本文件規(guī)定了一種基于給定的堆芯中子源下反應(yīng)堆堆芯與安全殼之間構(gòu)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(shù)（dpa）或氦核素產(chǎn)生來表示。輻照的評價(jià)視情況可采用中子注量率的計(jì)算或壓力容器內(nèi)和堆腔內(nèi)的劑量計(jì)的測量值。
本文件適用于壓水反應(yīng)堆（PWRs）、沸水反應(yīng)堆（BWRs）和加壓重水反應(yīng)堆（PHWRs）等不同堆型的反應(yīng)堆壓力容器和堆內(nèi)構(gòu)件中子注量和原子離位次數(shù)（dpa）的確定。
本文件還確立了一種用于評估反應(yīng)堆壓力容器和PWRs、BWRs、PHWRs堆內(nèi)構(gòu)件中子損傷特性的流程。
損傷主要是指由于與中子碰撞引起的原子離位次數(shù)直接損傷，以及由于氣體產(chǎn)生而引起的間接損傷。這兩種損傷的程度都強(qiáng)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(shù)數(shù)值的計(jì)算是用于反應(yīng)堆壽期管理的一項(xiàng)重要數(shù)據(jù)。
注：本文件中的“中子源”指堆芯的裂變中子源分布。