中华人民共和国国家标准
质 量 保 证 分 级 GB/T 15475-1995
Classification of quality assurance
for instrumentation and control system and their
electrical equipment of nuclear power plants
国家技术监督局1995-01-27批准 1995-10-01实施
1 主题内容与适用范围
本标准规定了核电厂仪表和控制系统以及他们的供电设备(以下简称核电厂仪 表及其供电设备)质量保证(以下简称质保)的级别及其划分的主要依据和质量保证 活动要求。本标准适用于压水堆核电厂仪表和控制系统以及他们的供电设备。 2 引用标准
GB/T 15474 核电厂仪表和控制系统及其供电设备安全分级
HAF0400 核电厂质量保证安全规定。
3 质保分级
3.1 根据HAF0400的原则，核电厂仪表和控制系统及其供电设备质保分级的主要 依据是：
a.物项对核电厂安全、可靠性运行和满意性能的重要性；
b.物项的复杂性、独特性和新颖性；
c.工艺、方法和设备是否需要特殊的控制、管理和检查；
d.能用检查和试验对其功能合格性进行验证的程度；
e.物项的质量史和标准化程度；
f.安装后，物项在维修、在役检查更换和事故情况下的可达性。
3.2 核电厂仪表和控制系统及其供电设备的质保活动分级：
核电厂仪表及其供电设备的质保活动，按质保要求应为QA1、QA2、QA3 和QA四级，按核安全要求则为QA1、QA2和QA3三级(因QA级属工业生产质保活 动，无核安全要求，不属于本标准范畴)。
3.2.1 质保1级(QA1级)
安全级(1E级)的设备要求QA1级，这些设备是完成反应堆安全停堆、安全壳 隔离、堆芯冷却以及从安全壳和反应堆排出热量所必需的，或者是防止放射性物质向 环境过量排放所必需的，见GB/T 15474。
3.2.2 质保2级(QA2级)
1E级设备也可能要求QA2级。安全有关的(SR)设备要求QA2级， GB/T15474 规定了这些设备执行的功能：
a.控制电厂运行，使得过程变量保持在安全限值以内；
b.其故障或失效可能要求安全级系统或设备动作；
c.在电厂设计基准范围内，预防或减轻较小的放射性排放或较小的燃料性能劣 化；
d.记录或监测电厂安全级系统和设备的状态，向控制室操纵员发出故障警告；
e.减少对安全级系统或设备的性能要求，或提高其性能； 格兰注塑机射咀头
f.为安全级设备和运行人员提供可接受的环境，例如在电厂有放射性释放时；
g.PIE的监测和报警(属1E级的除外)，以降低其频度；
h.监测可控放射性排放物，保持放射性物质排放率和排放总量在安全限值之 内，警告核电厂人员，现场有大量放射性物质释放或有辐射危险。
典型的安全有关系统如：反应堆控制系统、电厂数据处理系统、报警系统、区 域辐射监测系统、排出流辐射监测系统以及厂区通信系统。
3.2.3 质保3级(QA3级)
SR设备也可能要求QA3级。非安全重要(NS)设备除了要求QA3级的以外， 可以接受相应的工业QA水平。
为了提高核电厂的安全性，更好地开展质量保证活动，每座核电厂都应有仪表 及其供电设备质保分级表，附录A(参考件)给出了推荐性实例。
4 各质保等级的质保要求
4.1 概述
适用于每一物项的质保活动，通常包括两种基本类型：管理性和技术性。
管理性活动具有行政管理或经营管理的性质，是确定和执行质保大纲所必需 的。
技术性活动具有工艺技术性质，通常受执行工作的程序和工作质量的验证程序 的支配。
4.2 管理性质保活动
不同质保等级的设备，其质保大纲有不同的要求。
4.2.1 QA1级质保大纲要符合HAF 0400的全部要求，并满足合同和买方采购文件中 的质保要求。
4.2.2 QA2级质保大纲要符合HAF 0400的部分要求，并满足合同和买方采购文件中 的质保要求。
4.2.3 QA3级不要求供方制定质保大纲，但要求供方满足合同和买方采购文件中的 质保要求，必要时可要求供方编制质保程序。
表1给出了质保级别与HAF 0400要求的对应关系。
表1 质保级别与HAF 0400要求的对应关系
续表1
注：1)由具体程序给出。
2)由营运单位负责保管，由供货单位负责编制和收集。
“√”表示必须满足该条要求。
4.3 技术性质保活动
4.3.1 对QA1级，技术性质保活动应包括：
b.对程序、细则和图纸的审查和批准；
c.对变更方案的审查和批准；
d.对偏差报告及不符合项报告的审查和批准；
e.对生产过程进行监查，监查方法包括以常驻代表监查全部生产活动，以巡回 代表监查生产活动或指定停工待检点和见证点；
f.预选检查的执行或见证；防辐射布
纯露怎么提取g.对全部检查结果的审查并批准；
h.对完工物项的最终检查。
4.3.2 对QA2级，技术性质保活动应包括：
a.对技术要求进行联合审查；
b.对预选的程序、细则和图纸的审查和批准；
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c.对变更方案的审查和批准；
d.预选检查的执行或见证；
e.完工物项的最终检查。
4.3.3 对QA3黄曲霉毒素测定级，技术性质保活动应包括：
a.对技术要求进行联合审查；
b.完工物项的最终检查。
附 录碟形螺母 A
核电厂仪表和控制系统及其供电设备质量保证分级实例
(参考件)
表A1
续表A1
续表A1
续表A1
续表A1
续表A1
续表A1
续表A1
注：质量鉴定程序是指1E级或SR级设备专门要承受的，详见GB/T15474- 1995《核电厂仪表和控制系统及其供电设备安全分级》中的5.4条。
1)如果作为事故后测量用，则应承受A类鉴定。
2)在蒸汽管道出现很小破口(90～180cm2)之后，要求在短时间内能触发 保护动作所用到的电气设备要作的特殊鉴定。
3)在堆芯欠热度测量系统为非1E级时(如为SR)，堆芯出口温度测量用于 事故后监测的部分(至少16只热电偶)为1E级，用于一般功能为SR级)。
4)根据设备和部件的安装地点确定采用哪类鉴定。
5)本附录中为1E级，根据情况也可定为SR。
6)不要求冗余。
7)一般是非1E级设备，但其鉴定要满足从热停堆至冷停堆的冷却要求。
8)用于全厂断电后事故操作规程。
9)个别装在安全壳内的阀门，应经受A类鉴定(不要求抗震)。
___________________
附加说明：
本标准由中国核工业总公司提出。
本标准经国家核安全局审查并认可。
本标准由核工业标准化研究所负责起草。
本标准主要起草人：李洪才、牛祝年。
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