本导则是对《核动力厂设计安全规定》（HAF102）有关条款的说明和细化，其目的是给核动力厂二级概率安全分析（PSA，Probabilistic Safety Analysis）工作的开展提供指导。

1.2.1 本导则主要适用于为发电或其他供热应用（例如，集中供热或海水淡化）而设计的陆上固定式水冷反应堆核动力厂。其他类型的或采用革新技术的反应堆设计可参照本导则，但应经过细致的评价和判断。
1.2.2 本导则所提供的建议主要针对新建核动力厂，对在运核动力厂所开展的二级概率安全分析工作也可参照执行，但需要考虑在运核动力厂概率安全分析中可能存在的特定要求。
1.2.3 本导则所分析的范围限于核动力厂反应堆堆芯放射性物质的二级概率安全分析，不涉及核动力厂乏燃料水池、放射性废物等堆芯外放射源的二级概率安全分析。
1.2.4 本导则给出了核动力厂功率工况、低功率和停堆工况下开展二级概率安全分析工作的指导建议。
1.2.5 本导则给出了核动力厂以核动力厂反应堆堆芯全范围一级PSA 为起点，开展二级概率安全分析的基本技术要素及实施步骤，直到生成详细的源项清单，作为三级PSA 的输入。最后给出了二级概率安全分析的应用建议。
1.2.6 本导则是对核安全导则《核动力厂一级概率安全分析》的继承和发展，其中已经阐述的PSA 通用技术要素和项目管理要求本导则不再赘述。