EN ISO 19226:2020
核能. 反应堆容器和内部构件中子注量和每原子位移（DPA）的测定

2020-08

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适用范围: ISO 19226:2017 提供了在给定中子源的情况下，评估反应堆堆芯和安全壳内表面之间、通过压力容器和反应堆腔、活性燃料组件端部之间区域的辐照数据的程序在核心。注：这些辐照数据可以是中子注量或每原子位移 (dpa) 以及氦气产量。该评估酌情采用中子通量计算以及来自容器内和腔内剂量测定的测量数据。本文件适用于压水反应堆（PWR）、沸水反应堆（BWR）和加压重水反应堆（PHWR）。 ISO 19226:2017 还提供了评估反应堆压力容器以及压水堆、沸水堆和重水堆内部组件的中子损伤特性的程序。损伤特性集中于由于与中子碰撞导致原子直接位移引起的原子位移损伤和气体产生引起的间接损伤，这两者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，计算原子位移的总累积数是用于反应堆寿命管理的重要数据。

EN ISO 19226:2020核能. 反应堆容器和内部构件中子注量和每原子位移（DPA）的测定