适用范围：适用于新建陆上固定式大型压水堆型核动力厂场内应急设施设计。

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：适用于广西壮族自治区各级行政审批部门核发《辐射安全许可证》的核技术利用单位开展辐射安全和防护状况年度评估。

适用范围：本文件规定了环境空气气态污染物（SO2、NO2、NO、O3、CO）传感器法自动监测系统（以下简称监测系统）的系统组成、技术要求、性能指标和检测方法。 本文件适用于环境空气气态污染物（SO2、NO2、NO、O3、CO）传感器法自动监测系统的检测，比对评估等工作可参照执行。

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：本文件规定了压水堆核电厂常规岛（以下简称常规岛）压力管道监督管理范围、监督管理体系、监督管理方式、日常巡检、压力管道定期检查、支承定期检查、安全阀和仪表定期校验检定以及管理优化。 本文件适用于压水堆核电厂常规岛，电厂辅助设施区域管道的监督管理可参照执行。

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。

适用范围：适用于压水堆核电厂核岛冷源的调试。 由于各堆型的系统设备配置不一致，已尽量包络各堆型所涉及的设备及试验，在执行过程中可选取对应设备及试验。