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GBT43062-2023.pdf

《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》讲解了在核反应堆特别是其关键组件如压力容器与堆内构件，对于因中子辐照引起材料特性变化评估的重要性。该文件定义了如何量化评估核电站反应堆运行期间由快中子导致的结构材料损伤。文中指出了计算中子注量即单位面积累积接收到的快中子数量的具体方法以及确定这些高能粒子轰击造成的晶体结构中的缺陷即离位对数目。为提高核电设备的安全性与长寿命运行性能提供了必要的理论依据和技术指导手段，还探讨了利用模拟技术和实验测试结果相结合的方式来预测不同使用年限后各部件的受损情况。此标准强调选择恰当的能量区间，明确测量几何条件及选用合适的数据处理技术，从而保证所得出结论的精确可靠，对于制定预防性和纠正性的维护计划有重要的现实意义，是从事核电研究开发、设计建造、运营检修工作不可或缺的一份指南。

《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》适用于从事核电站及相关核设施的研究院所和技术人员，以及参与反应堆压力容器与内部构建的设计制造企业和施工单位。具体包括负责反应堆安全评审和监管的政府机构、实施日常运行监测任务的核电运营商、开展科学研究和技术创新的学术团体，还有执行定期检查修理工作的专业团队。此外，这份标准也是高等教育机构相关学科师生重要的学习资料和科研参考来源。