件、产品质量、技术能力、质保能力和商务能力，是中国核工业集团公司对合格供应商的基本要求。 本文件与１版相比主要变化如下： １）参照ＧＢ１．１《标准化工作导则 第１部分：标准的结构和编写》要求的格式编写； ２）对１版文件中部分条款的内容进行了调整和细化，明确了其要求； ３）参考了ＥＪ／Ｔ９００１－２０１４《核工业质量管理体系 要求》内容，补充了质保能力的要求。 本文件由中国核工业集团公司合格供应商评价专家委员会提出并归口。
合格供应商要求 １ 范围 本文件规定了中国核工业集团公司（以下简称集团公司）合格供应商应满足的基本条件和产品质量、技术能力、质保能力、商务能力等方面的具体要求。 本文件适用于集团公司合格供应商的选择和评价。 集团公司成员单位对供应商的评价可参照本文件执行。 ２ 规范性引用文件 本文件无规范性引用文件。 ３ 术语和定义 ３．１ 本文件采用ＧＢ／Ｔ１９０００中的部分术语和定义。 ３．２ 下列术语也适用于本文件。 ３．２．１ 合格供应商 经评价，基本条件、产品质量、技术能力、质保能力和商务能力符合集团公司《合格供应商 要求》的供应商。 ３．２．２ 评价 由集团公司评价工作机构证实供应商提供产品的能力符合中核集团合格供应商评价制度相关要求的评定活动。 注１：合格供应商评价活动包括成员单位推荐潜在供应商、供应商申请的受理、评价机构评审、审定、批准、证书颁发、名录发布及
物项分级
3 术语和定义 物项：材料、零件、部件、系统、构筑物以及计算机软件的通称。 质量保证：为使物项或服务与规定的质量要求相符合，并提供足够的置信度所必需的一系列有计划的系统活动。 4 引用资料 HAF003-91 《核电厂质量保证安全规定》 HAD003/03 《核电厂物项和服务采购中的质量保证》 HAD003/08 《核电厂物项制造中的质量保证》 5 职责 品保部是公司核电风机项目物项、服务质保分级管理办法的归口管理部门，负责根据本办法的要求开展相关的QA、QC活动。 制造中心工艺课负责按照物项和服务的分级要求，开展相关的工艺能力保证活动。 技术部门负责根据本办法的分级要求，提供相关产品的技术规定并在项目实施中予以落实。 采购中心负责根据本办法的具体要求，要求并监督物项和服务的供应商按规定严格执行。 制造部负责核电风机制造期间按本办法中技术、工艺等规定要求的严格执行。 营销中心售后服务课负责核电风机售出后按本办法中物项、服务质保分级规定的严格执行。 6 内容与要求 质保分级的目的 对设计、生产、工艺、采购、质量管理的物项和服务划分质量保证等级、制订不同的质量保证要求，主要目的是： 6.1.1 对公司设计、生产、工艺、采购、质量管理等工作提供具体的指导； 6.1.2 选择恰当的质量保证要求，一方面是核安全法规的要求，使公司和供应商为物项和服务满足质量要求提供足够的置信度；另一方面也是控制质量成本的需要，达到节约增效的目的。 质保分级原则 以物项失效后果和失效机率的大小决定其质保等级，应考虑：物项或服务在安全和运行上的重要性；所涉及领域（设计、采购、制造）的成熟性和复杂性。 6.2.1. 核安全等级：根据对核安全的不同重要程度，将构筑物、系统、设备进行分级6.2.1.1设备安全分级及其适用范围
培训课件 核电质保要求
蓝巢项目管理学院培训课件 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 ........................................ 错误!未定义书签。 一、核电厂质量保证的形成和发展 ................................... 错误!未定义书签。 二、我国核电法规和标准体系 ....................................... 错误!未定义书签。 1、核安全法规和标准体系 ...................................... 错误!未定义书签。 2、核安全法规和导则介绍 ...................................... 错误!未定义书签。 3、IAEA质量保证法规和导则介绍 ............................... 错误!未定义书签。 三、核电质量保证体系要求 ......................................... 错误!未定义书签。 1、质量保证体系的定义 ........................................ 错误!未定义书签。 2、建立质量保证体系的必要性 .................................. 错误!未定义书签。 3、质量保证体系的有关要求 .................................... 错误!未定义书签。 4、质量保证体系的主要内容 .................................... 错误!未定义书签。 第二章核电质量保证体系的建立 ........................................ 错误!未定义书签。 一、HAF003《核电厂质量保证安全规定》简介 ......................... 错误!未定义书签。 二、核电质量保证大纲的制定 ....................................... 错误!未定义书签。 1、为什么要制定核质量保证大纲 ................................ 错误!未定义书签。 2、制定质量保证大纲的方法 .................................... 错误!未定义书签。 3、制定质量保证大纲的步骤 .................................... 错误!未定义书签。 三、项目质量保证大纲的管理 ....................................... 错误!未定义书签。 1、质量保证组织与人员培训 .................................... 错误!未定义书签。 2、文件控制与记录制度 ........................................ 错误!未定义书签。 3、采购控制 .................................................. 错误!未定义书签。 4、物项控制 .................................................. 错误!未定义书签。 5、工艺过程控制 .............................................. 错误!未定义书签。 6、不符合项控制和纠正措施 .................................... 错误!未定义书签。 7、管理部门审查 .............................................. 错误!未定义书签。 第三章质量保证与质量控制监督 ........................................ 错误!未定义书签。 一、验证的方法和技术 ............................................. 错误!未定义书签。 二、QA/QC验证方法 ............................................... 错误!未定义书签。 1、检查 ...................................................... 错误!未定义书签。 2、试验 ...................................................... 错误!未定义书签。 3、校核 ...................................................... 错误!未定义书签。 4、监督 ...................................................... 错误!未定义书签。 5、监查 ...................................................... 错误!未定义书签。 6、管理部门审查 .............................................. 错误!未定义书签。 7、自我评估 .................................................. 错误!未定义书签。 未定义书签。!错误................................ . 三、质保监督与质量控制监督的区别 四、质保监查与质保监督的区别 ..................................... 错误!未定义书签。第四章 ISO19001：2000与HAF003的比较 ................................ 错误!未定义书签。 一、ISO9001：2000与HAF003之间条文的比较 ........................ 错误!未定义书签。