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1、核电焊工培训教案核电基本知识第一章 核电基本知识第一节 核物理和核安全一、 核物理基本知识1、原子结构：原子虽小，但里面十分空旷，如果我们将原子放大成直径上百米的足球场，在其中央有一颗称为原子核的小米粒，其直径不到原子直径的万分之一。而它的质量却占整个原子质量的99.94%以上。原子核内含有更小的粒子质子和中子，统称为核子。原子核外部是其它粒子电子。除了最简单的氢原子核内只有一个质子之外，其余元素的原子核都由多个质子和中子组成的。科学家将元素原子核内的质子数定义为元素的原子序数。电子的数量同质子一样多，且围绕原子核旋转。一张纸的厚度相当于10000个原子的厚度。中子顾名思义是中性的，它不带电荷

2、，而质子是带正电荷的粒子，电子是带负电荷的粒子。一个质子和一个电子的电量相同，但两者的质量相差甚远，而质子和中子的质量很相近，分别为电子质量的1839和1837倍。原子的组成 中子：不带电，质量为1；质子：带正电，质量为1；电子：带负电，质量为中子的1/1837。中子和质子组成原子核，因此统称为核子。质子数量等于原子系数，中子数等于原子的质量数减原子系数。同一种元素的质子数相同。2、元素与核素的概念：自然界已发现103种元素。有的元素包含几个同位素，总计有320多种核素。同位意思是在元素周期表中只占有一个位置,占同一个位置，人们把原子里具有相同的质子数和不同中子数的同一元素的不同种原子互称为同

3、位素，很多种元素的原子都有同位素。同位素中有的会放出射线，因此称放射性同位素或放射性核素，其余叫做稳定同位素。稳定同位素、放射性同位素有数千种，大多数同位素都是稳定同位素，并呈混合物状态出现在元素中。3、铀与铀的同位素：天然铀的组成：U234占0.0055%、U235占0.7205%及U238占99.274%4、裂变反应：反应产生：巨大能量；1KgU全部裂变所放出的能量相当于2550吨煤燃烧时放出的能量释放出23个中子；释放出放射性射线。二、 核安全基本知识1、纵深防御的三个目标： (1) 补偿或纠正设备故障或人因失误： (2) 维持屏障本身的有效性并防止故障传播到全厂； (3)在屏障本身的有

4、效性不能完全保持时，保护从业人员、公众和环境不致受到辐射的伤害。 2、纵深防御的两个策略： (1) 预防事故发生； (2) 在一旦事故发生时，限制其后果，并防止它向更严重的情况进展。3、对放射性物质外泄的连续多级实体屏障 纵深防御原则应用的另一方面是在设计中设置一系列的实体屏障，以包容规定区域的放射性物质。 所必需的实体屏障的数目取决于可能的内部及外部危害和故障的可能后果。 就典型的水冷反应堆核电厂而言，这些屏障可能是燃料基体、燃料包壳、反应堆冷却剂系统压力边界和安全壳。4、纵深防御在设计中的基本实施方法为：预防、检测、保护、包容、应急纵深防御在运行中中的基本实施方法为：技术规格书和运行规程；

5、人因和人员培训；维修、在役试验、检查和监督；事故控制；严重事故的管理；应急响应；三、 按反应堆类型分类的核电厂分类的方法a) 按能量产生的原理分：裂变堆、聚变堆b) 按冷却剂种类分：轻水堆、重水堆、气冷堆、液态金属堆、熔盐堆等c) 按慢化剂种类分：轻水堆、重水堆、石墨堆d) 按引起裂变的中子能量分：热中子堆、快中子堆e) 按系统设计的先进性分：第一代、第二代、第三代、第四代反应堆f) 按反应堆的用途分：商用电站堆、试验堆、同位素生产堆、军用堆、海水淡化堆、供热堆、陆上堆、船用堆、增殖堆1、 压水堆核电厂2、 沸水堆核电厂3、 重水堆核电厂4、 石墨水冷堆核电厂5、 石墨气冷堆核电厂6、 快中子

