10-1EJT 564-1991核电厂物项包装、运输、装卸、接收、贮存和维护要求
培训课件核电质保要求
一、HAF003《核电厂质量保证安全规定》简介
理解要点 7、物项控制
标识 物项的装卸、储存和运输 物项的维护
一、HAF003《核电厂质量保证安全规定》简介
理解要点 7、物项控制
物项的定义：材料、零件、部件、系统、构筑物和计算机软 件的统称。
物项控制内容包括： －－ 标识：目是为了防止使用不正确或有缺陷的物项 －－ 物项的装卸、储存和运输 －－ 物项的维护
ISO19001：2000与HAF003的比较 核电质量文化
一、验证的方法和技术
在核电工程中，验证各种活动是否正确地按规定要 求执行、是否实施有效是质量保证的主要职能。
检验和试验是一种直接的验证活动，也是生产一线 重要的质量验证活动；审核、校核、监督、监查、管理 部门审查是间接的验证活动，它不仅要验证某活动、某 措施是否按规定完成，以及大纲、程序的实施情况、有 效性和适用性，而且要验证上述直接验证活动的实施和 有效性。
明确组织结构的建立原则 明确管理者、工作执行者和工作验证者的职责和权限 正确理解和实施接口控制 人力资源的配备和培训
一、HAF003《核电厂质量保证安全规定》简介
理解要点 4、文件控制
文件控制的范围 文件控制的目的：使用正确、适用的文件 文件控制的主要要求
－－文件的编制、审核和批准 －－文件的发布和分发 －－文件变更控制 －－临时文件 －－外来文件
条例》（HAF001）及其实施细则、《核电厂核事故应急管理条例》 （HAF002）及其实施细则。
c）部门规章：如《核电厂运行安全规定》（HAF103）、《核电厂 质量保证安全规定》（HAF003）、《民用核承压设备安全监督管理规定》 （HAF601）及其实施细则。
d）指导性文件：如：核安全导则 e）工业标准
中国核工业集团公司合格供应商要求（试行）
中国核工业集团公司合格供应商要求（试行）GP/CNNC.Z04-01-2013版次：1 中国核工业集团公司合格供应商要求（试行）2013年11月19日发布 2013年11月19日实施中国核工业集团公司合格供应商评价专家委员会目录 1 目的和范围.................................................................................................... 2 2 术语 (2)3 对合格供应商的要求.................................................................................... 3 3.1 基本要求 .................................................................................................... 3 3.2 具体要求 (3)4 参考文献 (9)1中国核工业集团公司合格供应商要求 1 目的和范围本文件规定了中国核工业集团公司（以下简称集团公司）合格供应商应满足的基本要求和产品质量、质保能力、技术能力、商务能力等方面的具体要求,目的是建立起合格供应商选择和评价准则。
本文件适用于集团公司合格供应商的选择和评价。
2 术语下列术语适用于本文件。
2.1 合格供应商信用状况及经营的稳定性达到采购方要求，经评价具备持续提供合格产品能力的供应商。
2.2 评价由评价机构证实供应商提供合格产品的能力符合集团公司合格供应商评审准则的评定活动。
注：合格供应商评价活动包括供应商申请的受理、资料评审、现场（源地）评审、审议、评审结论审定、评审结论批准、合格供应商证书颁发、合格供应商名录发布及动态管理等。
23 对合格供应商的要求 3.1 基本要求合格供应商应满足以下基本要求：(1) 具有法人资格；(2) 税务登记；(3) 提供的产品在经营执照范围内；(4) 有固定的经营活动场所；(5) 遵守国家相关法律法规。
能源行业标准列表(NB)
EJ/T 1027.11-1996
36
NB/T 20010.12-2010
压水堆核电厂阀门第12部分：气动装置
2010-5-1
2010-10-1
EJ/T 1022.12-1996
37
NB/T 20010.13-2010
压水堆核电厂阀门第13部分：核用非核级阀门技术条件
2010-5-1
2010-10-1
EJ/T 468-1999
17
NB/T 20007.14-2010
压水堆核电厂用不锈钢第14部分：1、2、3级奥氏体不锈钢锻、轧棒
2010-5-1
2010-10-1
EJ/T 409-1999
18
NB/T 20007.5-2010
压水堆核电厂用不锈钢第5部分：1、2、3级奥氏体不锈钢锻件
压水堆核电厂核岛混凝土筏形基础施工技术规程
2010-5-1
2010-10-1
51
NB/T 20022-2010
压水堆核电厂反应堆厂房钢衬里穹顶吊装施工技术规程
2010-5-1
2010-10-1
52
NB/T 20023-2010
核电厂建设项目费用性质及项目划分导则
2010-5-1
2010-10-1
53
2010-5-1
2010-10-1
EJ/T 589-1999
48
NB/T 20019-2010
核电厂安全级仪表和控制设备电子元器件老化筛选和降额使用规定
2010-5-1
2010-10-1
EJ/T 504-1990
49
NB/T 20020-2010
核电厂事件编码
2010-5-1
1、质量保证发展史和国外相关标准简介
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该标准由四个部分组成： 第Ⅰ篇来自以前的NQA-1中的要求，内容是核设施的
选址、设计、施工、运行和退役的质量保证大纲要求。 第Ⅱ篇来自先前的NQA-2中的工作实践的要求，内容
是核设施的规划和系统及设备的制造、结构、改善、修 理、维护和试验及相关活动的质量保证要求。
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第二节 国外相关质量保证标准介绍
1．IAEA 50-C–Q（1996）《核电厂和其它核设施的质量保证 》
国际原子能机构于1996年对50-C-QA《核电厂安全的质 量保证--实施法规》进行了修订，颁布了IAEA 50-C-Q（ 1996）《核电厂和其他核设施安全的质量保证》。
该法规把质量保证大纲的功能分为：机构管理功能、执行 功能和评审功能；
4.1质量管理体系核心标准
（a）GB/T 19000-2008/ISO 9000:2005 质量管理体系 基础和术 语：表述质量管理体系基本原则并规定质量管理体系术语；
（b）GB/T 19001-2008/ ISO 9001:2008质量管理体系 要求：规 定质量管理体系要求，用于证实组织具有提供满足顾客要求和适用的法 规要求的产品的能力,目的在于增进顾客满意；
