适用范围：适用于压水堆核电厂熔融物压力容器内滞留（IVR）措施的设计及有效性分析。

适用范围：适用于核电厂生产厂房和工作场所的噪声控制。

适用范围：适用于压水堆核电厂运营期间在特定机械设备镍基合金和不锈钢材质表面上使用消耗品中腐蚀性限制元素的控制要求。

适用范围：适用于核设施中与安全相关的通风、空调与空气净化系统运行前的验收试验和运行后的在役试验。非安全相关的通风、空调与空气净化系统的现场试验可参照执行。

适用范围：适用于核电厂运行阶段工艺系统设备和部件的防腐施工质量管理。

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：本文件规定了重水堆用冷加工Zr2.5Nb合金压力管先漏后破的确定性分析方法，以分析含贯穿裂纹压力管在停堆时是否会发生先漏后破的情况，即当监测到压力管由于裂纹轴向贯穿管壁而发生冷却剂泄漏，在从反应堆机组停堆到进入冷态降压状态的过程中，分析裂纹尺寸是否不超过临界裂纹长度。本文件适用于有关氢致延迟裂纹的老化机制而导致的重水堆锆合金压力管先漏后破分析。本文件不适用于压力管与排管接触导致的劣化机制。

适用范围：本文件规定了监理人员在核电厂进行无损检测监理时的原则和要求，并规定了目视检测、渗透检测、真空盒检测、超声检测、射线检测、磁粉检测的工作要求。本文件适用于核电厂建安阶段监理人员对无损检测工作（不含役前检查）开展的监督管理工作要求，相关核工程、核设施建安阶段监理无损检测工作可参照执行。

适用范围：本文件规定了核电厂建（构)筑物变形自动化监测的技术要求、监测系统组成及要求，以及系统预警、试运行与运行维护、监测数据分析与成果整理、检查与验收的要求。本文件适用于核电厂建（构)筑物在建设和运营期间的变形监测系统建设与运行维护。其他核工程的变形监测系统建设与运行维护可参照使用。

适用范围：适用于压水堆核电厂堆外核临界安全分析和评价，包括湿法贮存、干法贮存、厂内转运和操作等。燃料运输容器的核临界安全分析和评价可参照本文件执行。

适用范围：适用于核电厂状态维修活动，其他核设施可参考执行。

适用范围：适用于压水堆核电厂轴封式反应堆冷却剂泵的安装和验收。

适用范围：适用于核电厂屏蔽混凝土施工和验收，其它工程的屏蔽混凝土可参照执行。

适用范围：适用于压水堆核电厂核岛机械设备的制造和检验。

适用范围：适用于压水堆核电厂使用堆芯中子注量率测量系统执行的堆芯功率分布测量试验，其他核设施可参照执行。

适用范围：适用于核电厂各阶段退役计划的编制，其他核设施退役可参考使用。

适用范围：适用于能动压水堆核电厂应急硼化系统的设计。

适用范围：适用于核电厂退役的源项调查和放射性物质存留量估算，其它核设施退役的源项调查和放射性物质存留量估算可参考执行。

适用范围：适用于能动压水堆核电厂应急硼化系统的设计。

适用范围：适用于核电厂土建和安装工程单位、分部、分项工程的划分。