适用范围：本文件规定了压水堆安全运行所必需的专用仪表及其应用的通用要求，包括总体要求、对中子注量率测量、温度测量、冷却剂测量、保护系统、仪表动力源、控制设施、报警装置等的要求。 本文件适用于压水堆堆型中与反应堆安全和控制有直接关系的仪表的设计和实施。

适用范围：本文件规定了压水堆、高温气冷堆、液态金属冷却快堆安全运行所必需的专用仪表及其应用的通用要求，包括总体要求、对中子注量率测量、温度测量、冷却剂测量、保护系统、仪表动力源、控制设施、报警装置等的要求。 本文件适用于与反应堆安全和控制有直接关系的仪表的设计和实施，其他堆型参考使用。

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反应堆冷却剂系统松脱部件的声学监测系统的特性、设计要求和运行规程。 本文件适用于反应堆冷却剂系统松脱部件监测系统的设计和运行。

适用范围：本文件规定了压水堆核电厂运行状态下流出物排放源项分析的通用原则，以及氚、14C、裂变产物和腐蚀活化产物的排放源项分析准则。本文件适用于评价压水堆核电厂放射性核素通过液态和气态流出物向环境的年排放量。

适用范围：本标准规定了为验证安全级电气设备在发生地震期间和(或)地震后能执行其安全功能而进行的抗震鉴定的实施方法及其文件要求。本标准适用于核电厂安全级电气设备的抗震鉴定，包括其故障会对安全系统的性能产生有害影响的任何接口部件或设备。

适用范围：本标准规定了核电厂机械设备老化管理大纲内容的基本要求。 本标准适用于核电厂运行期间（包括运行期延长期间）机械设备老化管理大纲的编制和修订。

适用范围：本标准规定了核设施运行和退役中产生的钢铁、铝、镍和铜材料、设备和工具再循环再利用的清洁解控水平。 本标准适用于核设施运行和退役中产生的钢铁、铝、镍和铜材料、设备和工具的再循环、再利用。

适用范围：本标准规定了轻水反应堆声学监测系统的特性、设计要求和运行程序。 本标准适用于反应堆冷却剂系统松脱零件监测系统的设计和运行。声学监测系统用于监测通过结构传播、在反应堆冷却剂包容壳体外侧可测到的声音，其目的是探查异常事件，特别是由松脱零件引起的金属对金属的撞击事件，并用于确定这些事件发生的位置。所监测之声音仅限于可听频率范围,大约从30 Hz到20 kHz。 本标准基于：使用压电式加速度传感器，探测由结构传播的声音。本标准不排除使用其他可代用的传感器。

适用范围：本标准规定了压水堆核电厂运行状态下一次冷却剂、蒸汽发生器炉水和蒸汽内放射性核素比活度的确定方法及液态流出物和气态流出物源项的确定方法。 本标准计算的源项适用于评价通过液态和气态流出物释放到环境中去的放射性核素的年平均排放量。 本标准采用的数据是基于使用锆包壳二氧化铀燃料的压水堆核电厂。 本标准仅适用于采用U型管式蒸汽发生器的压水堆核电厂。