6、增殖堆核电厂第二节 核电厂辐射防护一、 核电厂的辐射来源和对人体的伤害核电厂的辐射来源：来自裂变过程及中子活化过程。按区域分安全壳内和安全壳外。对人体的伤害：机体效应和遗传效应、随机效应和非随机效应躯体效应指出现在受照者本身的效应。包括全身效应和局部效应。遗传效应指出现在受照者后代的效应。随机性效应：发生几率与剂量成正比而严重程度与剂量无关的辐射效应。一般认为，在辐射防护感兴趣的低剂量范围内，这种效应的发生不存在剂量阈值。确定性效应：通常情况下存在剂量阈值的一种辐射效应，超过阈值时，剂量愈高则效应的严重程度愈大。如急性放射病、放射性白内障、皮肤放射损伤和辐射致不孕等。不仅其严重程度，其发生频率

7、也随剂量而变化。是大量细胞杀伤的综合效果确定的。二、 核电厂的辐射防护防护方法：屏蔽、缩短照射时间、增大与辐射源的距离三、 辐射防护的分类和标准1、按预防性质分可控制照射和事故性照射两类；职业照射的剂量限值：a）由审管部门决定的连续5年的年平均有效剂量（但不可作任何追溯性平均），20mSv；b）任何一年中的有效剂量，50mSv；c）眼晶体的年剂量当量为150mSv； d）四肢（手和足）或皮肤的年当量剂量500mSv 。公众照射的剂量限值：a）年有效剂量， 1mSv；b）眼晶体的年当量剂量15mSv；c）皮肤的年当量剂量50mSv 。d）特殊情况下，在连续5年的年平均剂量不超过1mSv 时，其某

8、一单一年的有效剂量可提高到5 mSv；2、辐射防护标准“基本限值（有效剂量、年当量剂量）次级限值ALI导出限值DAC四、 核电厂的辐射监测区域辐射监测的任务是监测某一特定区域内的辐射水平及空气中的放射性浓度，并监视因故障或事故而引起的辐射水平的增高。监测装置有：辐射探测器、气载放射性测量仪及空气取样器等。工艺过程辐射监测是对设备、系统、燃料元件过程的辐射监测。设备有：中子监测仪、和剂量仪、气、液放射性浓度测量仪。五、 核电厂的三废处理放射性废气、放射性废液、放射性固体废物（处理方法：贮藏法、压缩法、煅烧法、固化法及桶装贮存法）六、 压水堆核电厂对环境的影响核电厂的三废含有放射性物质，它对环境的

9、影响和火力发电厂不完全相同，以同功率的核电厂和火力发电厂相比，一座火力发电厂每年要向大气排出数万吨的二氧化硫和一氧化氮和相当数量的铅、镉、镍、钴、铀、钍等重金属及致癌化合物，特别含铀、钍量较高的燃煤，通过烟囱每年排放的放射性距离书可以超过同等功率压水堆废气的排放量，因此火力发电厂对空气的污染比核电厂更为严重。第三节 .核电厂的系统介绍一、 一回路系统及其主要设备核电厂一回路主要系统有核蒸汽供应系统、专设安全设施和辅助系统组成。（一）核蒸汽供应系统核蒸汽供应系统由反应堆冷却剂系统及其辅助系统组成。压水堆冷却剂系统一般有二至四条并联在反应堆压力容器上的封闭环路，主要包括：反应堆（包括反应堆压力容器

10、、堆芯、堆内构件、控制棒组件和测量元件）、蒸汽发生器、稳压器、主泵和主管道。1、反应堆压水反应堆是核蒸汽供应系统的重要组成部分，核燃料在这里维持可控的链式裂变反应，核裂变产生的能量使冷却剂温度升高，然后通过冷却剂循环回路将热能导出堆外。压水反应堆本体由堆芯、堆内构件、控制棒驱动机构和压力容器组成。压水堆堆芯由核燃料组件、控制棒组件、中子源组件、可燃毒物组件、阻力塞组件等构成。核燃料组件是产生裂变并释放热量的重要部件；控制棒组件是用来控制裂变反应的速率，实现反应堆启动、停堆、改变功率及事故情况下紧急停堆，保证反应堆安全可靠运行的组件；中子源组件是装在燃料组件中为反应堆初次启动和再次启动点火，缩短

