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。
标准号：GB/T 43062-2023
标准名称：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
英文名称：Nuclear energy—Determination of neutron fluence and displacement per atom(dpa) in reactor vessel and internals
发布日期：2023-09-07
实施日期：2023-09-07
引用标准：GB/T 4960.2
采用标准：ISO 19226:2017《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》 MOD 修改采用
起草人：刘尚源、邓瑞源、孙业丛、李冬生、贺新福、吴飞飞、贾淇、郑征、董振邦、张学耀、苗建新、罗俊、田英男、王雅霄
起草单位：核工业标准化研究所、中广核研究院有限公司、中国原子能科学研究院、上海核工程研究设计院有限公司、中国核动力研究设计院、中国核能电力股份有限公司、中国核电工程有限公司
归口单位：全国核能标准化技术委员会(SAC/TC 58)
