适用范围：本文件规定了压水堆安全运行所必需的专用仪表及其应用的通用要求，包括总体要求、对中子注量率测量、温度测量、冷却剂测量、保护系统、仪表动力源、控制设施、报警装置等的要求。 本文件适用于压水堆堆型中与反应堆安全和控制有直接关系的仪表的设计和实施。

适用范围：本文件规定了压水堆、高温气冷堆、液态金属冷却快堆安全运行所必需的专用仪表及其应用的通用要求，包括总体要求、对中子注量率测量、温度测量、冷却剂测量、保护系统、仪表动力源、控制设施、报警装置等的要求。 本文件适用于与反应堆安全和控制有直接关系的仪表的设计和实施，其他堆型参考使用。

适用范围：本文件描述了使用傅里叶变换红外光谱法测定全范围重水同位素纯度的方法。 本文件适用于重水堆核电厂、研究堆、重水生产厂家和重水相关领域的重水同位素纯度的测定。

适用范围：本文件规定了核电厂冰塞冷冻隔离的施工前准备、冰塞施工、冰塞质量保证和冰塞记录与报告等要求。 本文件适用于核电厂金属管道上以液氮或干冰等作为制冷剂（低温介质)冰塞冷冻隔离技术。 注：冷冻介质通常是水或水的混合物（例如硼酸混合物)。

适用范围：主要技术内容:为贯彻《中华人民共和国环境保护法》《中华人民共和国放射性污染防治法》和《放射性废物安全管理条例》，规范池式低温供热堆选址假想事故源项的分析方法，制定本文件

适用范围：适用于压水堆核电厂役前及在役期间反应堆压力容器顶盖贯穿件本体及J型焊缝（本体及焊缝材质均为镍基合金）的超声检验和涡流检验。

适用范围：本文件规定了一种基于给定的堆芯中子源下反应堆堆芯与安全壳之间构件的辐照量的评估流程。辐照量可用中子注量、原子离位次数（dpa）或氦核素产生来表示。辐照的评价视情况可采用中子注量率的计算或压力容器内和堆腔内的剂量计的测量值。本文件适用于压水反应堆（PWRs）、沸水反应堆（BWRs）和加压重水反应堆（PHWRs）等不同堆型的反应堆压力容器和堆内构件中子注量和原子离位次数（dpa）的确定。本文件还确立了一种用于评估反应堆压力容器和PWRs、BWRs、PHWRs堆内构件中子损伤特性的流程。损伤主要是指由于与中子碰撞引起的原子离位次数直接损伤，以及由于气体产生而引起的间接损伤。这两种损伤的程度都强烈依赖于中子能谱。因此，对于给定的中子注量和中子能谱，总累积原子离位次数数值的计算是用于反应堆寿期管理的一项重要数据。注：  本文件中的“中子源”指堆芯的裂变中子源分布。

适用范围：本文件规定了核电厂反应堆冷却剂系统松脱部件的声学监测系统的特性、设计要求和运行规程。 本文件适用于反应堆冷却剂系统松脱部件监测系统的设计和运行。

适用范围：本文件规定了压水堆核电厂运行状态下流出物排放源项分析的通用原则，以及氚、14C、裂变产物和腐蚀活化产物的排放源项分析准则。本文件适用于评价压水堆核电厂放射性核素通过液态和气态流出物向环境的年排放量。

适用范围：范围:本文件适用于高温气冷堆核动力厂吸收球系统电机驱动式落球装置的设计; 主要技术内容:本文件规定了球床模块式高温气冷堆（简称高温气冷堆）核动力厂吸收球系统落球装置设计、功能、材料及设计验证等方面的基本要求

适用范围：范围:本文件适用于高温气冷堆核动力厂核设计; 主要技术内容:本文件规定了球床模块式高温气冷堆（简称高温气冷堆）核动力厂核设计准则

适用范围：范围:本文件适用于球床模块式高温气冷堆核动力厂一回路压力泄放系统的功能和设计要求; 主要技术内容:本文件规定了球床模块式高温气冷堆核动力厂一回路压力泄放系统的设计

适用范围：范围:本文件适用于高温气冷堆核动力厂堆芯热工流体的设计; 主要技术内容:本文件规定了球床模块式高温气冷堆核动力厂（以下简称高温气冷堆）堆芯热工流体总设计原则、设计基准和设计参数的确定

适用范围：范围:本文件适用于高温气冷堆核动力厂燃料装卸系统的设计; 主要技术内容:本文件规定了球床模块式高温气冷堆（简称高温气冷堆）核动力厂燃料装卸系统设计基本要求

适用范围：范围:本文件适用于球床模块式高温气冷堆核动力厂，其他高温气冷堆核动力厂可以参考; 主要技术内容:本文件给出了球床模块式高温气冷堆（简称高温气冷堆）核动力厂主蒸汽与主给水系统的系统功能、系统范围、安全等级和抗震类别、性能准则等设计要求

适用范围：范围:本文件适用于高温气冷堆核动力厂电机驱动链条起重式控制棒驱动机构的设计; 主要技术内容:本文件规定了球床模式高温气冷堆（简称高温气冷）核动力厂控制棒驱动机构的设计要求

适用范围：范围:本文件适用于球床模块式高温气冷堆核动力厂（以下简称“本厂”）对假想管道破损事故的防护设计，其他高温气冷堆核动力厂可以参考; 主要技术内容:本文件给出了球床模块式高温气冷堆核动力厂对假想管道破损的潜在不利效应的防护设计要求

适用范围：范围:本文件适用于高温气冷堆核动力厂热工过程测量、核测量、辐射监测和燃耗测量仪表系统的设计; 主要技术内容:本文件规定了球床模块式高温气冷堆（简称“高温气冷堆”）核动力厂主要物理量仪表系统的设计准则的基本要求

适用范围：范围:本标准规定了核电厂实施配置风险管理的技术要求，包括方法、实施流程、风险阈值、工具的开发和应用等。本标准主要适用于压水堆核电厂，其他类型核电厂可参照执行; 主要技术内容:为保障核电厂的运行安全，防止或减轻可能危及安全的事故后果，核电厂设置了大量的安全系统，以将事故后果限制在可接受的范围内。为保证安全系统的可用性，核电厂营运单位编制了技术规格书，对核电厂配置（即核电厂各安全系统、设备及其必要的支持系统所处的状态）进行管理。技术规格书通常针对各具体系统或设备给出允许的维修时间等限制，但并不能对多重系统或设备失效进行有效管理，从而控制多重系统或设备失效可能导致的核电厂风险增量，尽管有些技术规格书对多重系统或设备失效做了一些规定，但由于核电厂配置组合的复杂性和多样性，这种对风险的控制方式并不完全合理。国际实践表明，对多重设备失效进行控制的有效方法是核电厂的配置风险管理。配置风险管理通常使用风险监测工具来开展，为了使风险评估的结果便于理解，使可接受的和不可接受的风险水平有清楚明确的定义，在建立配置风险管理流程的同时，还需建立一套风险阈值和相应的风险管理矩阵来对不同的风险水平分类并进行分级管理