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GBT43062-2023.pdf

《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》講解了在核反應堆特別是其關鍵組件如壓力容器與堆內構件，對于因中子輻照引起材料特性變化評估的重要性。該文件定義了如何量化評估核電站反應堆運行期間由快中子導致的結構材料損傷。文中指出了計算中子注量即單位面積累積接收到的快中子數量的具體方法以及確定這些高能粒子轟擊造成的晶體結構中的缺陷即離位對數目。為提高核電設備的安全性與長壽命運行性能提供了必要的理論依據和技術指導手段，還探討了利用模擬技術和實驗測試結果相結合的方式來預測不同使用年限后各部件的受損情況。此標準強調選擇恰當的能量區間，明確測量幾何條件及選用合適的數據處理技術，從而保證所得出結論的精確可靠，對于制定預防性和糾正性的維護計劃有重要的現實意義，是從事核電研究開發、設計建造、運營檢修工作不可或缺的一份指南。

《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》適用于從事核電站及相關核設施的研究院所和技術人員，以及參與反應堆壓力容器與內部構建的設計制造企業和施工單位。具體包括負責反應堆安全評審和監管的政府機構、實施日常運行監測任務的核電運營商、開展科學研究和技術創新的學術團體，還有執行定期檢查修理工作的專業團隊。此外，這份標準也是高等教育機構相關學科師生重要的學習資料和科研參考來源。