国际原子能机构于2006年又对IAEA 50-C-Q（ 1996）《核电厂和其他核设施安全的质量保证》行 了修订，颁布了IAEA GS-R-3（2006）《设施和活 动的管理体系》。
该法规明确了对于建立、执行、评审和持续改 进管理体系的要求，该法规把所有安全、健康、质 量、环保、保卫、经济等归纳为对设施和活动的统 一管理。
提出所有管理层次的管理者应定期对其所负责的过程进行 自我评审，而且将原来的“监查”扩展为“独立评审”。
该法规在引言中强调了管理者、工作执行者和工作评审者 的责任和要求，然后在管理、执行和评审三节中分别对管理 、执行和评审三大职能提出了十项基本要求。
核电厂物资编码方案推荐
核电厂物资编码方案推荐为了更好地执行工程管理程序，实现信息化管理，在采购阶段建立完善的物资数据库可以为工程安装、调试、运行、维修等更好的服务，并使工作的各个环节以本数据库为中心，保存完整的历史数据。
一、物资编码的目的和作用1）提高物资的互换性；2）编制维修工作包，便于维修管理，备件管理，降低备件的库存；3）进行质量跟踪及经验反馈；4）简化采购管理及库存管理。
二、为什么不能用系统位号进行物资管理？1）系统位号是设计院进行系统设计时赋予物资的位置编号，该位置可以安装任何符合该功能的物资，因此一个系统位号是对应多个物理物资的。
该位置的设备可以进行更换。
2）大量的设备没有系统位号。
3）系统设计人员与系统运行人员只关系该系统设备的功能，并不关心该系统设备的属性或备件及其历史信息。
4）核电厂的物资管理一般是采购人员与维修人员，他们关心的是该设备的属性和备件，物资的互换性、设备维修的经验反馈、备件的库存管理、物资和备件的采购管理、物资的质量历史信息等。
5）物资在投入运行后，运行人员将在该物资上标示其系统位号。
因此系统位号没有必要从采购开始就作为物资的身份证。
否则设备的互换性将大大降低。
6）在备件管理方面，如果按照系统位号进行备件采购，则备件冗余量很大，互换性很低，将造成管理混乱和浪费。
三、岭澳二期的物资编码法国的物资编码分为：1. 系统功能位号编码：标识物资在系统中的功能位置机组标识号系统标识号流水号物资类型代号NA A AN N NA A注1：N表示1位阿拉伯数字，A表示一位拉丁字母。
2. 物资型号编码：标识物资的主要参数：物资型号附加码口径AAAAAA-AAAANNNN根据第一点的理由，功能位号不宜用于物资管理，而物资型号编码与上述物资包编码功能一致，但不是全厂所有的物资都具有该编码。
岭澳二期对互换性要求不高的设备采用功能位号作为物资编码进行跟踪管理，对通用性较强的阀门等设备采用完全互换的物资包编码。
备件也采用类似的规则加SP识别码。
核设施建造质量保证管理
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第三讲 核电厂设计中的质量保证
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HAD003/06核电厂设计中的质量保证 定义：设计是指确定设计输入开始，直到发布 设计输出文件为止的技术和管理过程。 天津电建是否承担部分现场设计，需按合 同规定执行。一般安装公司承担2英寸管道现 场安装设计。若有此任务，就必须对设计人员 进行培训及资格评定，设计者、校审者和批准 者都要给予授权。
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3、大纲文件的控制
编、审校、批准和发布进行控制； 明确上述工作的责任； 建立文件分发制度； 对文件修改进行控制； 只使用正确的文件和最新版本。
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4、大纲监查和管理部门审核
QA部每年至少都需要对内有关部门进 行监查一次。 管理部门必须定期对质量保证大纲状 态和适应性进行管理部门评审。
第七讲 文件控制和记录
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一、文件管理
每个核电厂和它的参与单位必须建立文件控制系统，必须对工作 管理、执行和验证所需要的文件编、校、批、分发、修改进行控 制。 天津电建应按上游业主文件管理控制系统，编制自己的文件控制 程序。 程序中应对各种文件状态进行标识，如PRE、CFC版还应有外部 编码（19位）和内部编码系统。编码必须是唯一的。 必须对文件版本加以控制，要使用最新版本的文件。 应明确文件编、审、批的组织和人员资格与职责。
– – –
如是H点，QC人员不到场，不能自己开始工作，这一点千万要注意。 对于W点，施工人员要通知QC人员，但QC人员未到也可以进行施 工。 在QP上还有选择“R”点。
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另外，重要机械和电气设备在安装过程中和安 装后必须要很好的保护，防止意外损伤。
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八、焊接控制
核电厂厂址选择安全规定-国家核安全局令第1号
核电厂厂址选择安全规定正文：---------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------- 核电厂厂址选择安全规定（国家核安全局1991年7月27日发布国家核安全局令第1号）本规定自1991年7月27日起实施本规定由国家核安全局负责解释1 引言本规定提出了陆上固定式热中子反应堆核电厂在厂址选择中在核安全方面应遵循的准则和程序。
本规定的范围包括与运行状态及事故状态（包括那些会导致需要采取应急措施的事故状态）有关的厂址的和厂址与核电厂相互影响的各种因素，以及对安全有重要影响的所有外部自然事件和人为事件。
本规定的目的是给出适用于运行状态及事故状态（包括那些会导致需要采取应急措施的事故状态）的准则和程序，以提出关于下述各项内容的基本要求：（1）规定许可证申请者必须提供的推荐厂址的资料范围；（2）评价推荐厂址，以保证能充分考虑到与厂址有关的自然现象及特征；（3）分析厂址区域的人口特点和在核电厂整个预计寿期内执行应急计划的能力；（4）确定与厂址有关的设计基准；（5）规定许可证申请者在厂址评价中的任务；（6）说明国家核安全部门在厂址评价中的任务。
本规定3.1条所列总准则用于：（1）选择若干推荐厂址，并评价它们是否适合于核电厂的建造和运行；（2）确定与厂址有关的安全要求；（3）针对某个特定核电厂的厂址，评价其可接受性。
本规定3.2至3.5条为用于下述三方面问题的具体准则：（1）厂址所在区域对核电厂的影响；（2）核电厂对厂址所在区域的影响；（3）人口因素的影响。
第4章和第5章为用于满足上述准则要求的安全评价程序。
