核能 反應(yīng)堆壓力容器和堆內(nèi)構(gòu)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(guó)國(guó)家標(biāo)準(zhǔn)《核能 反應(yīng)堆壓力容器和堆內(nèi)構(gòu)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(yīng)堆壓力容器和堆內(nèi)構(gòu)件中子注量和原子位移（dpa）的確定》國(guó)家標(biāo)準(zhǔn)一、任務(wù)來源及計(jì)劃要求（國(guó)家標(biāo)準(zhǔn)化管理委員會(huì)于2021（18為全國(guó)核能標(biāo)準(zhǔn)化技術(shù)委員會(huì)（SAC/TC58），執(zhí)行單位為全國(guó)核能標(biāo)準(zhǔn)化技術(shù)委員會(huì)反應(yīng)堆技術(shù)分委會(huì)（SAC/TC58/SC3）。本標(biāo)準(zhǔn)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(biāo)準(zhǔn)化研究所負(fù)責(zé)主編。按照下達(dá)的計(jì)劃，本標(biāo)準(zhǔn)計(jì)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(bào)批材料準(zhǔn)備工作。二、標(biāo)準(zhǔn)編制組組成1。表1.標(biāo)準(zhǔn)編制組成員名單序號(hào)姓名單位職務(wù)/職稱分工1.待定核工業(yè)標(biāo)準(zhǔn)化研究所2.中國(guó)核動(dòng)力研究設(shè)計(jì)院3.上海核工程研究設(shè)計(jì)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(guó)原子能科學(xué)研究院7.清華大學(xué)核能與新能源技術(shù)研究院8.9.三、編制過程3.1前期準(zhǔn)備（2021年7月-2021年12月）的進(jìn)度計(jì)劃、文件收集與調(diào)研、資料學(xué)習(xí)與分析等。20161-2012）以及NB/T20576-2019《壓水堆核電廠反應(yīng)堆壓力容器中子注量率分析及測(cè)量》NB標(biāo)準(zhǔn)制定項(xiàng)目，但并沒有適用于反應(yīng)堆堆內(nèi)中子注量和原子位移（dpa）確定的相關(guān)標(biāo)準(zhǔn)規(guī)范，有必要針對(duì)反應(yīng)堆壓力容器和堆內(nèi)構(gòu)件中子注量和原子位移（dpa）的確定提供相關(guān)專業(yè)標(biāo)準(zhǔn)規(guī)范。通過轉(zhuǎn)化并制定反應(yīng)堆壓力容器和堆內(nèi)構(gòu)件中子注量和原子位移（dpa）的確定的國(guó)家標(biāo)準(zhǔn)：為核電廠的設(shè)計(jì)和安全穩(wěn)定運(yùn)行提供更有力的技術(shù)保障；探索壓力容器和堆內(nèi)構(gòu)件中子注量和原子位移（dpa）確定技術(shù)的標(biāo)準(zhǔn)化，提升國(guó)內(nèi)行業(yè)技術(shù)水平；適用、符合國(guó)情和滿足可持續(xù)發(fā)展要求；國(guó)外落地生根。ISO19226：2017(E)譯文翻譯準(zhǔn)確性等問題征求了有關(guān)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(biāo)準(zhǔn)工作組討論主要技術(shù)內(nèi)容的譯文等要素進(jìn)行了深入而詳細(xì)地討論并逐步提出具體的修改意四、國(guó)內(nèi)外標(biāo)準(zhǔn)現(xiàn)狀分析本標(biāo)準(zhǔn)的編制將等同采用ISO19226：2017(E)Nuclearenergy-Determinationofneutronfluenceanddisplacementperatom(dpa)inreactorvesselandinternals.此項(xiàng)ISO國(guó)際標(biāo)準(zhǔn)的參考藍(lán)本為美國(guó)國(guó)家標(biāo)準(zhǔn)ANSI/ANS19.10-2009MethodfordeterminingneutronfluenceinBWRandPWRpressurevesselandreactorinternals，但該標(biāo)準(zhǔn)并未涉及到由于中子注量而引起的輻照損傷評(píng)估等相關(guān)內(nèi)容。