11、启动时间的组件。堆内构件为堆芯提供支承、对中和导向，引导冷却剂流入和流出，为堆内测量仪表提供导向和支承，由堆芯下部支撑结构（包括热中子屏蔽）、上部支撑结构、控制棒导向管和压紧弹簧组成，主要材料采用奥氏体不锈钢。控制棒驱动机构用来提升、下降、保持或快插控制棒，以完成反应堆启动、调节反应堆功率、维持功率、停堆及事故情况下的快速停堆的功能。压力容器支撑和包容堆芯、堆内构件、控制棒驱动机构，由堆容器本体和顶盖组成。制造压力容器的材料采用低碳含锰、钼、镍的低合金钢。如ASME板材牌号SA533B，锻件用SA508或SA508，具有较高的强度极限和屈服强度，同时塑性和冲击韧性良好，且焊接性和抗中子辐照的性

12、能也很好。但抗腐蚀性能较差，所以在压力容器拼装后，在内壁堆焊两层68mm厚的不锈钢。2、蒸汽发生器蒸汽发生器将反应堆产生的热量传给蒸汽发生器的二次侧，产生蒸汽推动汽轮机作功。工作流程为：来自反应堆的高温冷却剂经进口接管进入入口水室，然后进入U型管束，流经传热管时,将热量传给二次侧，冷却剂经出口水室离开蒸汽发生器。二次侧给水由给水泵输送至给水接管，进入管束套筒与蒸汽发生器外筒体之间的环形通道内，在这里与由汽水分离器分离出来的再循环水混合后，向下流动，在底部经管束套筒缺口折流向上，进入传热管束区，沿管间流道向上吸收一次侧的热量，被加热至沸腾，产生蒸汽。汽水混合物离开传热管束后先进入第一级汽水分离器

13、，由此分离出大部分水分，再进入由人字型板组成的第二级汽水分离器。分离出的水向下经疏水管，与其它再循环水混合。经二次分离的蒸汽湿度降至0.25%以下，经出口管送往汽轮机。由上下筒体组成。下筒体是蒸发段，包括下封头、管板、U 形管束、支撑隔板和筒体。下封头为碳钢材料，内表面堆焊56mm的不锈钢；管板为600mm厚的锻件，需堆焊三层INCONEL；U形管束为INCONEL；支撑隔板由不锈钢制成；筒体由4个圆环及1个锥型壳体组成，用75100mm厚的锰钼镍低合金钢板加工焊接而成。上筒体也是锰钼镍低合金钢板加工而成，内装有环形的给水管、旋风分离器、波纹板湿度分离器及蒸汽出口流量限止器。蒸发器是运行中故障

14、较多的设备之一，大多是由于腐蚀使“U”形传热管或管与管板接头处泄漏。3、稳压器稳压器的基本功能是建立并维持一回路系统的压力，避免冷却剂在反应堆内发生容积沸腾。稳压器在电厂稳态运行时，将一回路压力维持在恒定压力下；在一回路系统瞬态时，将压力变化限制在允许值以内；在事故时，防止一回路系统超压，维护一回路的完整性。此外，稳压器作为一回路系统的缓冲容器，吸收一回路系统水容积的迅速变化。正常功率运行时，稳压器内下部为水，上部为汽空间，由加热器使水处于饱和状态。一回路除稳压器上部的汽腔以外，其余部分全部充满水。因此稳压器汽腔的蒸汽压力传播到整个一回路系统。稳压器的压力就代表了一回路的压力。稳压器是通过改变

15、汽空间蒸汽密度来调节压力的，压力上升时，喷淋系统工作，冷水使蒸汽密度降低，从而使压力下降；压力下降时，加热器工作，使蒸汽密度增加，从而使压力上升。当压力上升过快，喷淋水无法使得压力下降，则会打开稳压器上的安全阀卸压。稳压器筒身材料选用和压力容器相同的低合金钢，内壁堆焊不锈钢覆盖层。4、主泵主泵又叫做反应堆冷却剂泵。它的作用是为反应堆冷却剂提供驱动压头，反应堆冷却剂泵是压水堆核电厂的最关键设备之一，对它的基本要求是：1）能够长期在无人维护情况下安全可靠的工作；2）冷却剂的泄漏要尽可能的少；3）转动部件应有足够大的转动惯量，以便在全厂断电情况下，利用泵的惰转提供足够流量，使堆芯得到适当的冷却；4）

16、过流部件表面材料要求耐高温含硼酸水的腐蚀；5）便于维修。通常采用空冷三相感应电动机驱动立式、单级轴封泵。电动机与泵分开组装，之间以短轴相接，轴封有三道密封，要求只能有微小的泄漏，故又称受控泄泵。泵壳、叶轮和导叶都是不锈钢铸件，泵轴是不锈钢锻件，泵壳由两半拼焊为一个整体，焊缝需作射线探伤检查，但有的国家已采用整体不锈钢铸件。5、主管道a）系统热力参数：设计压力：17.23Mpa；运行压力：15.5Mpa；设计温度：343。b）管段参数：管段名称内径（mm）壁厚（mm）材料冷管段反应堆入口698.56693.5奥氏体不锈钢蒸发器出口787.4热管段反应堆出口736.66993.5蒸发器入口783.