核电厂厂址选择过程，通常包括对一个大的地区的调查和研究。
以选择一个或若干个候选厂址（厂址查勘），继而详细评价那些候选厂址。
核电厂质量保证安全规定(1991修改)
核电厂质量保证安全规定(1991修改)文章属性•【制定机关】国家核安全局•【公布日期】1991.07.27•【文号】国家核安全局令第1号•【施行日期】1991.07.27•【效力等级】部门规章•【时效性】现行有效•【主题分类】核能及核工业,电力及电力工业正文核电厂质量保证安全规定（1991年7月27日国家核安全局令第1号发布1991年修改）本规定是中华人民共和国核电厂安全法规的第四部分本规定自一九九一年七月二十七日起实施本规定由国家核安全局负责解释。
1引言1.1概述1.1.1本规定对陆上固定式热中子反应堆核电厂的质量保证提出了必须满足的基本要求。
1.1.2本规定提出的质量保证原则，除适用于核电厂外，也适用于其他核设施。
1.1.3为了保证核电厂的安全，必须制定和有效地实施核电厂质量保证总大纲和每一种工作（例如厂址选择、设计、制造、建造、调试、运行和退役）的质量保证分大纲。
本规定对制定和实施这些大纲提出了原则和目标。
各种质量保证大纲所遵循的原则是相同的。
1.1.4必须指出：在完成某一特定工作中（例如在厂址选择、设计、制造、建造、调试、运行和退役中），对要达到的质量负主要责任的是该工作的承担者，而不是那些验证质量的人员。
1.1.5质量保证大纲应包括为使物项或服务达到相应的质量所必需的活动，验证所要求的质量已达到所必需的活动，以及为产生上述活动的客观证据所必需的活动。
1.1.6质量保证是“有效管理”的一个实质性的方面。
通过有效管理促进达到质量要求的途径是：对要完成的任务作透彻的分析，确定所要求的技能，选择和培训合适的人员，使用适当的设备和程序，创造良好的开展工作的环境，明确承担任务者的个人责任等。
概括来说，质量保证大纲必须对所有影响质量的活动提出要求及措施，包括验证需要验证的每一种活动是否已正确地进行，是否采取了必要的纠正措施。
质量保证大纲还必须规定产生可证明已达到质量要求的文件证据。
1.1.7各部门执行本规定的具体方法（对于整个核电厂和各种工作）可以有所不同，但在任何情况下，都必须遵循本规定所确定的原则，制定详细的执行程序。
国家核安全局关于颁发三门核电有限公司一类放射性物品运输容器使用批准书的通知
国家核安全局关于颁发三门核电有限公司一类放射性物品运输容器使用批准书的通知文章属性•【制定机关】国家核安全局•【公布日期】2013.01.04•【文号】国核安发[2013]1号•【施行日期】2013.01.04•【效力等级】部门规范性文件•【时效性】现行有效•【主题分类】核能及核工业正文国家核安全局关于颁发三门核电有限公司一类放射性物品运输容器使用批准书的通知（国核安发[2013]1号）三门核电有限公司：你公司《关于进口一类放射性物品运输容器使用批准书取证申请的请示》（三门核安发〔2011〕200号）收悉。
你公司购买的40个Traveller XL型容器（编号从TX262至TX301）为美国西屋公司设计、美国哥伦比亚高科技公司制造的用于运输未经辐照的富集度低于5％的燃料组件或燃料棒。
根据《放射性物品运输安全管理条例》第二十六条的规定，使用境外单位制造的一类放射性物品运输容器的，应当在首次使用前报国家核安全局审查批准。
我局对你公司提交的《运输容器安全分析报告》进行了审查，认为Traveller XL型容器能够满足《放射性物品运输安全管理条例》有关运输的要求，批准你公司使用Traveller XL型新燃料运输容器，有效期5年，即自批准之日起至2017年12月31日。
你公司在使用上述容器进行三门核电有限公司新燃料运输过程中，必须严格遵循附件中规定的Traveller XL型新燃料运输容器的使用限值和条件要求，确保运输安全。
附件：Traveller XL 型新燃料运输容器使用限值和条件国家核安全局2013年1月4日附件：Traveller XL型新燃料运输容器使用限值和条件一、运输方式：公路、水路、铁路运输二、容器编码：Traveller XL型运输容器原编码及在中国境内使用编码见表1。
注①：运输容器在中国境内使用的编码与其原编码是一一对应的；运输活动实施中，在中国境内使用的编码必须清晰的标记在运输容器表面。
国际核安全法规清单(中文)
国际原子能机构核安全法规清单1、立法和政府基础——已经出版的安全标准辐射防护环境和资源控制安全导则（Safety Standards Series No. RS-G-1.8，Date of Issue: Friday, 14 October, 2005.）放射源安全导则的分类（Safety Standards Series No. RS-G-1.9）放射源管理控制安全导则（Safety Standards Series No. GS-G-1.5）核和辐射应急安全需求的准备和响应（Safety Standards Series No. GS-R-2，Date of Issue: Monday, 25 November, 2002.）核设施管理使用文件的安全导则（Safety Standards Series No. GS-R-2，Date of Issue: Monday, 25 November, 2002.）核设施监管和管理主体执行的安全导则（Safety Standards Series No. GS-G-1.3，Date of Issue: Friday, 27 September, 2002.）管理部门对核设施审查评估的安全导则（Safety Standards Series No. GS-G-1.2，Date of Issue: Monday, 23 September, 2002.）核设施管理部门组织机构和配置员工的安全导则（Safety Standards Series No. GS-G-1.1，Date of Issue: Monday, 23 September, 2002.）核、辐射、放射性废物及其运输安全立法和政府管理基础的安全导则（Safety Standards Series No. GS-R-1，Date of Issue: Tuesday, 31 October, 2000.）放射性向环境排放管理控制的安全导则（Safety Standards Series No. WS-G-2.3，Date of Issue: Friday, 15 September, 2000.）管理当局的管理体系（草案，DS113）The Release of Sites from Regulatory Control upon the Termination of practices（草案，DS332）决策风险（计划中，DS365）2、应急准备和响应核和辐射应急安全需求的准备和响应（Safety Standards Series No. GS-R-2，Date of Issue: Monday, 25 November, 2002.）