ÖNORM EN ISO 19226

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Dieses Dokument stellt bei gegebener Neutronenquelle im Kern ein Verfahren zur Auswertung von Bestrahlungsdaten im Bereich zwischen dem Reaktorkern und der Innenfläche des Kernbehälters, durch den Reaktordruckbehälter und die Reaktorgrube, auf der Höhe der Brennstoffsäule dar. Die Auswertung erfolgt sowohl mit Neutronenflussberechnungen als auch mit Messdaten aus der Behälter- und Hohlraumdosimetrie. Dieses Dokument gilt für Druckwasserreaktoren (DWR), Siedewasserreaktoren (SWR) und Druckschwerwasserreaktoren (PHWR). Dieses Dokument enthält außerdem ein Verfahren zur Bewertung der Neutronenschädigungseigenschaften am Reaktordruckbehälter und der Kerneinbauten von DWR, SWR und PHWR. Die Schädigungseigenschaften konzentrieren sich auf atomare Verschiebungsschäden durch direkte Verschiebungen von Atomen aufgrund von Kollisionen mit Neutronen und indirekte Schäden durch Gasproduktion, die beide stark vom Neutronenenergiespektrum abhängig sind. Daher sind Berechnungen der Gesamtzahl der Atomverschiebungen für eine gegebene Neutronenfluenz und ein gegebenes Neutronenenergiespektrum wichtige Daten, die für das Management der Reaktorlebensdauer verwendet werden.