适用范围：本文件规定了核电厂主控制室设计原则、主控制室功能设计及功能设计要求，确立了验证与确认主控制室功能设计的程序。 本文件适用于核电厂主控制室的设计。对于专用的或无人值守的控制点，部分要求参考使用。 本文件不适用于详细的设备设计。

适用范围：本文件规定了设备抗震鉴定的方法和文档要求，以证明设备在规定的地震期间和（或）之后执行其性能要求的能力。 本文件适用于核设施中的电气、仪表和控制、机械设备和（或）部件。

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：本文件提供了压水堆核电厂首循环应用锑-铍中子源的设计分析、辐照活化、转运、首次装料、达临界操作等关键环节的指导，给出了上述环节中需考虑要点的有关信息。 本文件适用于锑-铍中子源在压水堆核电厂首循环堆芯的应用指导。

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：本文件规定了海水直流冷却核电厂防控海洋生物及漂浮物等取水堵塞物的设计要求。 本文件适用于采用海水直流冷却核电厂的取水堵塞物防控设计。循环供水核电厂取水堵塞物的防控设计参考使用。

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：本文件规定了核电厂安全重要电阻温度计的要求,包括设计、选材、制造、试验、标定、采购和检验等方面。 本文件适用于核电厂安全重要电阻温度计,其他核设施电阻温度计参照使用。 本文件不包括套管、导向管、延长电缆以及与电阻温度计相关的温度变送器或电桥的设计、选材和构造等要求。

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：本文件规定了核设施安全重要乏燃料水池仪表的设计要求、性能要求、鉴定要求和显示要求。 本文件适用于监测乏燃料水池状态的仪表，即水池水位，水池温度和区域辐射。本文件不适用于与乏燃料水池相关的控制系统，例如：水池冷却控制系统、隔离阀控制系统、起重机仪表和控制系统或换料机仪表和控制系统。 注：附录A中提供的乏燃料水池监测仪表改进方案仅适用于在役核设施。

适用范围：本文件主要适用于核电厂一回路管道部件热老化敏感性筛选、状态检测和评估工作，其它设备部件用铸造奥氏体不锈钢可参考本文件执行。

适用范围：本标准适用于核电厂奥氏体不锈钢管道焊缝相控阵超声波检验工作，其它具有类似结构的奥氏体不锈钢管道焊缝也可参照使用。

适用范围：本文件适用于压水堆核电厂核岛安装过程中主管道及工艺管道的绝热工程预制、安装及验收。

适用范围：本文件规定了压水堆核电厂用贫化乙酸锌的技术要求、检验方法、检验规则，以及标志、标签、包装、运输和贮存等要求。 本文件适用于压水堆核电厂，其他核设施可参照执行。

适用范围：本文件适用于压水堆核电厂役前及在役期间反应堆压力容器底封头贯穿件（包含底封头焊缝及热影响区）超声、涡流、视频检验，制造阶段也可参照执行。