适用范围：本文件描述了压水堆燃料棒（以下简称燃料棒）焊缝的金相检验和X射线照相检验方法。 本文件的金相检验方法适用于采用电子束、钨极惰性气体保护进行焊接的锆合金燃料棒熔化焊焊缝（包括环焊缝和密封焊点）样品的熔深、缺陷及微观组织的检验。也适用于采用压力电阻焊进行锆合金燃料棒焊接的焊缝的密实区的检验。其中的薄膜浸蚀法仅适用于采用电子束焊接的ZrSn合金燃料棒焊缝检验。 燃料组件中锆合金导向管焊缝熔深和缺陷以及采用其他焊接方式得到的焊缝的金相检验也可参照执行。 本文件的X射线照相检验方法适用于燃料棒环焊缝以及密封焊点的检查，压水堆燃料组件控制棒、可燃毒物棒、中子源棒以及导向管部件环焊缝，其他堆型类似燃料棒环焊缝也可参照执行。

适用范围：本文件描述了二氧化铀粉末和芯块中碳测定的方法，包括原理、试剂或材料、仪器设备、样品、试验步骤、试验数据处理、精密度及试验报告。本文件适用于二氧化铀粉末和芯块中碳的测定，取样量为0.5 g时，碳含量的测量范围为（10～1 000）μg/g。

适用范围：本标准规定了天然六氟化铀产品的技术要求、检验规则、检验方法及包装、运输、贮存、质量证明书等要求。 本标准适用于天然六氟化铀产品。

适用范围：本标准规定了235U丰度低于5%的浓缩六氟化铀产品的安全、保健物理和临界要求，化学、物理和同位素要求，取样，化学分析和同位素分析的试验方法以及标志、包装、运输和贮存。本标准适用于用商用天然六氟化铀或用商用天然六氟化铀与后处理六氟化铀掺合得到的六氟化铀进行浓缩的，以及由235U丰度高于5%的浓缩六氟化铀与其他低丰度的六氟化铀掺合得到的235U丰度低于5%的浓缩六氟化铀产品。

适用范围：本标准规定了测定二氧化铀粉末和芯块中氟、氯的方法提要、试剂、仪器和设备、试样、分析步骤、结果计算及方法精密度。 本标准适用于二氧化铀粉末和芯块中氟、氯的测定，当称样范围为0.5 g～5.0 g时，氟测定范围为1 μg/g～400 μg/g，氯测定范围2 μg/g～200 μg/g。存在于吸收溶液中杂质离子Al3+不大于16 μg、Ca2+不大于10 μg、Fe3+不大于10 μg、Mg2+不大于22 μg时，对氟的测定没有影响。

适用范围：本标准规定了二氧化铀粉末和芯块中硅测定的方法提要、试剂和材料、仪器和设备、试样、分析步骤、结果计算及方法精密度。 本标准适用于二氧化铀粉末和芯块中硅的测定，也适用于核级八氧化三铀中硅的测定。碱熔融法取样量为0.5 g时，测定范围为10 μg/g～80 μg/g；酸溶法取样量为0.2 g时，测定范围为10 μg/g～300 μg/g。 试样中主要干扰元素允许量：As为30 μg/g、P为250 μg/g。

适用范围：本标准规定了二氧化铀芯块中总氢测定的方法提要、试剂和材料、仪器设备、试样、分析步骤、结果计算及精密度。 本标准适用于二氧化铀芯块中总氢的测定，测量氢的质量分数范围为0.15 μg/g～20.00 μg/g。 加热二氧化铀芯块温度超过2 360 ℃时，一氧化碳氧化剂的消耗量显著增加。在确保氢释放完全的情况下控制加热温度不超过2 360 ℃能有效减少一氧化碳氧化剂的消耗。

适用范围：GB/T 4960的本部分规定了磁约束核聚变领域常用的术语及其定义。 本部分适用于磁约束核聚变领域内编写标准和技术文件、翻译文献及国内外技术交流等。

适用范围：本标准规定了高水平放射性废液（以下简称“高放废液”）贮存厂房设计所涉及的技术要求。 本标准适用于乏燃料后处理产生的高放废液贮存厂房设计。

适用范围：本标准规定了铀、钚和重铬酸钾标准溶液的制备程序以及确认其浓度的程序。 本标准适用于铀、钚和重铬酸钾标准溶液的制备与浓度的确认，其他物质标准溶液的制备和浓度的确认也可参照使用。

适用范围：DB34/T 1563 的本部分规定了国际热核聚变实验堆（ITER）馈线系统(FEEDER) 故障模式及影响分析(FMEA)的内容和方法，FEEDER功能及硬件FMEA的方法。 本部分适用于ITER馈线系统(FEEDER) 功能及硬件的故障模式及影响分析(FMEA)。

适用范围：DB34/T 1563的本部分规定了国际热核聚变实验堆（ITER）馈线系统(FEEDER)故障模式及影响分析(FMEA)的术语和定义、基本要求。 本部分适用于产品在论证、方案、工程研制与定型、生产和使用等寿命周期各阶段开展的FMEA工作。

适用范围：DB34/T 1563 的本部分规定了国际热核聚变实验堆（ITER）馈线系统(FEEDER)电流引线、内部馈线、 过渡馈线、线圈终端盒功能及硬件故障模式及影响分析(FMEA)报告。 本部分适用于以纵向场（TF）磁体馈线系统为对象进行的FMEA分析，其他类型馈线系统也可参考 本部分。

适用范围：本标准规定了重水堆核电厂燃料棒束的技术要求、检验方法、检验规则与包装、标志、贮存、运输等要求。 本标准适用于重水堆核电厂燃料棒束。

适用范围：GB/T 4960的本部分规定了核燃料与核燃料循环领域有关的术语及其定义。 本部分适用于核燃料与核燃料循环领域内编写标准和技术文件、翻译文献及国内国际技术交流等。

适用范围：本标准规定了重水堆核电厂燃料棒束（简称“棒束”）的密封性能无损检测的方法提要、材料与设备、检测条件、检测步骤和检测结果判定等内容。 本标准适用于重水堆核电厂燃料棒束密封性能的检测，也适用于重水堆核电厂燃料元件密封性能的检测。可检测泄漏率范围为1×10-11 Pa·m3/s～1×10-7 Pa·m3/s。

适用范围：本标准规定了重水堆核电厂测量燃料元件包壳管内壁石墨涂层厚度和支承垫底面、隔离块侧面的铍涂层厚度的方法提要、标准样品、设备及装置、测量环境条件、测量步骤等内容。 本标准适用于重水堆核电厂燃料元件包壳管内壁石墨涂层厚度测量和支承垫底面、隔离块侧面的铍涂层的厚度测量，可测量的范围为（0~30）μm。

适用范围：本标准规定了重水堆核电厂燃料元件用烧结天然二氧化铀芯块的技术要求、检验方法、检验规则和包装、贮存、运输、标志等要求。 本标准适用于重水堆核电厂燃料元件用烧结天然二氧化铀芯块。