GB/T 43062-2023 核能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.pdf

GB/T 43062-2023 核能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.pdf
1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。
2规范性引用文件
下列文件中的内容通过文中的规范性引用而构成本文件必不可少的条款。其中,生日期的引用文件,仅该8期对应的版本适用于本文件;不注8期的引用文件,其最新版本(包括所有的修改单)适用于
本文件。
GB/T 4960.2核科学技术术语裂变 反应堆