适用范围：本文件描述了使用傅里叶变换红外光谱法测定全范围重水同位素纯度的方法。 本文件适用于重水堆核电厂、研究堆、重水生产厂家和重水相关领域的重水同位素纯度的测定。

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：本文件描述了闪烁体的相对光输出、相对能量转换效率、α-β比、固有脉冲幅度分辨率、闪烁光衰减长度、发射光谱、时间特性、辐照硬度、自身放射性水平、β-γ比和n-γ比、温度效应、闪烁体阵列的不均匀性、光串扰等的测量方法。本文件适用于常用固体闪烁体的性能测量。

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：本文件界定了核材料管制相关的通用、核材料与核设施、实物保护、核材料衡算、核材料控制、视察以及核保障领域的术语和定义。本文件适用于编写核材料管制与核保障领域内的各级标准和有关技术文件等。

适用范围：本文件规定了可编程数字设备用于核电厂安全系统的设计准则，包括安全系统准则、监测指令设备的功能和设计要求、执行装置的功能和设计要求、对动力源的要求。本文件适用于核电厂安全系统中的可编程数字设备。

适用范围：本文件规定了核电厂辅助控制室的设计要求，包括辅助控制室的设计准则、设计过程、功能设计以及系统验证和确认。 本文件适用于新建核电厂的辅助控制室设计，以及对在役核电厂的辅助控制室的设计改进。 本文件不适用于辅助控制室设备的详细设计。

适用范围：本文件规定了核电厂仪表和控制系统（本文件中所述仪表和控制系统均指数字化仪表和控制系统，以下简称“仪控系统”）网络安全防范管控（以下简称“安全管控”）分类清单，并供用户进行选择和应用，从而预防、检测和修正核电厂数字化仪控系统的计算机网络攻击。 本文件适用于新建核电厂仪控系统生命周期所有阶段（包括仪控平台开发、仪控系统工程建设、仪控系统运行和维护、退役等）安全管控措施选择和执行活动，也适用于核电厂在役仪控系统的更新或改造。核电厂电气系统的网络安全防范管控也可参照本文件执行。

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：本文件界定了裂变反应堆堆型、反应堆本体、反应堆物理、反应堆热工、反应堆工艺系统和部件、调试与运行、核安全等领域的术语和定义。 本文件适用于裂变反应堆领域标准、技术文件的编写和翻译以及国内国际技术交流等术语的规范表述。

适用范围：本文件提供了闪烁体和闪烁探测器的命名（标识)以及闪烁体的标准尺寸指导。 本文件适用于在闪烁体计数和闪烁体能谱测量探测器使用的固体有机或无机闪烁体。 本文件不适用于液体闪烁体探测器。

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：本文件规定了核电厂安全重要电气设备鉴定原则、鉴定方法、鉴定大纲和鉴定文件的相关要求。本文件适用于核电厂安全重要电气设备及其接口的初始鉴定、鉴定状态保持和鉴定寿命延长，也适用于设备变更后根据要求更新的鉴定。

适用范围：本文件提供了核电厂安全系统的设计和运行人员以及有关管理部门用于核电厂安全系统可靠性和可用性分析的一般方法和步骤。 本文件适用于定性和定量分析核电厂安全系统的可靠性，且适用于核电厂安全系统生命周期的各个阶段。 本文件的定性、定量分析原理适用于分析部件故障对系统可靠性的影响。 本文件的通用可靠性和可用性分析方法适用于核电厂和其他核设施的构筑物、系统和部件。

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：本文件界定了核电厂老化管理与寿命管理相关的常用术语。 本文件适用于核电厂老化管理与寿命管理工作，其他核设施的相关工作可参照使用。