适用范围：本文件规定了堆芯自给能中子探测器及组件的性能要求，描述了相应的试验方法。 本文件适用于压水堆核电厂使用的堆芯自给能中子探测器及组件的设计、制造及试验。其他类型核反应堆的堆芯自给能中子探测器及组件参考使用。

适用范围：本文件描述了压水堆核动力厂在启动到初始临界阶段、低功率试验阶段和提升功率阶段启动物理试验的主要内容、试验方法及验收准则。 本文件适用于压水堆核动力厂调试和换料的启动物理试验。

适用范围：本文件规定了开展核电厂概率安全评价（PSA)的通用要求，包括PSA目的、指标、范围和技术要求。 本文件适用于核电厂的概率安全评价，其他核反应堆设施的概率安全评价参照执行。

适用范围：本文件规定了核电厂堆芯中子注量率测量仪表的设计原则和要求,包括设计要求、试验要求、运行要求、退役等内容。 本文件适用于以核反应堆堆芯参数的保护、控制和监测为目的设计的堆芯中子注量率测量仪表。其他类型的核设施参考使用。 常用的探测器包括裂变电离室和自给能中子探测器。

适用范围：本文件确立了压水堆核电厂严重事故分析的范围和原则，提供了对严重事故分析的指导。 本文件适用于压水堆核电厂的严重事故分析。

适用范围：本文件规定了压水堆核电厂非能动安全壳热量导出的总体设计要求,包括安全壳热量导出,安全分级,单一故障准则,内、外部事件,以及试验与维修等。 本文件适用于压水堆核电厂非能动安全壳热量导出功能与系统的设计。

适用范围：本文件规定了核动力厂场内应急设施可居留性评价的总体要求,描述了大气弥散因子分析方法、放射性释放事故可居留性评价方法和有毒有害气体释放事故可居留性评价方法。 本文件适用于核动力厂主控制室、应急控制中心及技术支持中心等应急设施的可居留性评价,其他类型核设施参照使用。

适用范围：本文件规定了压水堆核电厂反应堆堆芯燃料管理模式变更的安全论证要求。 本文件适用于压水堆核电厂反应堆堆芯燃料管理模式变更的安全论证。

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：本文件规定了用于核反应堆的辐射探测器的特性及测试方法。 本文件所述用于核反应堆的辐射探测器均属于气体电离辐射探测器，其工作介质为气体。 本文件适用于核反应堆堆外核测系统中使用的中子正比计数管（BF3计数管、3He计数管、涂硼计数管）、裂变电离室（工作在脉冲模式下、工作在均方电压模式下、工作在电流模式下）、涂硼电离室（含γ补偿电离室、无补偿涂硼电离室），也适用于核反应堆堆芯测量系统中使用的移动式微型裂变电离室。其他应用场合下的同类型探测器可参考使用。

适用范围：本文件规定了能动安全系统压水堆核电厂(以下简称“核电厂”)的总体设计基本要求，以确保其可以安全、可靠地运行。 本文件适用于新建的能动安全系统压水堆核电厂，在役的能动安全系统压水堆核电厂可参考执行。

适用范围：本文件规定了核电厂安全系统实施定期试验与监测的设计准则与要求。 本文件适用于核电厂安全系统的定期试验与监测的设计。 本文件不涉及核电厂安全系统维修和变更后的验证试验。

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：本文件规定了核电厂人机接口集成系统人因验证和确认活动的准则和方法。 本文件适用于新建核电厂，以及在役核电厂人机接口集成系统改造。其他类型核动力厂的人机接口集成系统可参照执行。

适用范围：本文件规定了压水堆核电厂设计扩展工况安全分析的要求，包括验收准则、工况选取、分析方法等。 本文件适用于压水堆核电厂设计扩展工况的安全分析，其他堆型核电厂参照使用。 本文件不包括乏燃料水池事故工况分析相关要求。

适用范围：本文件规定了核电厂安全系统可靠性分析工作的可接受的最低限度的要求。 本文件适用于进行可靠性分析的核电厂安全电气仪控系统。其他系统可参考使用。 本文件涉及的方法也适用于要求可靠性分析的与安全系统有关联影响的非安全系统或系统的一部分。 本文件适用于系统和部件的设计、制造、试验和维护等各个阶段。分析进行的时机选择取决于分析的目的。 本文件也适用于其他核设施安全系统的可靠性分析。

适用范围：本标准规定了为验证安全级电气设备在发生地震期间和(或)地震后能执行其安全功能而进行的抗震鉴定的实施方法及其文件要求。本标准适用于核电厂安全级电气设备的抗震鉴定，包括其故障会对安全系统的性能产生有害影响的任何接口部件或设备。

适用范围：本标准规定了非能动安全系统压水堆核电厂(以下简称“非能动核电厂”)设计过程中应满足的设计目标，以及为实现设计目标而需遵循的设计原则、总体设计准则和专业设计准则。本标准适用于非能动核电厂的设计。

适用范围：本标准规定了核电厂辅助控制点的设计要求，包括辅助控制点的功能选择、人机接口的设计和组织以及对其功能设计进行系统性验证和确认过程的要求。本标准适用于新建核电厂的辅助控制点设计。如果将其用于在役电厂设计改进，应特别注意保证设计基准的一致性。辅助控制点设备的详细设计不属于本标准的范围。

适用范围：本标准规定了核电厂主控制室设计原则、主控制室功能设计方法及功能设计和人员配备的要求等，还规定了验证与确认控制室功能设计的程序。本标准适用于核电厂主控制室的设计。本标准不适用于专用的或无人值守的控制点，如：主控制室外的停堆操作点、放射性废物处理设施、应急响应设施等，也不适用于详细的设备设计。