放射性材料运输事故应急响应计划和准备的安全导则（Safety Standards Series No. TS-G-1.2 (ST-3)，Date of Issue: Thursday, 29 August, 2002.）核动力卫星重返应急计划和准备的安全导则（Safety Series No. 119，Date of Issue: Wednesday, 20 November, 1996.）核和辐射应急响应使用计划准则（安全导则草案，DS44）核和辐射应急准备（安全导则草案，DS105）3、管理体系管理当局的管理体系（安全导则草案，DS113）辐射安全技术服务的管理体系（安全导则草案，DS315）用户辐射安全的管理体系（安全导则草案，DS319）放射性材料安全运输的管理体系（安全导则草案，DS326- TS-G-1.3）放射性材料储存、处置管理体系（安全导则草案，DS336）放射性废物清除装置和行为安全的管理体系（安全导则草案，DS337）核、辐射、放射性废物及其运输、政府组织和应急响应的管理体系需求（安全导则草案，DS338）核设施的管理体系（安全导则草案，DS349）4、评估和验证核动力厂安全分析内容与格式的安全导则（Safety Standards Series No. GS-G-4.1，Date of核动力厂定期安全评审的安全导则（Safety Standards Series No. NS-G-2.10，Date of Issue: Friday, 12 September, 2003.）核动力厂安全审查和验证的安全导则（Safety Standards Series No. NS-G-1.2，Date of Issue: Monday, 28 January, 2002.）放射性废物近地表处置安全评估的安全导则（Safety Standards Series No. WS-G-1.1，Date of Issue: Thursday, 23 September, 1999.）核电站执行随机安全评估程序（第三级）：对公众风险的场外推断和估算：安全实践（Safety Series No. 50-P-12，Date of Issue: Wednesday, 20 November, 1996.）在核电站安全中随机安全评估和安全准则的角色（Safety Series No. 106，Date of Issue: Tuesday, 12 May, 1992.）除核电站、放射性废物库外的核设施的安全评估（安全导则草案，DS284）安全评估和验证的安全需求（安全导则草案，DS348）放射性废物处置设施的安全评估(安全导则草案，DS355)核燃料循环及相关设施的安全评估（安全导则草案，DS362）核设施退役的安全评估（安全导则草案，DS376）核电站二级PSA的应用和发展（安全导则草案，DS393）核反应堆一级PSA的应用和发展（安全导则草案，DS394）事故分析计算软件的验证（安全导则草案，DS395）研究堆的安全评估和安全分析报告的准备（安全导则草案，DS396）核设施放射过程分析（计划中，DS361）决策风险（计划中，DS365）与核设施、核活动相联系的环境影响评估（计划中，DS366）核反应堆确定性安全分析和应用（计划中，DS398）5、厂址评价核电站地基厂址评价技术方面的安全导则（Safety Standards Series No. NS-G-3.6，Date of Issue: Friday, 01 April, 2005.）滨海、滨河核电站洪水灾害的安全导则（Safety Standards Series No. NS-G-3.5，Date of Issue: Thursday, 18 March, 2004.）核装置厂址评价的安全导则（Safety Standards Series No. NS-R-3，Date of Issue: Friday, 19 December, 2003.）核电站厂址评价中逻辑事件的安全导则（Safety Standards Series No. NS-G-3.4，Date of Issue: Wednesday, 16 July, 2003.）核电站地震灾害评价的安全导则（Safety Standards Series No. NS-G-3.3，Date of Issue: Friday, 21 March, 2003.）核电站厂址评价中外部人为事件的安全导则（Safety Standards Series No. NS-G-3.1，Date of Issue: Friday, 19 July, 2002.）核动力厂厂址评价中放射性物质在大气和水体中弥撒及人口问题的安全导则（Safety Standards Series No. NS-G-3.2，Date of Issue: Tuesday, 23 April, 2002.）核与辐射相关设施和活动的环境影响评估（计划中，DS366）6、辐射防护核动力厂辐射防护设计的安全导则（Safety Standards Series No. NS-G-1.13，Date of Issue: Monday, 19 December, 2005.）以辐射防护为目的的环境和源监测的安全导则（Safety Standards Series No. RS-G-1.8，Date of辐射源分类的安全导则（Safety Standards Series No. RS-G-1.9，Date of Issue: Thursday, 15 September, 2005.）排除、豁免和清洁解控概念的应用（Safety Standards Series No. RS-G-1.7，Date of Issue: Thursday, 02 September, 2004）辐射源安全和防止电离辐射的国际基本安全标准(CD-ROM Edition, 2003)（Safety Series No. 115/CD，Date of Issue: Friday, 05 March, 2004.）核动力厂运行中辐射防护和放射性废物管理的安全导则（Safety Standards Series No. NS-G-2.7，Date of Issue: Thursday, 19 December, 2002.）医学照射中辐射防护的安全导则（Safety Standards Series No. RS-G-1.5，Date of Issue: Tuesday, 23 April, 2002.）辐射防护建造能力和放射源安全使用的安全导则（Safety Standards Series No. RS-G-1.4，Date of Issue: Monday, 28 May, 2001.）放射性向环境排放管理控制的安全导则（Safety Standards Series No. WS-G-2.3，Date of Issue: Friday, 15 September, 2000.）