GB/T 43062-2023核能反應堆壓力容器和堆內構件中子注量和原子離位次數(dpa)的確定

ICS2712010

CCSF.60.

中華人民共和國國家標準

GB/T43062—2023

核能反應堆壓力容器和堆內構件

中子注量和原子離位次數da的確定

(p)

Nuclearenergy—Determinationofneutronfluenceanddisplacementperatom

dainreactorvesselandinternals

(p)

ISO192262017MOD

(:,)

2023-09-07發(fā)布2023-09-07實施

國家市場監(jiān)督管理總局發(fā)布

國家標準化管理委員會

GB/T43062—2023

目次

前言

…………………………Ⅲ

引言

…………………………Ⅳ

范圍

1………………………1

規(guī)范性引用文件

2…………………………1

術語和定義

3………………1

輸運理論計算模型

4………………………2

總則

4.1…………………2

輸出要求

4.1.1………………………2

固定源的輸運計算方法

4.1.2………………………3

輸運計算

4.2……………3

數據輸入

4.2.1………………………3

離散縱標法

4.2.2(SN)………………3

蒙特卡洛輸運方法

4.2.3……………4

共軛注量計算

4.2.4…………………4

中子注量計算值的驗證

4.3……………4

計算不確定度的確定

4.4………………4

反應堆壓力容器中子劑量測定

5…………5

總則

5.1…………………5

反應堆壓力容器中子計量評價的一般要求

5.2………5

穩(wěn)定產物中子劑量計

5.3………………5

劑量計響應參數

5.4……………………6

標準中子場中的不確定度估算和測量驗證

5.5………6

計算與測量的比較

6………………………6

總則

6.1…………………6

計算活度與測量的傳感器活度的直接比較

6.2………6

計算的反應率與測量的平均滿功率反應率的比較

6.3………………6

使用最小二乘平差法計算與測量的比較

6.4…………6

最佳估算注量的確定

7……………………7

和氣體產生的計算方法

8dpa……………7

總則

8.1…………………7

原子離位次數

8.2(dpa)…………………7

氣體生成

8.3……………7

參考文獻

………………………9

Ⅰ

GB/T43062—2023

前言

本文件按照標準化工作導則第部分標準化文件的結構和起草規(guī)則的規(guī)定

GB/T1.1—2020《1:》

起草

。

本文件修改采用核能反應堆壓力容器和堆內構件中子注量和原子離位次數

ISO19226:2017《

的確定

(dpa)》。

本文件與相比做了下述結構調整

ISO19226:2017:

第章增加了以避免懸置段出現對應中的對應

———88.1,8.2ISO19226:20178.1,8.3ISO19226:

中的

20178.2。

本文件與的技術差異及其原因如下

ISO19226:2017:

用規(guī)范性引用的替換了和見第章以適

———GB/T4960.2ANSI/ANS19.10ASTME170-16a(2),

應我國的技術條件增加可操作性

,。

本文件做了下列編輯性改動

:

調整了范圍中注釋部分內容置于本章末尾表述

———;

增加了中國俄羅斯兩類核數據庫的列舉說明見以提高舉例說

———“CENDL”“BROND”(4.2.1),

明的完整性

;

增加了參考文獻和見參考文獻和

———ANSI/ANS19.10ASTME170-16a([1][2]);

刪除了參考文獻見中的參考文獻

———[1]~[6]、[21]~[29](ISO19226:2017)。

請注意本文件中的某些內容可能涉及專利本文件的發(fā)布機構不承擔識別專利的責任

。。

本文件由全國核能標準化技術委員會提出并歸口

(SAC/TC58)。

本文件起草單位核工業(yè)標準化研究所中廣核研究院有限公司中國原子能科學研究院上海核工

:、、、

程研究設計院有限公司中國核動力研究設計院中國核能電力股份有限公司中國核電工程有限公司

、、、。

本文件主要起草人劉尚源鄧瑞源孫業(yè)叢李冬生賀新福吳飛飛賈淇鄭征董振邦張學耀

:、、、、、、、、、、

苗建新羅俊田英男王雅霄

、、、。

Ⅲ

GB/T43062—2023

引言

本文件旨在下列情況時使用

。

涉及用于預測反應堆壓力容器和堆內構件輻照損傷的受照參數的確定受照參數可為中子注

a)。

量和或原子離位次數

()(dpa)。

涉及受中子輻照反應堆壓力容器和堆內構件材料特性的確定

b)。

涉及監(jiān)管機構的許可證審批程序如編制監(jiān)管指南編制分析有關受中子輻照的壓力容器和反

c),,

應堆堆內構件完整性和材料特性的報告

。

Ⅳ

GB/T43062—2023

核能反應堆壓力容器和堆內構件

中子注量和原子離位次數da的確定

(p)

1范圍

本文件規(guī)定了一種基于給定的堆芯中子源下反應堆堆芯與安全殼之間構件的輻照量的評估流程

。

輻照量可用中子注量原子離位次數或氦核素產生來表示輻照的評價視情況可采用中子注量率

、(dpa)。

的計算或壓力容器內和堆腔內的劑量計的測量值

。

本文件適用于壓水反應堆沸水反應堆和加壓重水反應堆等不同堆型

(PWRs)、(BWRs)(PHWRs)

的反應堆壓力容器和堆內構件中子注量和原子離位次數的確定

(dpa)。

本文件還確立了一種用于評估反應堆壓力容器和堆內構件中子損傷特性

PWRs、BWRs、PHWRs

的流程損傷主要是指由于與中子碰撞引起的原子離位次數直接損傷以及由于氣體產生而引起的間

。,

接損傷這兩種損傷的程度都強烈依賴于中子能譜因此對于給定的中子注量和中子能譜總累積原

。。,,

子離位次數數值的計算是用于反應堆壽期管理的一項重要數據

。

注本文件中的中子源指堆芯的裂變中子源分布

:“”。

2規(guī)范性引用文件

下列文件中的內容通過文中的規(guī)范性引用而構成本文件必不可少的條款其中注日期的引用文

。,

件僅該日期對應的版本適用于本文件不注日期的引用文件其最新版本包括所有的修改單適用于

,;,()

本文件

。

核科學技術術語