此外，美國(guó)核管會(huì)于2001年出版的RG1.190Calculationalanddosimetrymethodsfordeterminingpressurevesselneutronfluence中存在部分相似內(nèi)容（如：提供了壓力容器中子注量計(jì)算和劑量測(cè)量的方法等暫未發(fā)現(xiàn)國(guó)內(nèi)有類似相關(guān)法規(guī)、標(biāo)準(zhǔn)或規(guī)范。五、標(biāo)準(zhǔn)編制原則標(biāo)準(zhǔn)編制組確定本等同采標(biāo)的編制原則是：標(biāo)準(zhǔn)應(yīng)具有先進(jìn)性和可操作性；ISO標(biāo)準(zhǔn)中表達(dá)的含義和指向的內(nèi)容；有利于促進(jìn)國(guó)內(nèi)相關(guān)技術(shù)的標(biāo)準(zhǔn)化與規(guī)范化；標(biāo)準(zhǔn)中的主體技術(shù)內(nèi)容應(yīng)邏輯分明，體系框架結(jié)構(gòu)應(yīng)明晰合理；標(biāo)準(zhǔn)中的語言表述應(yīng)準(zhǔn)確、科學(xué)、簡(jiǎn)潔；標(biāo)準(zhǔn)應(yīng)貼合并服務(wù)于國(guó)內(nèi)核工業(yè)工程管理實(shí)踐。六、主要技術(shù)內(nèi)容說明本標(biāo)準(zhǔn)適用于壓水堆（PWR），沸水堆（BWR）和加壓重水堆（PHWR）反應(yīng)堆壓力容器和堆內(nèi)構(gòu)件中子注量和dpa的確定。8測(cè)定、計(jì)算值與測(cè)量值的比較、最佳估計(jì)通量的確定、原子位移（dpa）產(chǎn)生的計(jì)算方法等內(nèi)容。PWR，BWRPHWR特性，本標(biāo)準(zhǔn)也將給出一種對(duì)其進(jìn)行評(píng)估的方法程序。本規(guī)范制定過程中，不需要再開展相關(guān)的試驗(yàn)驗(yàn)證。主要章節(jié)內(nèi)容包括：范圍規(guī)范性引用文件術(shù)語和定義輸運(yùn)理論計(jì)算模型輸運(yùn)計(jì)算中子注量計(jì)算值的驗(yàn)證計(jì)算不確定性的確定反應(yīng)堆壓力容器中子劑量測(cè)定反應(yīng)堆容器中子劑量的一般要求穩(wěn)定產(chǎn)品中子劑量計(jì)劑量計(jì)響應(yīng)參數(shù)標(biāo)準(zhǔn)中子場(chǎng)的不確定性估算和測(cè)量驗(yàn)證計(jì)算與測(cè)量的比較計(jì)算活動(dòng)與測(cè)量傳感器活動(dòng)的直接比較計(jì)算的速率與測(cè)量的平均全功率反應(yīng)速率的比較使用最小二乘法計(jì)算與測(cè)量的比較最佳估計(jì)通量的確定原子位移（dpa）和氣體產(chǎn)生的計(jì)算方法原子位移（dpa）氣體產(chǎn)生七、與現(xiàn)行法規(guī)、標(biāo)準(zhǔn)的關(guān)系ISO19226：2017(E)NuclearEnergyDeterminationofNeutronFluenceandDisplacementPerAtom(dpa)inReactorVesselandInternals，采標(biāo)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(biāo)準(zhǔn)化工作導(dǎo)則第1部分：標(biāo)準(zhǔn)化文件的結(jié)構(gòu)和起草規(guī)則》4.NB/T20161-2012《壓水堆核電廠堆外中子注量率測(cè)量系統(tǒng)安裝與試驗(yàn)技術(shù)規(guī)程》5.NB/T20576-20196.USNRCRegulatoryGuide1.190,CalculationalandDosimetryMethodsforDeterminingPressureVesselNeutronFluence7.ANSI/ANS19.10,MethodsfordeterminingneutronfluenceinBWRandPWRpressurevesselandreactorinternals8.ASTME170-16a,StandardTerminologyRelatingtoRadiationMeasurementsandDosimetry9.ASTME854-03(Reapprove