为实现核动力厂的安全运行，防止或减轻可能危及安全的事件后果，本规定提出了核动力厂安全重要的构筑物、系统和部件的设计，以及规程和组织流程所必须满足的要求。
本规定适用于核动力厂设计、建造、运行和退役阶段的分析、验证和审查，技术支持以及核安全监督。

1.2.1 本规定提出了进行全面安全评价的要求，以确定核动力厂在各种运行状态和事故工况下可能产生的潜在危险。安全评价过程涉及确定论安全分析和概率论安全分析这两种互为补充的技术，分析中必须考虑各种假设始发事件，包括可能单独地或组合地影响安全的诸多因素。这些事件有如下几种类型：
（1）源自核动力厂运行本身；
（2）由人员行为引起；
（3）与核动力厂及厂址环境直接相关。
1.2.2 本规定不涉及极不可能影响核安全的一般工业安全和由核动力厂运行所引起的非放射性影响。
1.2.3 本规定中的核动力厂主要是指为发电或其他供热应用（诸如集中供热或海水淡化）而设计的，采用水冷反应堆的陆上固定式核动力厂。
1.2.4 其他类型或采用革新技术的反应堆设计可参照本规定，但应经过细致的评价和判断。