核電廠建造階段的質(zhì)量管理實施手冊

第一部分 概愈和基礎(chǔ)

第一章 名詞術(shù)語

第二章 質(zhì)量管理的發(fā)展

第三章 核電廠建造階段的質(zhì)量管理特點

第四章 質(zhì)量文化和安全文化

第五章 核電廠建造階段的質(zhì)量管理體系

第一節(jié) 概述

第二節(jié) 組織結(jié)構(gòu)

第三節(jié) 程序結(jié)構(gòu)

第四節(jié) 質(zhì)量保證記錄制度

第五節(jié) 過程和資源

第六節(jié) 核電工程的質(zhì)量管理體系

第二部分 管理

第六章 管理職責(zé)

第七章 文件控制和記錄制度

第一節(jié) 文件控制

第二節(jié) 記錄制度

第八章 資源管理

第九章 分級管理

第一節(jié) 建造階段物項和服務(wù)的分級

第二節(jié) 質(zhì)量保證規(guī)格書

第三節(jié) 質(zhì)量保證分級管理的實施

第三部分 實施

第十章 物項和服務(wù)實現(xiàn)過程的策劃

第十一章 設(shè)計中的質(zhì)量保證

第十二章 物項和服務(wù)采購中的質(zhì)量保證

第十三章 物項的控制

第四部分 監(jiān)測/評價、分析和改進

第十四章 檢查和試驗

第十五章 質(zhì)量監(jiān)督

第十六章 監(jiān)查

第十七章 不符合項管理

第十八章 分析和改進

第五部分 大綱實施的其他方面

第十九章 質(zhì)量保證大綱的制定

第二十章 買方與供方的部分采購活動

第一節(jié) 對供方的調(diào)查

第二節(jié) 標書和合同中的質(zhì)量保證部分

第三節(jié) 供方的投標文件

第二十一章 核電工程的規(guī)范化管理

引用文獻和參考資料2100433B

本書共分21個章節(jié)，主要對核電廠建造階段的質(zhì)量管理實施知識作了介紹，具體內(nèi)容包括質(zhì)量管理的發(fā)展、核電廠建造階段的質(zhì)量管理體系、文件控制和記錄制度、物項和服務(wù)實現(xiàn)過程的策劃、質(zhì)量保證大綱的制定等。該書可供各大專院校作為教材使用，也可供從事相關(guān)工作的人員作為參考用書使用。

本書依據(jù)核安全質(zhì)量保證法規(guī)規(guī)定的原則，參照核電工程規(guī)范及通用質(zhì)量管理體系標準， 闡述如何建立、實施和保持核電廠和各單位的質(zhì)量管理體系，以達到滿足和安全質(zhì)量保證法規(guī)定要求，又能提高單位效益、管理水平和產(chǎn)品質(zhì)量的目的。 本書可以用作核電廠建造將誒段質(zhì)量管理系統(tǒng)培訓(xùn)的教材，也適用于對技術(shù)管理人員進行有關(guān)質(zhì)量管理知識的培訓(xùn)。 2100433B

質(zhì)量保證：為使物項或服務(wù)與規(guī)定的質(zhì)量要求相符合并提出足夠的置信度所必需的一系列有計劃的系統(tǒng)的活動?！百|(zhì)量保證”用于核電廠運行時，包括所有為保證核電廠按規(guī)定要求進行運行時所必需的有計劃的有組織的活動。

核電廠的質(zhì)量保證體系從總體上來說，是管理、執(zhí)行和評價這三個職能的有機組合。對核電廠負有全面責(zé)任的營運單位以及承擁某項工作(設(shè)計、制造、建造等)的責(zé)任單位，都必須遵照核電廠質(zhì)最保證安全法規(guī)所規(guī)定的相關(guān)基本要求，建立、實施和持續(xù)維護與其承擔(dān)的工作內(nèi)容和責(zé)任相適應(yīng)的核電廠質(zhì)量保證總大綱以及各項具體工作的分大綱(即營運單位或承包單位的質(zhì)最保證體系總說明)。因此，“質(zhì)量保證”是目前核電行業(yè)的法規(guī)用語，其概念和內(nèi)涵與“質(zhì)量管理”是一致的 。