17、4U形管段787.468.593.5（二）专设安全设施为了在事故工况下确保反应堆停闭，排出堆芯余热和保持安全壳的完整性，避免在任何情况下放射性物质的失控排放，减少设备损失，保护公众和核电厂工作人员的安全，核电厂设置了专设安全设施。专设安全设施包括：安全注入系统、安全壳喷淋系统、辅助给水系统、安全壳隔离系统。这些设施在核电厂发生事故时，向堆芯注入应急冷却水,防止堆芯熔化；对安全壳气空间冷却降压，防止放射性物质向大气释放；向蒸汽发生器应急供水。保证了这些功能，就能限制事故的发展，减轻事故的后果。另外，安全壳是核电厂隔离放射性物质的第三道屏障。作用有三：1、在运行时对冷却剂系统的放射性辐射进行屏蔽，

18、限制泄漏；2、在一、二回路发生泄漏事故时，承受内压并限制泄漏；3、对外部事件（飞射物）进行保护，保护反应堆。安全壳底部用钢筋混凝土底板封闭，顶部由准球形的预应力混凝土穹顶封闭的立式预应力混凝土筒体构成，内侧覆有一层6mm的碳钢衬里，防止泄露。安全壳建成后在机组调试前，需进行在设计压力下的密封性能试验和在1.15（或1.25）倍设计压力的整体结构强度试验。（三）辅助系统一回路辅助系统对核电厂正常运行是不可缺少的,在事故工况下,为核电厂安全设施系统提供支持。其功能主要有：排出核燃料剩余功率、对反应堆冷却剂进行化学和容积控制和进行设备的冷却。这些辅助系统包括：化学和容积控制系统、反应堆硼和水的补给系

19、统、余热排出系统、辅助冷却水系统、三废处理系统、取样系统、通风空调系统、核测量、控制、保护和电气系统等。三、核电厂二回路主要系统和设备二回路系统与常规火电基本相同，由汽轮机发电机组、冷凝器、凝结水泵、低压加热器、除氧器、主给水泵、高压加热器、蒸汽发生器、汽水分离再热器等设备组成。1、汽轮机2、汽水分离再热器来自蒸汽发生器的饱和汽进入高压缸膨胀做功，蒸汽的压力和温度逐级降压水堆核电站的蒸汽初参数比常规火电低（为饱和蒸汽），压力为6.0Mpa左右，温度为260285，循环效率低，所以容积流量大。压水堆核电站汽轮机设一个高压缸和三个低压缸，高压缸排汽进入汽水分离再热器加热后进入低压缸继续膨胀作功。汽

20、轮机的给水回热系统采用七级加热方式，其中有四级低压加热器、一级除氧器和两级高压加热器。低，湿度增大，以大亚湾核电厂汽轮机为例，其额定工况时高压缸排汽湿度近14.3 。为保证汽轮机安全运行，提高低压缸内效率，在高、低压缸之间设置汽水分离再热器，现代核汽轮机组一般采用两级蒸汽再热，第一级再热的加热蒸汽来自高压缸抽汽，第二级再热的加热蒸汽用主蒸汽。四、汽水过程一回路内的高温高压含硼水，由反应堆冷却剂泵输送，流经反应堆堆芯，吸收了堆芯核裂变放出的热能，再流进蒸汽发生器，通过蒸汽发生器传热管壁，将热能传给二回路蒸汽发生器给水，然后再被反应堆冷却剂泵送入反应堆。二回路的给水在蒸汽发生器内吸收热量变成高压蒸