由于吸入放射性核素引起的职业照射评价的安全导则（Safety Standards Series No. RS-G-1.2，Date of Issue: Tuesday, 02 November, 1999.）职业辐射防护的安全导则（Safety Standards Series No. RS-G-1.1，Date of Issue: Wednesday, 13 October, 1999.）由于外部辐射源引起的职业照射评价的安全导则（Safety Standards Series No. RS-G-1.3，Date of Issue: Tuesday, 28 September, 1999）测量人体中放射性核素的直接方法（Safety Series No. 114，Date of Issue: Friday, 15 March, 1996.）辐射装置及密封源的安全（安全导则草案DS114）放射性材料运输中的辐射防护程序（安全导则草案DS377）自然界电离辐射源的公众防护（安全导则草案DS400）防止电离辐射的国际基本安全标准（计划中，BSS的修订，DS379）经验反馈（计划中，DS401）对收回孤儿源以及对易受攻击源改善控制的国家政策的发展（计划中，DS410）在金属循环工业中孤儿源的回收和控制（计划中，DS411）7、放射性废物管理医用、工业及科研教育产生的放射性废物管理（Safety Standards Series No. WS-G-2.7，Date of Issue: Thursday, 07 July, 2005.）高放废物处置前管理的安全导则（Safety Standards Series No. WS-G-2.6，Date of Issue: Tuesday, 24 June, 2003.）中、低放处置前管理的安全导则（Safety Standards Series No. WS-G-2.5，Date of Issue: Tuesday, 24 June, 2003.）核动力厂运行中辐射防护和放射性废物管理的安全导则（Safety Standards Series No. NS-G-2.7，Date of Issue: Thursday, 19 December, 2002.）来自矿石加工的放射性废物的管理（Safety Standards Series No. WS-G-1.2，Date of Issue: Monday, 11 November, 2002.）放射性废物处置前管理，包括退役安全要求（Safety Standards Series No. WS-R-2，Date of Issue: Friday, 15 September, 2000.）放射性废物储存（安全导则草案，DS292）研究堆设计运行中的辐射防护和放射性废物管理（安全导则草案，DS340）含有天然放射性物质的废物的安全管理（安全导则草案，DS352）放射性废物管理（安全导则草案，DS353）放射性废物的分类（安全导则草案，DS390）8、退役核燃料循环设施退役的安全导则（Safety Standards Series No. WS-G-2.4，Date of Issue: Wednesday, 04 July, 2001.）放射性废物处置前管理，包括退役安全要求（Safety Standards Series No. WS-R-2，Date of Issue: Friday, 15 September, 2000.）核动力厂及研究堆退役的安全导则（Safety Standards Series No. WS-G-2.1，Date of Issue: Tuesday, 07 December, 1999.）医用、工业及研究设施退役的安全导则（Safety Standards Series No. WS-G-2.2，Date of Issue: Tuesday, 07 December, 1999.）到实践终止时厂址从管理控制中的释放（安全导则草案，DS332）辐射工作场所的退役（安全导则草案，DS333）放射性废物的分类（安全导则草案，DS390）9、污染区域的恢复被过去活动和事故沾污区域恢复的安全导则（Safety Standards Series No. WS-R-3，Date of Issue: Friday, 19 December, 2003.）过去核活动和辐射事故污染区域的整治（安全导则草案，DS173）10、放射性材料运输。
核电站简介和物项分级
从低压汽轮机出来的蒸汽的压力已很低，无法再加以利用 于是，进入冷凝器，这些低压蒸汽被三回路循环水冷却成 凝结水。冷凝水再经过预热，又回到蒸汽发生器吸收一回 路冷却水的热量，变成高温蒸汽，继续循环。整个二回路 的水就是在蒸汽发生器，高压、低压汽轮机，冷凝器和预 热器组成的密封系统内来回往复流动，不断重复由水变成 高温蒸汽，蒸汽冷凝成水，水又变成高温蒸汽的过程。在 这个过程中，二回路的水从蒸汽发生器获得能量，将一部 分能量交给汽轮机，带动发电机发电，余下的大部分不能 利用的能量交给冷凝器。
到目前为止，核电站的燃料元件、泵、蒸汽发生器、稳压 器、压力容器的设计，正向标准化、系列化的方向发展。 核电站的研究工作，主要是为了进一步提高其安全性和经 济性。有关各国在这方面都有庞大的研究计划，并开展广 泛的国际合作。民用压水堆核电站从它诞生以后，一直是 最安全的工业部门之一，它已经成为一种成熟的堆型。
冷却剂从蒸汽发生器的管内流过后，经过一回路循环泵又 回到反应堆。一回路循环泵又称主泵。包括压力容器、蒸 汽发生器、泵、稳压器的整个系统，是一回路的压力边界。 它们都安臵在如图4-6的安全壳内，称之为核岛。 蒸汽发生器内有很多管子（见图4-7）。管子外为二回路 的水。一回路的水流过蒸汽发生器管内时，将携带的热量 传给二回路里的水，从而使二回路水变成280℃左右、6～ 7MPa的高温蒸汽。所以在蒸汽发生器里，－回路与二回路 的水在互不接触的情况下，通过管壁发生了热交换。蒸汽 发生器是分隔并连结一、二回路的关键设备。从蒸汽发生 器出来的高温蒸汽，通过高压汽轮机后，一部分变成了水 滴。经过汽水分离器时水滴被分离出去，剩余的蒸汽进入 低压汽轮机继续膨胀，推动叶轮转动。。
1） 安全等级
压水堆核电站设计与建造中采用了纵深防御的原则。从安全角度讲， 对一个核电站应考虑以下两个主要问题： 它构成了一个辐射源； 它通常产生是可控的放射性释放；在特殊情况下，如在偶发事件或事 故下，会造成不可控释放。 从这个观点出发，核电站的安全根据纵深防御原则应包括如下五个层 次，即： 第一层，电站的设计与建造质量要保证在正常运行和正常瞬态运行工 况下电站不发生破坏。 第二层，控制保护系统的设计要尽可能探测非正常瞬态，并减少非正 常瞬态工况或设备故障对核电厂运行的的影响。防止事件升级为事故 工况。 第三层，专设安全设施的设计要尽可能减少能导致放射性产物泄漏的 设计基准事故的影响。
