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| 反应堆退役质量保证 | |
| 引用本文： | 罗再青.反应堆退役质量保证[J].核标准计量与质量,2000(2):14-24. |
| 作者姓名： | 罗再青 |
| 作者单位： | 核工业第五研究设计院 |
| 摘 要： | 50-C／SG－Q《核电厂及其他核设施质量保证安全法规》的基本要束及安全导则提供的实现基本要求的方法，不仅适用于责任单位的总质保大纲，同时也适用于核电厂及其他核设施寿期内每一阶段的分大纲。退役是反应堆寿期内一个重要阶段，退役工程又是一项涉及工作人员和公众安全以及环境影响而且技术复杂、耗资巨大的工程。因此，在退役全过程建立和执行质量保证大纲，实现质量保证安全法规的基本要求既符合法规规定，也是退役活动安全、满意地进行的需要。1992年国家核安全局发布的安全导则HAF1004《研究难和临界装置退役》在侧重退役中核安… |
| 关 键 词： | 核反应堆 核设施 退役 质量保证 安全 |
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