21、汽（饱和蒸汽），进入汽轮机驱动汽轮发电机组发电，作功后的乏汽在冷凝器内冷凝成水，凝结水由凝结水泵输送经低压加热器进入除氧器，除氧水由给水泵送入高压加热器加热后重新返回蒸汽发生器。第四节 核承压设备的安全功能和部件分级与核电厂在寿期内的安全性有关的包括设计时考虑的各种因素（如自然现象、认为事件等与厂址有关又能影响电厂安全运行的因素）、构筑物、系统和部件的安全性和可靠性、电厂运行的各个方面等。但某些系统、部件和构筑物对安全的作用要比另一些更重大。目前国际上大多混合采用确定论法和概率论法来确定对安全有关的系统、部件和构筑物的分级。在确定论法中常对那些安全上重要的、其损坏能导致重大的放射性释放事故的系

22、统、部件和构筑物提出各种要求。这些要求是强行规定的，不需要考虑损坏的概率和缓解效应。概率论法则根据要求某一安全功能起作用的概率以及该安全功能失效的后果来评价安全的重要性。此法在确定各系统、部件和构筑物的安全重要性的相对顺序特别有用。一、 安全功能按照HAD102/03用于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆的安全功能和部件分级中的规定，安全功能条目分为从as 共20个。功能条目可以用来下列两个或任一目的：1、 提供一张参考的安全功能条目表，作为确定某一系统、部件或构筑物能否执行或有助于执行某一项或几项的基础；2、 根据所考虑的特定最终用途，先将每项功能按其对安全的重要性的大小排列顺序，然后按这一顺序

23、将这些功能分组，每组称为一个“安全等级”二、安全等级建立安全等级的目的是为了制定一套分级的设计要求提供基础。当然，也可以为每项安全功能规定相应的设计要求，但是，考虑到安全功能的数目很多，这将带来很到的不便。将安全等级按对安全的重要性最大小，安全一、二、三、四级的重要性依次递减。安全一级包括防止堆芯裂变产物总量的会产生实质性影响的份额在有关的安全系统不起作用时释放到周围环境所必需的那些安全功能。安全二级包括为减轻某一事故后果所必需的那些安全功能，如果没有这些安全功能的作用，该事故可能导致堆芯裂变产物总量的会产生实质性影响的份额释放到周围环境。只有在另一安全功能初始失效后才有必要考虑这些属于二级的

24、安全功能失效的后果。安全三级包括对安全一、二、三级中的安全功能起支持作用的所有功能。由于认识到这些支持功能的失效不会直接引起辐射照射增大的后果，所以将它们划入安全三级而不划入一级或二级。安全四级包括未进入一、二、三级中那些安全功能。四、 抗震类别的确定抗震设计要求分为抗震一类（安全停堆地震）和抗震二类（运行基准地震）。属于安全一、二级的设备都要求在发生安全停堆地震时仍能保持其安全功能，即都属于抗震一类。能执行和支持反应性控制、余热排出和放射性包容三项基本安全功能的包括非安全级设备和构筑物都被列为抗震一类。其他构筑物和部件都属于抗震二类。第五节 核承压设备的主要技术要求略第二章 质量保证第一节

25、正确领会核电厂质量保证法规一、 加强培训提高全员素质就核承压设备焊接这一特殊工艺而言，就要做好人员资格、工作程序、工艺及环境等方面的各项准备工作，在焊接这一质保活动中，影响质量的因素很多，但人的因素是第一位的，即焊接的质保活动应以人为控制核心来开展。核电厂的建造阶段是确保核电厂安全稳定运行的重要阶段。以从事安装工作上岗人员为例，一般包括前期培训、岗前培训和岗位培训三方面培训。二、转变观念是实现质量目标的关键1、严格执行程序规定：对每项具体的作业活动，都必须保证由合格人员、使用合格的设备、按照已批准的程序在合适的环境条件下完成。2、正确对待不符合项：质量不可接受或不能确定都应视为不符合项，尽管有

26、的不符合项是由文件或程序方面的缺陷所造成的，如没有及时填写记录或记录缺损，或焊工未按规定步骤顺序操作（可能检验结果达到规定的性能要求）均视为不符合项。对于工作中出现的不满足要求的情况，工作人员要正确对待。首先工作人员均应从事授权范围内的工作，对工作中出现的差错或不符合项，应及时向有关人员报告并按程序处置，以消除质量问题的隐患。焊接质量是在焊接过程中形成的，焊接工艺是形成核承压设备质量的决定性环节。3、验证是重要环节：验证由被验证工作不负直接责任的人员进行。可以是来自完成该工作的同一单位，条件是他们具有验证所需的充分权限和组织独立性。验证活动包括质保监查、审查、监督、检查和试验、检验等。第二节