上世紀70年代，美國國家標準協(xié)會頒布了ANSI N45.2《核電廠質(zhì)量保證大綱要求》和ANSI N46.2《反應(yīng)堆核燃料后循環(huán)設(shè)施質(zhì)量保證大綱要求》。美國機械工程師協(xié)會（ASME）分別于1979年和1983年制定了ANSI/ASMENQA-1《核電廠質(zhì)量保證大綱》和ANSI/ASMENQA-2《核電廠質(zhì)量保證要求》，并作為國家標準發(fā)布。ANSI/ASMENQA-1是按照10CFE50附錄B的18條準則結(jié)構(gòu)編寫的，后經(jīng)過多次修改和出版。1989年又發(fā)布了ASMENQA-3《高放核廢料倉庫廠址特征的科學(xué)技術(shù)資料收集的質(zhì)量保證大綱要求》。1994年美國機械工程師協(xié)會將NQA-1、NQA-2和NQA-3合并為NQA-1。國際原子能機構(gòu)（IAEA），結(jié)合其成員國的質(zhì)量保證活動經(jīng)驗，于1978年頒布了50-C-QA《核電廠安全質(zhì)量保證實施法規(guī)》，隨后又頒布了10份安全導(dǎo)則，推薦各成員國使用。1988年國際原子能機構(gòu)對50-C-QA-1987作了修訂，頒布了50-C-QA（Rev.1）。1996年對50-C-QA（Rev.1）《核電廠安全的質(zhì)量保證—實施法規(guī)》及其所屬10份安全導(dǎo)則進行了修訂，頒發(fā)了IAEA50-C-QA-1996《核電廠和其他核設(shè)施安全的質(zhì)量保證》及14份安全導(dǎo)則50-SG-Q1~50-SG-Q14。50-C-QA-1996采用通過持續(xù)改善質(zhì)量所用的方法來提高核安全性，認為整個工作是可計劃、可實施、可評價和可改進的過程。

2006年IAEA頒布了IAEA GS-R-3（2006）《設(shè)施和活動的管理體系》，旨在保護人員和環(huán)境的安全。它是對IAEA 50-C-Q（1996）《核電廠和其他核設(shè)施安全的質(zhì)量保證》的修訂，同時頒布的還有安全導(dǎo)則GS-G-3.1（2006）《設(shè)施和活動的管理體系的應(yīng)用》，為幫助建立、實施、評價和持續(xù)改進管理體系提供通用指南。隨后IAEA又陸續(xù)頒布了GS-R-3（2006）所屬的4份安全導(dǎo)則：GS-G-3.2（2008）《輻射安全技術(shù)服務(wù)的管理體系》；GS-G-3.3（2008）《放射性廢物處理、裝卸和貯存管理體系》；GS-G-3.4（2008）《放射性廢物處置管理體系》；GS-G-3.5（2008）《核設(shè)施的管理體系》。按這些要求建立起來的管理體系將會使安全、健康、環(huán)境、保衛(wèi)、質(zhì)量和經(jīng)濟綜合在一起。其內(nèi)容也支持達到由國際核安全組（INSAG）所說的兩個總體目標：1）通過計劃、控制和監(jiān)督在正常、瞬態(tài)和緊急工況下與安全相關(guān)的活動來提高組織的安全績效；2）通過在個人與小組中發(fā)展和加強良好的安全意識和安全行為，促進和支持健全的安全文化以便使他們安全地執(zhí)行其任務(wù)。

在我國隨著我國核工業(yè)的發(fā)展，以國際原子能機構(gòu)的50-C-QA-1978《核電廠安全質(zhì)量保證實施法規(guī)》為藍本并參考其他國家質(zhì)量管理標準，于1986年7月7日制定頒布了《核電廠質(zhì)量保證安全規(guī)定》，隨后陸續(xù)頒布了相應(yīng)的安全導(dǎo)則（HAF0401-HAF0410）。1991年國家核安全局以50-C-QA（Rev.1）為藍本修訂了HAF0400，1998年將編號修改為HAF003，安全導(dǎo)則編號也改為HAD003/01-HAD003/10 。