IAEA 50-C/SG-Q系列标准新(96)、旧版及GB/T19001标准中有关设计控制要求的对照

IAEA核电站及其他核设施质量保证安全法规及导则新版No50C／SG－Q已于1996年出版发行。新版保留了旧版中的主要内容，也在一些基本概念上，尤其是结构上作了较大调整。笔者在学习新版有关设计控制要求的同时，将其与旧版及GB／T190OI标准的相应部分作了对照，希望对设计院的同行研究、贯彻IAEA及ISO有关质量保证标准会有所神益。本文以列表的形式列出了三项标准对同一要素的主要要求，现就制表过程作下述几点说明。（1）要素的排列顺序以50－SG－Q10《设计质量保证》为基础，50－SG－QA6《核电厂设计中的质量保证》及GB／T1900…     

反应堆退役质量保证

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…     

核供热及其安全问题

【苏联《原子能》1980年4月报道】作为反应堆的新的应用领域之一,近年来,核能供热有了发展。这里所谓供热,指的是为工业和居民提供低温热工质。统计资料表明,用于低温供热的能耗超出生产电力能耗的1.5倍。因此,用核供热站替代烧石油、天然气等燃料的供热装置,对国民经济具有     

放射性废水蒸发器的运行经验

【美国《动力工程》1980年84卷4期报道】核动力厂放射性废水处理的目标,是把放射性排放物的休积和放射性,减少到“可能达到的最低水平”。为此,需要反复处理废水,并尽可能将净化水返回生产线使用。蒸发是放射性废水处理系统中最关键的一环,常存在如下问题:结垢为了减少结垢,应选用强制循环     

学习以绩效为基础的质量保证理念

IAEA50C／SG－Q（96）核电站及其他核设施质量保证安全规定〔以下称50C／SG－Q（96）〕与50－C－QA（88）核电站质量保证安全规定【以下称50－C－QA（88）」的比较，结构上有了较大调整。50－C－QA（88）原为13章，50－C／SG－Q（96）改为4章，除引言外，按质量活动的管理、执行（实施）和评价3个方面，将其余内容划分为3章，以10项基本要求，覆盖了50－C－QA（88）13章中的12项基本要求，并对部分要求的内容作了补充深化。如50－C／SG－Q（96）中的管理者自我评价及独立评价所包含的内容，无论在评价的层次上还是方式方法上已…     

利用化工厂废料处理核废物——固定低放和中放废物的新型粘结剂

【英国《国际核工程》1981年3月号报道】为了减少低放相中放废物固化过程中广为使用的沥青的消耗,苏联科学家找到了一种新的代用品,即生产对苯二甲酸二甲酯的蒸发室残留物,苏联研究人员将其定各为