简介：根据核质量保证法规、有关技术文件和过去进行核安全质量保证检查时的体会，汇总了进行质量保证监查或质量保证检查的重点，可作为编制质量保证监查或质量保证检查提问单时参考。

简介：结合我国核设施退役实际,论述了核设施退役三种策略：立即拆除、延缓拆除和封固埋葬,以及退役策略的选择和一些主要核国家采用的退役策略。最后,对核设施退役策略的一些重要问题进行了讨论。

简介：本文介绍国内主要商用核电堆型电厂反应堆厂房涂层的安全相关属性和管理策略，简述地坑过滤器堵塞风险的研究现状，指出当前所公开的管理导则忽略了安全壳内涂层劣化，可能在基准事故工况下生成大量碎片，提高地坑过滤器的堵塞风险。并且提出了安全壳内涂层的管理策略以控制地坑过滤器堵塞风险为目的，通过涂层在基准事故工况下的生成碎片与传输能力，以及滤网堵塞的临界碎片量，量化状态评估办法。根据碎片量逼近关系和碎片传输关系，决定维修时机和维修优先级。

简介：中国电力投资集团公司按照核安全文件的相关要求实施了质量保证监查员培训、考核和取证。本文介绍了质量保证监查员培训、考核和取证实施的依搬策划、过程和建议。可供实施质量保证监查员培训、考核和取证或制定其导则时作参考。

简介：本文以国家核安全局发布的有关紧固件质量事件的函件、通知为主线回顾了事件从线索、排查到处理的系列进程。基于事件处理过程中遇到的问题,从质量保证、设计、采购、制造、安装、不符合项管理、检查和试验、文件等要素出发,分析了加强紧固件质量管理的改进方向和改进措施。设计应明确紧固件分级和标记、减少规格型号等;采购应注重供方评价,限制最低竞价投标等。建议增加紧固件的复验环节。对按设备类进行管理的紧固件不建议归类为大宗材料,但仍需要进行复验。紧固件复验标准应兼顾不同堆型,除机械性能外不能忽视紧固件表面质量的复验。复验单位应具有一定的公信力或者受核安全法规约束。提出了建立专业的核工业紧固件供货和复验平台的构想。

简介：以西屋公司AP1000分级为基本原则，参考国内AP1000自主依托化项目质量保证分级方法，综合质量保证分级考虑因素，满足国内核安全法规和标准对质量保证分级的要求，提出了后续AP1000项目质量保证分级的方法。

简介：我国的核电发展规划对核电厂核安全设备采购的质量和安全性能提出了更高的挑战。基于核电厂核安全设备采购的特点,对采购过程提出了进一步明确设备技术规范,建立和完善核电行业的专家库,采用更合理的评标方法,建立统一的核电厂核安全设备采购平台等要求。本文从做好采购整体进度计划,合理划分采购包,通过资格审查建立供应商库并实行分类管理,持续推动关键设备的国产化进程,进一步完善核电厂核安全设备采购的制度和机制等方面,为核电生产企业提出了核安全设备采购策略的建议。

简介：针对国内核电设备产业链质量管理现状,需要不断改进质量管理评估手段,通过国外同行管理实践,研究建立适合国内设备产业链特点的质量管理评估标准。该评估标准的评价内容基本可涵盖管理体系中影响质量的要素,可对产业链管理体系进行全面和量化评估。评估结果可给出被评估对象的质量管理综合评级水平,以及各要素的单项评价结果,便于评估方和被评估方掌握并提升管理体系中薄弱环节,同时,评估标准中给出了最佳实践参考,便于被评估方开展达标建设,持续提升质量管理水平,也可供核电行业参照实施。

简介：本文针对中国大陆核电厂1996—2015年期间发生的执照运行事件进行二次分析与评价，针对人因事件的根本原因因素进行标准化分类，统计分析事件中潜藏的不利趋势，剖析趋势中存在的共因因素，结合核电厂管理实际情况针对性地提出了核电厂尤其是新建核电厂人因管理工作的提升方向及措施。

简介：民用核安全设备质量和可靠性对确保核设施安全运行至关重要.在新的形势下,应不断总结实践,分析客观存在的不足,研究落实核安全设备监管新举措,以强化监管,促进质量的提升,为核电安全高效可持续发展保驾护航.

简介：本文结合上海核工程研究设计院核电设计质量管理工作,介绍了设计质量管理中的核安全文化建设的培育和实践经验,总结了设计质量管理中实施核安全文化的主要措施与经验,对存在的问题进行了分析,提出了改进建议。

简介：通过结合实际工作和文献研究的方法，分析得出随着核电质量管理的发展，《核电厂质量保证安全规定》已经难以发挥其指导和规范作用，在实际工作中也凸现不足，因此有必要进行修订。在日本福岛核事故后加强核安全监管背景下，在有关上位法的出台和质量管理经验逐步丰富的现状下，完全能够完成《核电厂质量保证安全规定》的修订工作。

简介：介绍了田湾核电站全尺寸模拟机的软硬件情况,给出了全尺寸模拟机维护维修的一般策略,并详细分析了田湾核电厂全尺寸模拟机维护维修的具体实施方法和应对措施.

简介：小径薄壁管冷弯后拉伸试验不合格。通过对该试验数据的原因分析，包括原材料、冷弯工艺、试样厚度和形状、测量方法及试样加工工艺等方面，最终确定拉伸试验数据不合格的原因，并对弯管进行重新拉伸试验，进一步采取质量控制措施，保证了拉伸试验达到合格标准要求。

简介：根据压水堆核电厂严重事故发生机理，基于高压堆熔、压力容器失效以及安全壳失效三个关键阶段，针对AP1000和二代核电厂进行比较，在系统结构设计上分析两者在严重事故预防与缓解策略方面的异同，最后对我国在役核电厂的严重事故预防与缓解提出建议。

简介：本文简要介绍了GS-R-3与HAF003两种质量保证法规，列出了具体的比较、分析与评价表，并提出了总体分析与评价意见。可供修订我国质量保证法规时参考。