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：适用于核电厂最大尺寸为430mm×350mm、最大光学密度D不小于4.5的射线照相底片数字化。适用于核电厂射线照相底片数字化影像文件的存储及备份。

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：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：适用于核电厂土建和安装工程单位、分部、分项工程的划分。

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：适用于压水堆核电厂外部事件二级PSA的分析工作，其他核电厂可参考使用。

适用范围：适用于压水堆核电厂在役检查 1、2、3 级系统及部件的压力试验。

适用范围：适用于压水堆核电厂核供汽系统与汽轮机厂房之间接口的设计。