核能 反應堆壓力容器和堆內構件中子注量和原子位移（dpa）的確定 編制說明

PAGEPAGE7中華人民共和國國家標準《核能 反應堆壓力容器和堆內構件中子注量和原子位移（dpa）的確定》編 制 說 明（征求意見稿）20226月《核能 反應堆壓力容器和堆內構件中子注量和原子位移（dpa）的確定》國家標準一、任務來源及計劃要求（國家標準化管理委員會于2021（18為全國核能標準化技術委員會（SAC/TC58），執(zhí)行單位為全國核能標準化技術委員會反應堆技術分委會（SAC/TC58/SC3）。本標準文件具體由中核戰(zhàn)略規(guī)劃研究總院有限公司核工業(yè)標準化研究所負責主編。按照下達的計劃，本標準計劃于2022年9月前完成征求意見稿的征求意見收集匯總工作；并于2022年11月具備送審材料審查條件，并于2023年2月前完成報批材料準備工作。二、標準編制組組成1。表1.標準編制組成員名單序號姓名單位職務/職稱分工1.待定核工業(yè)標準化研究所2.中國核動力研究設計院3.上海核工程研究設計院有限公司4.核工業(yè)西南物理研究院5.中廣核研究院有限公司6.中國原子能科學研究院7.清華大學核能與新能源技術研究院8.9.三、編制過程3.1前期準備（2021年7月-2021年12月）的進度計劃、文件收集與調研、資料學習與分析等。20161-2012）以及NB/T20576-2019《壓水堆核電廠反應堆壓力容器中子注量率分析及測量》NB標準制定項目，但并沒有適用于反應堆堆內中子注量和原子位移（dpa）確定的相關標準規(guī)范，有必要針對反應堆壓力容器和堆內構件中子注量和原子位移（dpa）的確定提供相關專業(yè)標準規(guī)范。通過轉化并制定反應堆壓力容器和堆內構件中子注量和原子位移（dpa）的確定的國家標準：為核電廠的設計和安全穩(wěn)定運行提供更有力的技術保障；探索壓力容器和堆內構件中子注量和原子位移（dpa）確定技術的標準化，提升國內行業(yè)技術水平；適用、符合國情和滿足可持續(xù)發(fā)展要求；國外落地生根。ISO19226：2017(E)譯文翻譯準確性等問題征求了有關單位的意見。3.2征求意見稿編寫（20221月-20226月）2021年12月末形成了首版標準工作組討論主要技術內容的譯文等要素進行了深入而詳細地討論并逐步提出具體的修改意四、國內外標準現(xiàn)狀分析本標準的編制將等同采用ISO19226：2017(E)Nuclearenergy-Determinationofneutronfluenceanddisplacementperatom(dpa)inreactorvesselandinternals.此項ISO國際標準的參考藍本為美國國家標準ANSI/ANS19.10-2009MethodfordeterminingneutronfluenceinBWRandPWRpressurevesselandreactorinternals，但該標準并未涉及到由于中子注量而引起的輻照損傷評估等相關內容。此外，美國核管會于2001年出版的RG1.190Calculationalanddosimetrymethodsfordeterminingpressurevesselneutronfluence中存在部分相似內容（如：提供了壓力容器中子注量計算和劑量測量的方法等暫未發(fā)現(xiàn)國內有類似相關法規(guī)、標準或規(guī)范。五、標準編制原則標準編制組確定本等同采標的編制原則是：標準應具有先進性和可操作性；ISO標準中表達的含義和指向的內容；有利于促進國內相關技術的標準化與規(guī)范化；標準中的主體技術內容應邏輯分明，體系框架結構應明晰合理；標準中的語言表述應準確、科學、簡潔；標準應貼合并服務于國內核工業(yè)工程管理實踐。六、主要技術內容說明本標準適用于壓水堆（PWR），沸水堆（BWR）和加壓重水堆（PHWR）反應堆壓力容器和堆內構件中子注量和dpa的確定。8測定、計算值與測量值的比較、最佳估計通量的確定、原子位移（dpa）產(chǎn)生的計算方法等內容。PWR，BWRPHWR特性，本標準也將給出一種對其進行評估的方法程序。本規(guī)范制定過程中，不需要再開展相關的試驗驗證。主要章節(jié)內容包括：范圍規(guī)范性引用文件術語和定義輸運理論計算模型輸運計算中子注量計算值的驗證計算不確定性的確定反應堆壓力容器中子劑量測定反應堆容器中子劑量的一般要求穩(wěn)定產(chǎn)品中子劑量計劑量計響應參數(shù)標準中子場的不確定性估算和測量驗證計算與測量的比較計算活動與測量傳感器活動的直接比較計算的速率與測量的平均全功率反應速率的比較使用最小二乘法計算與測量的比較最佳估計通量的確定原子位移（dpa）和氣體產(chǎn)生的計算方法原子位移（dpa）氣體產(chǎn)生七、與現(xiàn)行法規(guī)、標準的關系ISO19226：2017(E)NuclearEnergyDeterminationofNeutronFluenceandDisplacementPerAtom(dpa)inReactorVesselandInternals，采標程度為等同采用。八、重大分歧意見的處理經(jīng)過和依據(jù)無重大分歧意見。九、主要參考資料清單1.ISO8529-1：2001Referenceneutronradiation—Part1：Characteristicsandmethodsofproduction2.IAEATechnicalMeetingon.NuclearReactionDataandUncertaintiesforRadiationDamage,June13-16,2016,INDC(NDS)-07193.GB/T1.1-2020《標準化工作導則第1部分：標準化文件的結構和起草規(guī)則》4.NB/T20161-2012《壓水堆核電廠堆外中子注量率測量系統(tǒng)安裝與試驗技術規(guī)程》5.NB/T20576-20196.USNRCRegulatoryGuide1.190,CalculationalandDosimetryMethodsforDeterminingPressureVesselNeutronFluence7.ANSI/ANS19.10,MethodsfordeterminingneutronfluenceinBWRandPWRpressurevesselandreactorinternals8.ASTME170-16a,StandardTerminologyRelatingtoRadiationMeasurementsandDosimetry9.ASTME854-03(Reapprove