??? 非能動部件 1
??????? 毋需依賴外部輸入而執(zhí)行功能的部件。非能動部件內一般沒有活動的組成部分，其功能的執(zhí)行系在感受到某種參數(shù)，如壓力、溫度、流量的變化后完成。然而，基于不可逆動作或變化、又十分可靠的部件，可劃為這個類別。
??????? 實體分隔
??????? （1）幾何分隔（增大間距、改變走向等）；
??????? （2）設置適當?shù)钠琳希?br /> ??????? （3）前兩者的結合。
??? 假設始發(fā)事件
??????? 經鑒明可能導致預計運行事件或事故工況及其后續(xù)故障效應的事件 2 。
??????? 規(guī)定限值
??????? 由國家核安全部門確定或認可的限值。
??????? 質量保證
??????? 為使物項或服務與規(guī)定的質量要求相符合并提供足夠的置信度所必需的一系列有計劃的系統(tǒng)化的活動。
??? ①非能動部件的例子有：熱交換器、管道、容器、電纜和構筑物。應強調指出，實際上這一定義只能是比較籠統(tǒng)的（能動部件的定義也是如此）。某些部件，如爆破膜、逆止閥、安全閥、噴射泵和某些固態(tài)電子器件等，需要對其特性進行專門研究后始可列屬能動部件或非能動部件。
??? ②假設始發(fā)事件的主要原因有：可信的設備故障和人員差錯（核電廠內外）、人為事件或自然事件。核電廠假設始發(fā)事件的清單（明細表）必須經國家核安全部門認可。
??????? 多重性
??????? 通過設置數(shù)量高于最低需要的單元或系統(tǒng)（相同的或不同的），以達到任一單元或系統(tǒng)的失效不致于引起所需總體安全功能喪失的措施。
??????? 余熱
??????? 放射性衰變和停堆后裂變所產生的熱量以及積存在反應堆結構材料中和傳熱介質中的熱量之總和。
??????? 安全功能
??????? 為安全著想必須完成的特定目的。
??????? 安全組合
??????? 用于完成某一特定假設始發(fā)事件下所必需的各種動作的設備組合，其使命是防止事件的后果超過設計基準規(guī)定的限值。
??????? 安全系統(tǒng)整定值
??????? 為防止出現(xiàn)超過安全限值的狀態(tài)，在發(fā)生預計運行事件和事故工況時啟動有關自動保護裝置的觸發(fā)點。
??????? 單-故障
??????? 導致某一部件不能執(zhí)行其預定安全功能的一種隨機故障。由單一隨機事件引起的各種繼發(fā)故障，均視作單一故障的組成部分。
??????? 廠址、廠區(qū)
??????? 具有確定的邊界，在核電廠管理人員有效控制下的核電廠所在領域。
??????? 廠區(qū)人員
??????? 在廠內工作的全部人員，包括在編的和臨時的。
??????? 廠址選擇
??????? 為核電廠選擇合適廠址的過程，包括針對有關設計基準的評定。
??????? 試驗
??????? 為確定或驗證物項的性能是否符合規(guī)定要求，使之置于一組物理、化學、環(huán)境或運行條件考驗之下的活動。
??????? 最終熱阱
??????? 接受核電廠所排出余熱的大氣或水體，或兩者的組合。
??????? 廢物處理
??????? 有利于安全或經濟的改變廢物特性的處理過程，其三種基本途徑為：
??????? （1）減容；
??????? （2）去除廢物中的放射性核素；
??????? （3）改變成分。
??????? 設計基準外部事件
??????? 與某個外部事件或幾個外部事件組合有關，能表達其特征，選定用于核電廠全部或其任何部分的設計參數(shù)值。
??????? 外圍地帶
??????? 直接圍繞廠區(qū)、須在人口分布和密度、山地和水的利用等方面考慮采取應急措施的可能性的地帶。
??????? 區(qū)域
??????? 足以把與某一現(xiàn)象有關的或某一特定事件影響所及的所有特征都包含在內的足夠大的一個地理區(qū)域。
??????? 物項
??????? 材料、零件、部件、系統(tǒng)、構筑物以及計算機軟件的通稱。
??????? 客觀證據(jù)
??????? 基于觀察、測量或試驗的、可被驗證的、關于某物項或服務質量的定量或定性資料、記錄或事實說明。
??? 合格人員
??????? 符合特定要求、具備一定條件、而且被正式指定執(zhí)行規(guī)定任務和承擔責任的人員。
??????? 能動斷層
??????? 在地表或接近地表處有可能引起明顯錯動的斷層。
??????? 對供方的評價
??????? 對供方的管理體系進行評價，以確定供方是否有能力生產或提供規(guī)定質量的物項或服務，并是否有能力提供據(jù)以驗收其物項或服務的證據(jù)。
??????? 運行人員
??????? 廠區(qū)人員當中參加核電廠運行的人員。
??????? 運行記錄
??????? 記載著核電廠運行情況的歷史資料，如儀表記錄紙、各種證書、運行日志、計算機打印輸出和磁帶等。
??????? 核電廠運行管理者
??????? 由核電廠營運單位（或其主管部門）委任的負責指揮核電廠運行，并承擔直接安全責任的人員（或組織）。
??????? 安全限值
??????? 過程變量的各種限值，核電廠在這些限值范圍內運行已證明是安全的。????
??????? 記錄
??????? 為各種物項或服務的質量以及影響質量的各種活動提供客觀證據(jù)的文件。
??????? 技術規(guī)格書（技術條件）
??????? 一種書面規(guī)定，說明產品、服務、材料或工藝必須滿足的要求，并指出確定這些規(guī)定的要求是否得到滿足的程序。
??????? 文件
??????? 對于質量保證有關的活動、要求、程序或結果加以敘述、定義、說明、報告或證明的文字記錄或圖表資料。
??????? 檢驗
??????? 檢查工作的一部分，包括對材料、部件、供應品或服務進行調查，在只靠這種調查就能判斷的范圍內確定它們是否符合規(guī)定的要求 1 。
??????? 不符合項
??????? 性能、文件或程序方面的缺陷，因而使某一物項的質量變得不可接受或不能確定。
??????? 監(jiān)查
??????? 通過對客觀證據(jù)的調查、檢查和評價，為確定所制定的程序、細則、技術規(guī)格書、規(guī)程、標準、行政管理計劃或運行大綱及其他文件是否齊全適用，是否得到切實遵守以及實施效果如何而進行的審核并提出書面報告的工作。
??? ①質量保證檢驗一般采用無損檢驗，包括手動檢驗、計量和測量。
??? 附錄I
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??? 核電廠廠址選擇安全導則目錄
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??????? HAF0101（91）核電廠廠址選擇中的地震問題.
??????? HAF0102核電廠的地震分析及試驗
??????? HAF0103核電廠廠址選擇的大氣彌散問題
??????? HAF0104核電廠廠址選擇及評價的人口分布問題
??????? HAF0105核電廠廠址選擇的外部人為事件
??????? HAF0106核電廠廠址選擇中的放射性物質水力彌散問題
??????? HAF0107核電廠廠址選擇與水文地質的關系
??????? HAF0108核電廠的地基安全問題
??????? HAF0l09核電廠廠址查勘
??????? HAF0ll0濱河核電廠廠址設計基準洪水的確定
??????? HAF01ll濱海核電廠廠址設計基準洪水的確定
??????? HAF0112核電廠廠址選擇的極端氣象事件????
??????? HAF0l13核電廠設計基準熱帶氣旋
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