放射性物质运输包装质量要求
放射性物质运输包装质量要求1主题内容与适用范围本标准规定了放射性物质运输用包装的设计、采购、制造、试验、文件编制、使用和维修的质量保证基本要求。
本标准适用于与放射性物质运输包装的质量有关的所有活动和单位。
2引用标准GB11806放射性物质安全运输规定HAF0400核电厂质量保证安全规定3术语3．1包装全部包住放射性内容物所必需的各种部件的组合体。
具体地说，它可以包括一层或多层容器、吸收材料、间隔构件和辐射屏蔽层，还可以包括供冷却、吸收机械冲击和隔热用的器件。
3．2货包供交付运输的装有放射性内容物的包装。
4质量保证大纲4．1概述4．1．1必须根据本标准规定的要求，由责任单位制定总的质量保证大纲。
总的大纲必须对与放射性物质运输用包装有关的工作(例如包装的设计、采购、制造、试验、使用和维修等)的控制作出规定。
4．1．2参与运输包装影响质量的活动的单位必须按照总的质量保证大纲的要求，参照附录A(参考件)的规定制定各自的质量保证大纲(以下称大纲)，并保证按工作进度有效地执行大纲。
4．1．3大纲必须对放射性物质运输用包装影响质量的各项活动编制有计划按系统执行的质量保证大纲的程序，并定期对程序进行审查和修订。
4．1．4大纲必须规定要进行的各种活动的技术方面的要求，明确应使用的工程规范、标准和技术规格书，以及保证满足这些要求的措施。
4．1．5大纲必须确定负责计划和执行质量保证活动的组织结构，并明确规定有关组织和人员的责任和权力。
4．1．6大纲必须根据放射性内容物的危害性对放射性物质的包装及其附件规定适当的管理和验证的方法或等级。
根据物项对安全的重要性，在大纲内必须相应地制定出对这些物项影响质量的活动的管理和验证规定。
4．1．7大纲必须为完成影响质量的活动规定合适的控制条件，这些条件应包括为达到要求的质量所需要的适当的环境条件、设备和技能等。
4．1．8大纲必须规定对从事影响质量的活动的人员进行培训和考核。
4．1．9大纲必须规定凡影响包装质量的活动都必须按适用于该活动的书面程序、细则、说明书和图纸来完成。
核电标准、规范跟法规清单
分析核燃料循环材料测定方法的精度建立标准指南
Standard Guide for Establishing Calibration for a Measurement Method Used to Analyze Nuclear Fuel Cycle Materials
高温气冷核反应堆石墨与硼酸化石墨元部件试验标准实施规程
Standard Practice for Testing Graphite and Boronated Graphite Components for High-Temperature Gas-Cooled Nuclear Reactors
ASTM C986-1989
铝基废核燃料腐蚀试验的维护容器清理标准指南
Standard Guide for Corrosion Testing of Aluminum-Based Spent Nuclear Fuel in Support of Repository Disposal
ASTM C1454-2000
对铀金属废核燃料自燃分析进行自燃/易燃性试验标准指南
ASTM B353-2002
核设施(除核燃料包壳外)锻制锆与锆合金无缝焊接管标准规范
Standard Specification for Wrought Zirconium and Zirconium Alloy Seamless and Welded Tubes for Nuclear Service (Except Nuclear Fuel Cladding)
核电厂安全系统数字计算机标准
Criteria for Digital Computers in Safety Systems of Nuclear Power Generating Stations
燃料物理法律法规整理
EJ/T 307-1996 六氟化铀容器使用规定
• 本标准规定了六氟化铀容器管理和使用方 法。详细规定了新容器的验收、组装、试 验及建档入库；带料容器的贮存、运输和 交接。；工艺操作规则；容器清洗、定期 试验和检修。
EJ/T 675-1992反应堆用裂变电离室
• 本标准规定了探测热中子的反应堆用裂变 电离室的分类、技术要求、试验方法、检 验规则以及标志、包装、运输和贮存等。
法规标准整理
2011年5月10日
HAF501中华人民共和国核材料管制条例
• 为保证核材料的安全和合法利用，防止被 盗、破坏、丢失、非法转让和非法使用， 保护国家和人民群众的安全，促进核能事 业的发展，制定本条例。
• 本条例规定了核材料管制范围和管制要求、 国家核材料监督管理职责、核材料管制办 法、许可证持有单位和其上级领导部门的 职责以及核材料管制的奖励和惩罚。
HAD102/06核电厂反应堆安全壳系统的设计
• 本导则内容包括：安全壳系统的范围，安 全壳系统设计的一般考虑因素，设计基准， 设计要求，安全壳系统的试验和检查，安 全壳系统在设计、制造、施工、试验、监 督和维修过程中的质量保证和文件的记录。
EJ 312-88压水堆核电厂运行及事故工况分类
• 本准则根据压水堆核电厂出现事件的频率 及其事件所产生的后果，规定了压水堆核 电厂运行及事故工况的分类：工况Ⅰ-正常 运行；工况Ⅱ-中等频率事故；工况Ⅲ-稀有 事故；工况Ⅳ-极限事故。 • 很准则对各种工况进行了详细的解释。
• 本导则规定了乏燃料贮存设施的安全评价 总则；运行状态安全评价；事故安全评价； 安全分析报告以及安全分析报告内容事例。
HAD003/10核燃料组件采购、设计和制造中的 质量保证
• 采购管理：质量保证要求、技术要求、进入供 方设施和查阅文件的权利、物项和服务的验收、 质量保证记录。 • 燃料组件设计管理：质量保证要求、设计考虑、 设计验证、设计接口管理、 • 燃料组件制造工艺控制：质量保证要求、制造 工艺及条件的鉴定和控制、制造工艺控制、燃 料组件的标识。 • 燃料组件的包装、运输和贮存。 • 燃料组件在核电厂现场的收货检查：文件验证、 检查。
（整理）IAEA50-C-Q核电厂和其它核设施安全的质量保证法规.
（整理）IAEA50-C-Q核电厂和其它核设施安全的质量保证法规.国际原子能机构法规核电厂和其它核设施安全的质量保证（IAEA：50-C-Q-1996）目录1. 引言基本情况（§101-104）目的（§105）范围（§106-107）结构（§108）2. 管理质量保证大纲（§201-205）培训和资格考核（§206）不符合性控制和纠正措施（§207-208）文件控制和记录（§209-210）3. 执行工作（§301-303）设计（§304-305）采购（§306-308）针对验收的检查和试验（§309-310）4. 评定管理者自我评定（§401）独立评定（§402-405）附录（Annex）: 有关基本要求的补充信息1. 引言基本情况101. 本法规属于IAEA NUSS规划的一部分，它规定了核电厂安全有关的各种质量保证大纲制定和履行方面要采用的基本要求。
