核電廠的質量保證

質量保證的定義

質量保證：為使物項或服務與規定的質量要求相符合併提出足夠的置信度所必需的一系列有計畫的系統的活動。“質量保證”用於核電廠運行時，包括所有為保證核電廠按規定要求進行運行時所必需的有計畫的有組織的活動。

核電廠的質量保證體系從總體上來說，是管理、執行和評價這三個職能的有機組合。對核電廠負有全面責任的營運單位以及承擁某項工作(設計、製造、建造等)的責任單位，都必須遵照核電廠質最保證安全法規所規定的相關基本要求，建立、實施和持續維護與其承擔的工作內容和責任相適應的核電廠質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最保證體系總說明)。因此，“質量保證”是目前核電行業的法規用語，其概念和內涵與“質量管理”是一致的。

核電廠質量保證的發展歷程

上世紀70年代，美國國家標準協會頒布了ANSI N45.2《核電廠質量保證大綱要求》和ANSI N46.2《反應堆核燃料後循環設施質量保證大綱要求》。美國機械工程師協會（ASME）分別於1979年和1983年制定了ANSI/ASMENQA-1《核電廠質量保證大綱》和ANSI/ASMENQA-2《核電廠質量保證要求》，並作為國家標準發布。ANSI/ASMENQA-1是按照10CFE50附錄B的18條準則結構編寫的，後經過多次修改和出版。1989年又發布了ASMENQA-3《高放核廢料倉庫廠址特徵的科學技術資料收集的質量保證大綱要求》。1994年美國機械工程師協會將NQA-1、NQA-2和NQA-3合併為NQA-1。國際原子能機構（IAEA），結合其成員國的質量保證活動經驗，於1978年頒布了50-C-QA《核電廠安全質量保證實施法規》，隨後又頒布了10份安全導則，推薦各成員國使用。1988年國際原子能機構對50-C-QA-1987作了修訂，頒布了50-C-QA（Rev.1）。1996年對50-C-QA（Rev.1）《核電廠安全的質量保證—實施法規》及其所屬10份安全導則進行了修訂，頒發了IAEA50-C-QA-1996《核電廠和其他核設施安全的質量保證》及14份安全導則50-SG-Q1~50-SG-Q14。50-C-QA-1996採用通過持續改善質量所用的方法來提高核安全性，認為整個工作是可計畫、可實施、可評價和可改進的過程。

2006年IAEA頒布了IAEA GS-R-3（2006）《設施和活動的管理體系》，旨在保護人員和環境的安全。它是對IAEA 50-C-Q（1996）《核電廠和其他核設施安全的質量保證》的修訂，同時頒布的還有安全導則GS-G-3.1（2006）《設施和活動的管理體系的套用》，為幫助建立、實施、評價和持續改進管理體系提供通用指南。隨後IAEA又陸續頒布了GS-R-3（2006）所屬的4份安全導則：GS-G-3.2（2008）《輻射安全技術服務的管理體系》；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、環境、保衛、質量和經濟綜合在一起。其內容也支持達到由國際核安全組（INSAG）所說的兩個總體目標：1）通過計畫、控制和監督在正常、瞬態和緊急工況下與安全相關的活動來提高組織的安全績效；2）通過在個人與小組中發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行其任務。

核電廠的質量保證

質量保證的定義

核電廠質量保證的發展歷程

《核電廠質量保證安全規定》簡介

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