适用范围：本文件界定了往复式内燃燃气发电机组的术语和定义、符号，描述了标准基准状况、功率修正的计算方法、功率调整和燃料消耗率的换算方法。本文件适用于往复式内燃燃气发电机组(以下简称“燃气发电机组”)功率调整和燃料消耗率的换算，所配套的发动机为燃气发动机(以下简称“发动机”)。

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：本文件规定了在核电厂全生命周期中实施可靠性、可用性、可维修性和安全性连贯的全过程管理的方法和要求。 本文件适用于核电厂全生命周期各阶段的RAMS管理。

适用范围：本文件规定了核电厂运行许可证有效期限延续评估的流程、安全论证基准确定、电厂整体评估、时限老化分析、环境影响评估、安全改进及承诺、最终安全分析报告增补和修改、运行许可证延续申请文件编制以及延续运行安全基准更新等要求。本文件适用于核电厂运行许可证有效期延续（简称“运行许可证延续”)评估活动，其他核设施参照使用。

适用范围：本文件确立了核电厂运行期间安全重要电气、仪表及控制设备(以下简称“电气和仪控设备”)环境参数监测的原则并规定了流程、技术要求、监测数据和文本保存、质量保证等要求。 本文件适用于核电厂运行期间安全重要电气、仪表及控制设备的环境监测(不包括设计基准事故的环境监测)，指导核电厂获取显著影响电气和仪控设备老化过程的重要环境参数，为设计环境参数验证、设备鉴定寿命延长、设备失效原因分析、核电厂运行许可证延续老化评估等提供数据支持。 其他设备的环境监测参照本文件执行。

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：本文件规定了压水堆核电厂钢制安全壳的材料、设计、制造和安装、检测、试验和超压保护。 本文件适用于压水堆核电厂钢制安全壳的设计建造，其他堆型核电厂同类安全壳可参照执行。

适用范围：本文件规定了压水堆核电厂初始装料后机组性能试验的试验目的、试验条件、试验内容、验收准则及试验记录和报告。 本文件适用于压水堆核电厂初始装料后机组性能试验。

适用范围：本文件规定了核电厂关键设备状态监测的通用技术和管理要求。 本文件适用于核电厂关键设备状态监测系统的设计、运行和维护。

适用范围：本文件描述了核聚变堆高温承压部件在处于高温、内部承受高压氦气压强下的氦检漏试验方法。本文件适用于核聚变堆高温承压部件、聚变堆真空室内部件、真空密封结构件和其他运行在高温环境下部件的密封性试验，以及其他领域高温或高温承压部件的密封性检测。

适用范围：本文件规定了核电厂安全重要物项用焊接材料的选用、评定、采购、制造、验收和使用等过程的质量管理要求。 本文件适用于核电厂机械类安全重要物项用焊接材料的质量管理，包括焊条、焊丝、焊带、焊剂。其他安全重要物项用焊接材料的质量管理参照执行。

适用范围：本文件规定了核电厂安全重要物项用金属材料的设计、评定、采购、制造、验收、贮存和标识等过程的质量管理要求。 本文件适用于核电厂机械类安全重要物项用金属材料的质量管理，包括型材、板材、管材、棒材、丝材、锻件、铸件等。其他安全重要物项用金属材料的质量管理参照执行。

适用范围：本文件规定了聚变装置变流器控制系统的系统构成、设计要求、设备状态巡检及数据采集和设备安装要求。 本文件适用于聚变装置变流器控制系统设计。其他大功率变流器电源控制系统设计参照执行。

适用范围：本文件规定了集装箱式锂离子电池储能电站防火设计与管理的术语和定义、基本要求、防火设计、火灾预防和应急处置。 本文件适用于集装箱式锂离子电池储能电站的防火设计与管理。

适用范围：本文件规定了压水堆核电厂调试大纲的基本内容和编写要求。 本文件适用于压水堆核电厂调试大纲的编写。

适用范围：本文件规定了压水堆核电厂反应堆首次临界试验的试验目的、初始条件、试验方法、注意事项、验收准则，及对试验记录和报告的要求。 本文件适用于新建压水堆核电厂在调试阶段进行的反应堆首次临界试验。

适用范围：本文件规定了压水堆核电厂初始装料前冷态性能试验的试验条件、试验内容、验收准则及试验记录和报告。 本文件适用于压水堆核电厂初始装料前冷态性能试验，其他堆型核电厂可参照执行。

适用范围：本文件规定了压水堆核电厂初始装料前热态性能试验的试验目的、试验条件、试验内容、验收准则及试验记录和报告。 本文件适用于压水堆核电厂初始装料前热态性能试验。

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。