简介:1前言国际上通行质量保证制度已有数十年的历史。在工业界,自1987年后国际标准化组织的质量标准ISO9000系列得到广泛的采用。在核能界,国际原子能机构的核安全标准(NUSS)质量保证法规(50-C-QA)和导则(50-SG-QA)也得到发展核能国家广泛的采用或认可。现行质量保证制度的推行,无疑对产品(核能)质量的保证和促进起到了积极的作用。西方国家,中国、原苏联和东欧国家的经验教训也提供了明证。但是,这种制度在其发展的过程中,逐渐产生了形式主义、文牍主义的倾向,一些企业(单位)不是把QA用作保证质量的有效工具,而是把它当作应付监督管理的官样文章;不是着重追求产品的质量,而是致力追求资格证书,用作企业竞争的手段。其结果是质保增大了产品的费用。而对质量的作用却不大。在这种情况下要求变革也就是必然的趋势了。1990午3月国际原子能机构召开了“质量大纲有效性衡量”讨论会,对观行制度提出了近百个问题,并建议对IAEA在1989年刚修改
简介:1前言安全壳是核电站反应堆的最后一道安全屏障,对核电的安全至关重要。根据国际原子能机构为规定和国际惯例,核电站建成后,必须经过安全壳结构整体性试验(SIT),检验安全壳在构造、强度和施工质量方面承受失水事故工况的能力。检测评定合格,方能装料发电。安全壳结构检测项目(SIT),除测试传感器、数据采集处理等试验技术外,还包括安全壳结构分析,实测与计算的吻合分析、安全评估等多项工作内容。压水反应堆核电厂的安全壳有钢结构、钢筋混凝土结构、预应力混凝土结构几种形式,其中预应力混凝土结构由于性能好,近年来得到各核电国的重视。美、日、法等国家对该种安全壳,从原材料、节点构造到施工工艺、模型试验等进行过系统的试验研究。对于安全壳结构整体性试验(SIT),也建立起一套较为完整的测试系统和技术制度,编制了相应的规程和标准。
简介:1测量β射线的吸收剂量1.1基本原理外推电离室是其电极之间距离可变的平行板电离室。当电离室的电极逐渐接近而电极间距离逐渐缩短时,其体积和电离电流也将减小。在讨论把空腔电离室理论运用到β射线而设计的外推电离室时,必须假定这个趋于零的小空腔的存在,不会扭曲β射线的注量。为了测量β粒子源产生的辐射场中某处的组织剂量率D_T,建议外推电离室及其7mg/cm~2的入射窗用低原子序数的材料(如石墨或塑料)制作。此外,电离室的体积应由足够厚的材料包围起来,相当于一个无限大的组织等效模体,也就是要求电离室后壁及其侧壁足够厚,至少能够全部吸收所存在的最大能量的β粒子。均匀辐射束的面积应至少是上面的最小模体的面积。在这些条件下,利用所熟悉的Bragg-Gray公式得到:
简介:国防科工委批准颁发的GJB/Z16—91《军工产品质量管理要求与评定导则》中明确规定:“在研制、生产订购合同中应明确规定质量保证要求。”同时在GB/T19000—IS09001质量体系——设计、开发、生产、安装和服务质量保证模式标准中要求,供方应制定并执行合同评审和协调评审活动的程序,使供方具有实现合同要求的能力。上述标准均要求供、需双方在签定合同时,明确质量保证要求,并纳入合同管理。凡纳入合同管理的质保要求,具有法律约束力,必须严格执行。同时,通过合同评审,可以确保准确地理解需方的质量保证要求,通过供需双方的联系交换意见,使一些含糊不清的质量保证条款得到澄清。这对今后全面履行合同,减少产品交付时的扯皮或质量争端,