这些基本要求既适用于营运单位(对核电厂负有全面责任的单位)的质保总大纲，也适用于核电厂寿期每一阶段质保分大纲。
102. 本法规(50-C-QA(修订1)的修订版)仅包含为确保安全必须满足的基本要求。
所以法规正文已明显地浓缩，而有关怎样履行基本要求的指南包括在相应的安全导则内。
因此法规非常简练，仅列出要求。
并注意到确保早先版本的所有要求都得到保留。
先前法规的某些要求，如监查和培训，在新版本中得到扩展，使得更为全面并提供更好的指导。
103. 在整个已修订的法规和相关安全导则中，强调的重点是：管理者、工作从事者和工作评定者对确保质量和实现安全都有贡献。
这种以绩效为基础的质量保证方式，有助于纠正一种普遍的误解——质量保证只包括形式主义的要求。
104. 营运单位必须证明他们有效地完成质保要求的情况达到核安全管理部门满意的程度。
10-1EJT-564-1991核电厂物项包装、运输、装卸、接收、贮存和维护要求
EJ/T 564-1991核电厂物项包装、运输、装卸、接收、贮存和维护要求1991-10-11 发布1992-03-01 实施中国核工业总公司发布附加说明：本标准由中国核工业总公司企管部提出。
本标准由北京核工程研究设计院负责起草。
本标准主要起草人：周关镛。
1 主题内容和适用范围本标准规定了核电厂物项包装、运输、装卸、接收、贮存和维护的技术要求和方法。
本标准适用于核电厂物项从生产制造厂对物项检验合格后到物项出库期间的包装、运输、装卸、接收、贮存和维护。
2 引用标准GB 190 危险货物包装标志GB 191 包装储运图示标志GB 1413 货物集装箱外部尺寸和重量系列GB 1834 通用集装箱最小内部尺寸GB 4768 防霉包装技术要求GB 4879 防锈包装GB 4892 硬质直方体运输包装尺寸系列GB 5048 防潮包装GB 5905 起重机械试验规范和程序GB 6067 起重机械安全规程GB 6388 运输包装收发货标志GB 11806 放射性物质安全运输规定GB 12127 核仪器产品包装总技术条件3 术语3.1分级classification按物项在运输、装卸和贮存期间对损伤的敏感性进行分级，它和物项在核电厂系统中功能无关。
3.2包装package为在运输、装卸和贮存过程中保护产品，方便储运，按一定技术方法而采用的容器、材料及辅助物等的总体名称。
3.3运输方式transportation mode对于物项运输方式可用汽车、轮船、火车、飞机。
3.4贮存场所storage facilities物项贮存的专用仓库或场院。
3.5动态载荷试验dynamic load test它是在特定载荷下，使起重设备沿着行走路线进行垂直及水平方向运动，以验证起重设备能力的试验。
4 物项分级4.1 概述物项等级划分的依据是物项的重要特性，而不是它们对安全、可靠性和运行有关的重要功能特性。
同时考虑物项制造厂提供的标准和最低要求。
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EJ/T 564-1991核电厂物项包装、运输、装卸、接收、贮存和维护要求1991-10-11发布1992-03-01实施中国核工业总公司发布附加说明：本标准由中国核工业总公司企管部提出。
本标准由北京核工程研究设计院负责起草。
本标准主要起草人：周关镛。
1 主题内容与适用范围本标准规定了核电厂物项包装、运输、装卸、接收、贮存和维护的技术要求和方法。
本标准适用于核电厂物项从生产制造厂对物项检验合格后到物项出库期间的包装、运输、装卸、接收、贮存和维护。
2 引用标准GB 190 危险货物包装标志GB 191 包装储运图示标志GB 1413 货物集装箱外部尺寸和重量系列GB 1834 通用集装箱最小内部尺寸GB 4768 防霉包装技术要求GB 4879 防锈包装GB 4892 硬质直方体运输包装尺寸系列GB 5048 防潮包装GB 5905 起重机械试验规范和程序GB 6067 起重机械安全规程GB 6388 运输包装收发货标志GB 11806 放射性物质安全运输规定GB 12127 核仪器产品包装总技术条件3 术语3.1 分级 classification按物项在运输、装卸和贮存期间对损伤的敏感性进行分级，它与物项在核电厂系统中功能无关。
3.2 包装 package为在运输、装卸和贮存过程中保护产品，方便储运，按一定技术方法而采用的容器、材料及辅助物等的总体名称。
3.3 运输方式 transportation mode对于物项运输方式可用汽车、轮船、火车、飞机。
3.4 贮存场所 storage facilities物项贮存的专用仓库或场院。
3.5 动态载荷试验 dynamic load test它是在特定载荷下，使起重设备沿着行走路线进行垂直及水平方向运动，以验证起重设备能力的试验。
4 物项分级4.1 概述物项等级划分的依据是物项的重要特性，而不是它们对安全、可靠性和运行有关的重要功能特性。
同时考虑物项制造厂提供的标准和最低要求。
然而，在每一级别内，可以有不同的控制范围，而对物项的详细要求，取决于该物项对安全或可靠性的重要程度。
物项分A、B、C、D四级。
每一等级对包装、运输和贮存有不同的要求，不同等级的物项在混合包装、运输、装卸、接收、贮存和维护时，应以其中最高等级的物项要求为准。
4.2 A级物项A级物项对环境条件特别敏感，需要对环境温度超出限值、温度突变、湿度、震动、冲击、重物压载、机械损伤及气载污染物（雨、雪、灰尘、盐雾和有害气体）等应采取特殊防护措施。
属于A级的物项主要包括：a．特殊的电子仪器、电子设备及计算机；b．特殊的整装材料，例如对环境敏感的化学物品；c．燃料元件、燃料组件、控制棒、中子源和其它放射源。
B级物项对环境条件敏感，对极端的环境温度条件、湿度、冲击力、机械损伤和气载污染物等影响，应采取防护措施。
属于B级的物项主要包括：a．检测仪器、电气仪表；b．电焊机、焊条及焊丝；c．蓄电池；d．控制棒驱动机构；e．自动控制屏、开关装置及控制操纵台；f．电动机和发电机；g．精密机械零件；h．备品备件，例如密封垫圈、“O”形环；i．空气过滤器（如不装活性炭时属C级）；j．电气贯穿件。
4.4 C级物项C级物项应避免暴露于环境和气载污染物中，避免遭受冲击力、机械损伤，其防湿要求可低于B级物项。
属于C级的物项主要包括：a．泵；b．阀门；c．液体过滤器；d．堆内构件；e．压缩机；f．备用汽轮机；g．仪器电缆和阻燃电缆；h．燃料更换装置；i．换气装置；j．鼓风机；k．绝缘材料；l．水泥。
D级物项对环境的敏感性比C级小，它仅需避免雨淋、冲击力、气载污染物及机械损伤等。