27、焊工在质量保证中的地位和作用一、 焊工在质量保证中的地位1、 焊接工艺过程是特种工艺过程2、 实现焊接质量特征，取决于焊工的操作技能二、焊工在质量保证中的作用1、焊接前的作用2、施焊过程的作用3、焊后的作用第三节 核电厂质量保证概述一、核设施质量保证的必要性1.核设施安全和可利用率要求的特殊性对系统和设备(即物项)以及服务的质量提出了更高的要求； 特殊性:核放射性导致的人员身体、心理伤害，区域的经济、政治影响，乃致人类在地球的生存环境2.要确保核设施系统和设备(即物项)以及服务的高质量,从而确保核设施的安全和可利用率,就必须从选址到退役全过程中采取一整套严格的质量管理措施(办法。只有良好的质量

28、管理措施才能确保获得良好的质量。这一整套严格的质量管理措施(办法)就是质量保证。它们的因果关系见下图。由于IS09000质量管理体系不能完全适用于核设施高质量要求的质量管理，因此国际原子能机构(IAEA)制定和推荐了专门适用于核设施的质量保证标准。世界各国也都针对核工业的特殊要求制定了相应的质量保证法规或标准。我国参照国际原子能机构制订和推荐的质量保证法规，吸取发达国家的经验并结合国情制定了相应的规定，即核电厂质量保证安全规定(HAF003) (以下简称质保规定)。它与IS09000质量管理体系有不少相同之处，也有一些不同之处。从总体质量管理严格程度上讲，核设施的质量保证规定比IS09000质

29、量管理体系更严格。3.我国实践证明,是否切实实施质量保证工作,对能否保证核设施物项和服务质量, 从而对保证其安全运行和可利用率起到十分明显的作用。二、依据核电厂质量保证安全规定是国务院授权国家核安全局颁布的要强制性执行的法规 , 是针对行政法规民用核设施安全监督管理条例而编制的选址、设计、 运行、质量保证这四个规定之一。此法规提出了核电厂的质量保证必须满足的基本要求 , 即为确保核电厂的物项和服务的质量而必须采取的一整套质量管理措施 , 其原则也适用于其他核设施。核设施营运单位 ( 包括监理单位 ) 和各承 ( 分 ) 包单位都必须遵照执行。此法规有 10 个导则 , 它们是 “对质保规定的说

30、明和补充”。三、质量保证的框架第四节 核电厂质量保证安全规定一、HAF003核电厂质量保证安全规定简介1、引言中规定的基本内容和要求 (1)适用范围 质保规定提出了 ( 质量保证 ) 必须满足的基本要求它适用于:“核电厂”和 “其他核设施” ；全过程的各阶段 ；对安全重要物项和服务 ( 两方面 ) 的质量具有影响的各种工作 (核设施营运单位和各承 ( 分）包单位；以及参与影响质量活动的其他组织和人员(2)必须制订并要有效地实施一套质量保证大纲 。这套质量保证大纲要包括两种，即 :“核设施 ( 的质量保证 ( 总 ) 大纲” 和“每一种工作 ( 单位 ) 的质量保证 ( 分 ) 大纲(3)从质量

31、管理来确保达到质量要求的基本办法是：先透彻分析要完成的任务中所有影响质量的活动 ( 包括验证活动 ) 有哪些； 然后，对每个影响质量的活动提出和确保人、机、料、法、环等 5 个方面的要求(4)质保规定有 10 个导则，它们是对质保规定的“说明和补充”。2、对质量保证文件体系的建立和实施的基本要求 ：核设施质量保证特别强调一切活动必须按照预先制订并经审、批的文件实施。这样，就不至于在活动 实施中临时决定如何做而产生差错。质量保证文件是实施质量保证工作所用的文件。质量保证文件包括三个层次，组成质量保证文件体系。第一层次文件是质量保证大纲，第二层次文件是一套质量保证大纲程序，第三层次文件包括作业 ( 工作)程序 ( 即质量活动程序 ) 、细则、图纸等实施质量活动的依据文件。(1)质量保证总大纲和质量保证分大纲是一个单位实施其全部质量保证工作的规划、总体描述的纲领性文件； (2)质量保证大纲必须“周密制定”和“便于实施”； (3)对所适用的物项、服务“必须规定相应的控制和验证的方法或水平”；(4)各单位及