为了便于安全分析报告的编写和审查，一般核安全当局会指令性地规定安全分析报告的编写格式，明确核设施安全分析的阐述方式。这既包括基本方法的阐述，也包括一些特殊情况。在不同的国家，对于安全分析报告的格式有不同的规定和要求。例如，美国采用核管会(NRC)导则RGI.70《核电厂安全分析报告的格式和内容》(共17章)；而在法国，安全分析报告的格式则与RGI.70不同(分3卷)。2004年5月，国际原子能机构(IAEA)正式颁布了安全导则GS-G-4.1《核电厂安全分析报告的格式和内容》(共15章)，其格式与RGI.70及法国也不同 。
相比较而言，RGI.70非常程式化，而且NRC出版了与之配套、用于审查核电厂安全分析报告的详细的《标准审查大纲》(Standard Review Plan，SRP)(NUREG-0800)，因此，在安全分析报告的编制过程中，RGl.70在世界范围内被广泛采用。HAF001/01规定：“核电厂递交文件的内容和格式根据国家核安全局的相应要求确定”。根据国家核安全局的要求，我国各核电厂安全分析报告的格式和内容也遵循RGI.70。
在我国安全分析报告的典型内容的格式如下：
第l章、前言和电厂概述
该章提供报告的前言和对电厂的概述，使读者在不阅读以后各章的情况下对整个核电厂有一个基本了解，这样就能更好地从总体上了解整个电厂设计中每个项目有关的安全重要性，以便完成对以后各详细章节的审评。
第2章、厂址特征
该章将厂址及其附近地区的地质、地震、水文及气象方面的资料。连同目前规划的人口分布、土地使用和厂址上各种活动及管理方法一同提出。目的是指出这些厂址特征如何影响到核电厂设计和运行准则，并从安全观点出发表明厂址特征的适宜性。
第3章、结构、部件、设备及系统的设计
该章应明确说明及论述安全上重要的结构、部件、设备及系统的主要建筑设计和工程设计。
第4章、反应堆
在该章中应提交有关确定反应堆在其整个设计寿期内所有运行方式，包括瞬态、稳态和事故工况下执行其安全功能能力的评价和支持性资料。本章还应包括安全分析报告第15章“事故分析”中所需的支持性资料。
第5章、反应堆冷却剂系统和与之连接的系统
这一章应提供有关反应堆冷却剂系统和与之连接的系统的资料。对反应堆冷却剂系统和直至并包括隔离阀的承压附件，应给予特殊考虑，上述范围即反应堆冷却剂压力边界。应提供各种评价，连同必要的支持性资料，以表明反应堆冷却剂系统能达到其预期的目标。并在所有可预见的反应堆行为造成的正常工况或事故工况下仍能保持其完整性。
第6章、专设安全设施
尽管假想事故很不可能发生，但为了减轻这些事故的后果，仍须设置专设安全设施。这一章即提供核电厂配备的专设设施的详细资料，以便对这些设施的性能作适当的评价。
第7章、仪器仪表控制装置
该章所提供的资料重点放在保护系统的仪表及其有关设备上，应提供调节系统和仪表装置的分析，特别是调节系统引起瞬态方面的考虑。这些瞬态如不及时终止，就会引起燃料损伤，放射性物质释放或其他公害。
第8章、电力系统
电力系统是运行期间反应堆冷却泵和其他厂用设备用电以及异常与事故状态期间保护系统和专设安全设施用电的电源。该章的资料应旨在确立与安全相关的电力系统功能的充分性，并确保这些系统具有符合现行准则的足够冗余度、独立性及可检验性的要求。
第9章、辅助系统
该章应提供核电厂各个辅助系统的资料，应指明对电厂安全停堆或保护公众健康和安全必不可少的系统及说明。阐述有关系统和主要部件的设计依据，各系统如何满足设计依据的安全评价，为验证系统的能力和可靠性拟进行的试验和检查，以及所需要的仪表装置和控制器。
第10章、蒸汽—电力转换系统
该章应提供有关电厂蒸汽—电力转换系统的资料，包括蒸汽系统和汽轮机发电机组，即二回路冷却剂系统，由于该部分与保护公众免受辐照关系不大，因此，不需做详尽的描述但应提供足够的资料以便审评者对二回路装置(即蒸汽—电力转换系统)有一个全面的了解。
第11章、放射性废物的管理
该章应叙述核电厂对含有放射性物质的三废(废液、废气和废固)的处置能力。以及监测放射性废物释放的仪器、仪表。该章应包括在正常运行与预期运行事件下，拟建的放射性废物处理系统在系统设计、释放的控制和监测方面满足相关法规的要求及相应管理导则的建议，放射性物质释放按相关规定，保持在合可行尽量低的水平。
第12章、辐射防护
这一章应提供在正常运行和预期运行事件期间辐射防护方法的资料以及对操作人员和建造人员职业性辐照的估计资料。同时还应提供申请者为了符合相关辐射防护标准和相应管理导则而采用的有关设施与设备的设计、计划与程序大纲、技术与方法等资料。
第13章、运行管理
该章应提供校电厂准备工作和运行计划的有关资料。其目的是要求申请者保证建立和保持一个具有适当规模和技术能力的工作机构，以及保证执照持有者遵循的运行计划能充分保护公众的健康和安全。
第14章、初始试验大纲
这一章应提供有关核电厂系统、部件的初始试验大纲资料，提供的资料应提到试验大纲各主要阶段，包括运行前试验、初始装料和初始临界、低功率试验和功率提升试验。初步安全分析报告应叙述申请者的初始试验大纲的总计划，表明接通常需要事先安排的事项已予以适当考虑。
第15章 、事故分析
该章分析核电厂对假想的扰动、设备误动作或失效的响应。所分析的情况为具有代表性的可能发生的、或必须予以考虑的典型始发事件。该安全分析对选择运行限制条件、限定安全系统的整定值和从公众健康与安全的观点出发确定部件与系统的设计技术条件有重要作用。这些分析是国家和安全局审查建造许可证和运行执照申请的焦点。分析应包括对假想裂变产物释放后果的估计，该释放后果可能引起的危险不会超过任何设想的可信事故引起的危险。
第16章 、技术规格书
规格书旨在说明对核电厂的运行所规定的限值、条件及其要求，目的之一就是保护公众的健康和安全。
第17章 、质量保证
为了保证拟建核电厂的设计、建造和运行符合适用的管理要求和许可证申请中规定的设计基准，申请者必须制订质量保证大纲。在该章中，申请者应对已制订的并要在核电厂设计、建造、运行前试验和运行过程中执行的质量大纲进行描述。
另外，国家核安全局于1992年12月发布了核安全法规技术文件HAFJ0042《核电厂安全分析报告的标准格式和内容第18章人因工程与控制室》。这章应包括控制室设计工作的组织机构和设计准则控制室的设计，包括人因工程原则的体现；安全参数显示功能的设置，包括人因工程原则的体现。
国际原子能机构IAEA安全导则第GS-G-4.1号《核电厂安全分析报告和内容》规定的核电站安全分析报告主要格式及主要内容与RGI.70有一定的出入，其主要章节有：
第一章：引言
第二章：核电厂总体描述
第三章：安全管理
第四章：厂址评价
第五章：总体设计方面
第六章：核电厂系统的设计描述和符合性
第七章：安全分析
第 8 章：调试
第 9 章：运行方面
第 10 章：运行限值和条件
第 11 章：辐射防护
第 12 章：应急准备
第 13 章：环境方面
第 14 章：放射性废物管理
第 15 章：退役和寿期终止方面