属于D级的物项主要包括：a．水箱；b．热交换器及零部件；c．安全注射箱；d．除盐水箱；e．反应堆压力容器；f．蒸发器；g．蒸汽发生器；h．稳压器；i．管道；j．电缆；k．结构件；l．加强筋；m．骨料。
5 包装5.1 一般要求5.1.1 为了保证核电厂物项在装卸、运输和贮存过程中不损伤，质量不降低，物项外围必须包装。
物项包装必须满足物项在装卸、运输和贮存过程中不腐蚀、不污染和无机械损伤的要求。
5.1.2 包装应根据物项的级别、结构尺寸、质量、路程远近和运输方法等特点。
包装箱必须具有足够的强度，能保证经受多次搬运和装卸，并安全可靠地运达目的地。
5.1.3 物项包装设计应符合经济、牢固、美观的要求。
在正常贮运条件下，确保物项的安全、稳妥和完整无损。
5.1.4 制造厂自发货之日起，应保证至少在一年内不致因包装不善而引起物项锈蚀、长霉、损坏和箱体自散及孔漏、丢件等缺陷。
5.1.5 物项包装件的体积应尽可能地小。
其外形尺寸和质量，应符合运输部门有关装载极限的规定。
5.1.6 凡有防霉、防锈、防潮要求的包装，应满足GB 4768、GB 4879和GB 5048中的规定。
5.1.7 核仪器产品包装应按GB 12127规定进行。
5.2 包装等级5.2.1 概述包装分A、B、C、D四个级，它与第4章物项分级相对应。
5.2.2 A级包装A级包装是要求最高程度保护，并必须符合下列条件：a．A级物项在包装前要进行清洗，清除物项表面上的灰尘、油污、金属屑和其它形式的污物。
不允许有水迹存在；b．包装设计要符合防震、防冲击、不造成机械擦伤、温度和湿度控制在规定值内和其它特殊要求；c．包装应具有一定屏障，以防止湿气、灰尘、盐雾和有害气体等污物进入。
并在其内放干燥剂；d．物项采用木板箱包装；e．物项上所有与物项内部连通的孔洞应全部封死。
在焊接端或坡口应有防腐蚀和防实体损伤的措施；f．物项的包装箱中应固定，预防在装卸和运输过程中发生机械损伤。
固定工具与物项接触时，对物项应不产生腐蚀和压伤，对内包装不能损坏；g．包装箱在正、背面应打上贮运规定标志及特殊规定标志；h．对于燃料元件、燃料组件、控制棒、中子源和其它放射源包装见专门文件规定；i．对于化学物品的包装见交通部《危险物品运输规则》。
5.2.3 B级包装B级包装是要求高度的保护，并必须符合下列条件：a．B级物项在包装前要进行清洗，清除物项表面上的灰尘、油污、金属屑和其它形式的污物。
不允许有水迹存在；b．包装设计要符合防震、防冲击、防湿、防锈和不造成机械擦伤要求；c．包装应具有一定屏障，以防止湿气、灰尘、盐雾和有害气体等污物进入。
并在其内放干燥剂；d．物项采用木板箱包装；e．物项上所有与物项内部连通的孔洞应全部封死，在焊接端或坡口应有防腐蚀和防实体损伤的措施；f．物项在包装箱中应固定，预防在装卸和运输过程中发生机械损伤。
固定工具与物项接触时，其材料对物项应不产生腐蚀和压伤，对内包装不能损坏；g．包装箱的正、背面应打上贮运规定标志和特殊规定的标志。
5.2.4 C级包装C级包装必须符合下列条件：a．C级物项在包装前要进行清洗，清除物项表面上的灰尘、油污、金属屑和其它形式的污物；b．包装设计要符合防水和不造成机械擦伤要求；c．包装应能防止湿气、盐雾、灰尘和有害气体等污物进入；d．包装采用木板箱、木条纤维板箱等；e．物项上所有与物项内部连通的孔洞应全部封死。
在焊接端或坡口应有防腐蚀和防实体损伤的措施；f．物项在包装箱中应固定，预防在装卸和运输过程中发生机械损伤。
固定工具与物项接触时，对物项应不产生腐蚀和压伤，对内包装不能损坏；g．包装箱正、背面打上贮运规定标志和特殊规定的标志。
5.2.5 D级包装a．在包装前，根据有关文件检查其清洁度，不允许有灰尘、油迹、金属屑和其它污物存在；b．物项上所有与物项内部连通的孔洞全部封死，间隙用覆盖物包住。
焊接的端部和坡口应予保护，以防止腐蚀和实体损伤；c．采用适当保护措施，防止有害物质腐蚀；d．对于反应堆压力容器，蒸汽发生器和稳压器等一类大件，可能没有包装箱，但其必须搁置在枕木上，枕木和物项应连为一体；此类大件内应充氮保护，压力表应外露，能直接观察。
e．采用适当包装形式进行包装，但其材料与物项接触时应不产生腐蚀。
如采用包装箱形式，物项应固定，保证其在装卸和运输过程中无机械损伤；f．骨料和钢筋等材料应适当保护，以防止遭受有害的污染或腐蚀；g．在适当位置应写上贮运规定标志和特殊规定的标志。
5.3 清洁度检查在物项包装前，应根据有关技术文件要求，对物项进行清洁度检查，经检查合格后，才允许进行包装。
对清洗合格后，暂时不能立刻包装的物项，应采取保护措施，使物项不再被弄脏。
5.4 包装箱包装箱根据物项级别要求、结构尺寸、质量、路程远近和运输方法等特点选用。
种类有木板箱、木条纤维板箱和板条箱等。
具体尺寸及要求见GB 1834、GB 1413和GB 4892等。
特殊物项的专用包装箱应符合核电厂物项的特殊要求。
对于自制包装箱，其外廓尺寸和质量，应符合运输部门有关文件的规定。
5.5 装箱要求5.5.1 包装前，应按包装、运输、贮存规定对物项进行检查。
可能腐蚀的金属表面应采取相应防腐措施，可动部件应与塞卡固牢。
物项上孔洞应封死。
5.5.2 在装箱前，物项应用塑料袋或金属箔严密封装，作为内包装，并在其内放干燥剂。
5.5.3 所有装箱物项应与装箱清单上的编号、名称及数量一致。
5.5.4 物项包装密封后，装入内壁衬有防水材料的包装箱内。
5.5.5 装箱时，物项应稳定地固定在箱体内，箱体重心应尽量地靠中、靠下。
箱内附件、备件等单独包装后，应塞牢卡紧。
5.5.6 为防止精密仪器和电子设备等物项直接受冲击和震动影响，物项与箱壁间的间隙，应填充泡沫塑料等物料。
对有防震要求的物项在装箱时应有防震措施。
5.5.7 用作箱体顶盖内衬的防水材料，应采用整块材料。
5.5.8 将物项出厂文件、合格证和装箱清单用塑料袋装封后，放在包装箱内。
如物项分箱包装时，技术文件应装在主机包装箱内。
5.6 箱面标志5.6.1 物项分多箱包装时，箱号采用分数表示。
分子为分箱号，分母为总箱数。
主机箱为1号箱。
5.6.2 包装箱表面的标志，应包括收发货标志、储运指示标志和核电厂专用标志。
应使用不褪色的油漆或油墨，准确、清晰、牢固地将标志直接喷刷在箱体两侧面上。
5.6.3 收发货标志应符合GB 6388的规定，内容包括：a．物项名称、物项级别、数量；b．出厂编号（或合同号）及箱号；c．箱体尺寸（长×宽×高）；d．净重及毛重；e．装箱日期；f．到站（港）及收货单位；g．发站（港）及发货单位；h．核电厂专用标志等。
5.6.4 包装储运指示标志应符合GB 191的规定，内容包括：a．起吊位置；b．重心点；c．防湿；d．小心轻放；e．向上；f．防热等。
5.6.5 危险货物包装标志应符合GB 190的规定。
6 运输6.1 运输要求6.1.1 敞开式运输工具物项采用敞开式运输工具时，应采取下列措施；a．A、B、C级物项应加以覆盖，作为对有害环境条件的防护。