|
13.2监查的计划安排
（1.进一步说明见安全导则HAF0409。）
必须根据活动情况及其重要性来安排监查计划，在出现下列一种或多种情况时必须进行监查：
（1）有必要对大纲的有效性进行系统和独立的评价时；
（2）在签订合同或发给订货单前，有必要确定承包者执行质量保证大纲的能力时；
（3）已签定合同并在质量保证大纲执行了足够长的一段时间之后，有必要检查有关部门在执行质量保证大纲、有关的规范、标准和其他合同文件中是否行使所规定的职能时；
（4）对质量保证大纲中规定的职能范围进行重大变更（例如机构的重大改组或程序的修订）时；
（5）在认为由于质量保证大纲的缺陷会危及物项或服务的质量时；
（6）有必要验证所要求的纠正措施的实施情况时。
名词解释
在核电厂安全规定中下列名词术语的含义为：
运行状态
正常运行或预计运行事件两类状态的统称。
正常运行
核电厂在规定运行限值和条件范围内的运行，包括停堆状态、功率运行、 停堆过程、启动、维护、试验和换料。
预计运行事件（1.属于预计运行事件的事例有：正常电源断电和汽轮机脱扣、核电厂正常运行中个别部件的误动作、控制设备中个别元件失灵和主泵断电等。）
在核电厂运行寿期内预计可能出现一次或数次的偏离正常运行的各种运行过程；由于设计中已采取相应措施，这类事件不致于引起安全重要物项的严重损坏，也不致导致事故工况。
事故（事故状态）
事故工况和严重事故两类状态的统称。
事故工况
以偏离（2.偏离的例子有较大的燃料破损、冷却剂丧失事故等。）运行状态的形式出现的事故，事故工况下放射性物质的释放可由恰当设计的设施限制在可接受限值以内，严重事故不在其列。
设计基准事故
核电厂按确定的设计准则在设计中采取了针对性措施的那些事故工况。
严重事故
严重性超过事故工况的核电厂状态，包括造成堆芯严重损坏的状态。
事故处理
为使核电厂恢复到受控安全状态并减轻事故后果而采取的一系列阶段性行动，行动阶段的顺序如下：
（1）事故序列在发展中，但尚未超出核电厂设计基准的阶段；
（2）发生严重事故，但堆芯尚未损坏的阶段；
（3）堆芯损坏后的阶段。上述八个术语相互间的关系参见附图1。
核安全（安全）
完成正确的运行工况、事故预防或缓解事故后果从而实现保护厂区人员、公众和环境免遭过量辐射危害。
安全系统（1.安全系统包括保护系统、安全执行系统和安全系统辅助设施.安全系统的部件可以专用于执行安全功能，亦可在某些运行状态下执行安全功能而在另一些运行状态下执行非安全功能（见附图2）。）
安全上重要的系统，用于保证反应堆安全停堆、从堆芯排出余热或限制预计运行事件和事故工况的后果。
保护系统
有各种电器件、机械器件和线路（从传感器到执行机构的输入端）组成的产生与保护功能相联系的信号系统。
安全执行系统
由保护系统触发用以完成必需的安全动作的设备组合。
安全系统辅助设施
为保护系统和安全执行系统提供所需的冷却、润滑和能源等服务的设备组合。
上述五个术语相互间的关系参见附图2。
可接受限值
国家核安全部门认可的限值。
能动部件（1.能动部件的例子有：泵、风机、继电器和晶体管等。应强调指出实际上这一定义只能是比较笼统的（非能动部件的定义也是如此），某些部件，如爆破膜、逆止阀、安全阀、喷射器和某些固态电子器件等，需要对其特性进行专门研究后始可列属能动部件或非能动部件。）
依靠触发、机械运动或动力源等外部输入而行使功能，因而能以主动态影响系统的工作过程的部件（参见”非能动部件”）。
|
