ISO 19226:2017

Nuclear energy — Determination of neutron fluence and displacement per atom (dpa) in reactor vessel and internals

ISO 19226:2017 provides a procedure for the evaluation of irradiation data in the region between the reactor core and the inside surface of the containment vessel, through the pressure vessel and the reactor cavity, between the ends of active fuel assemblies, given the neutron source in the core. NOTE These irradiation data could be neutron fluence or displacements per atom (dpa), and Helium production. The evaluation employs both neutron flux computations and measurement data from in-vessel and cavity dosimetry, as appropriate. This document applies to pressurized water reactors (PWRs), boiling water reactors (BWRs), and pressurized heavy water reactors (PHWRs). ISO 19226:2017 also provides a procedure for evaluating neutron damage properties at the reactor pressure vessel and internal components of PWRs, BWRs, and PHWRs. Damage properties are focused on atomic displacement damage caused by direct displacements of atoms due to collisions with neutrons and indirect damage caused by gas production, both of which are strongly dependent on the neutron energy spectrum. Therefore, for a given neutron fluence and neutron energy spectrum, calculations of the total accumulated number of atomic displacements are important data to be used for reactor life management.

Énergie nucléaire — Détermination de la fluence neutronique et des déplacements par atome (dpa) dans la cuve et les internes du réacteur

Le présent document fournit une procédure d'évaluation des données d'irradiation dans la région située entre le cœur du réacteur et la surface interne de la cuve, à travers la cuve sous pression et la cavité du réacteur, entre les extrémités des assemblages combustibles, pour une source donnée de neutrons dans le cœur. NOTE Ces données d'irradiation peuvent être la fluence neutronique ou les déplacements par atome (dpa), et la production d'Hélium. Cette évaluation s'appuie à la fois sur des calculs de flux de neutrons et sur des données de mesures de dosimétrie à l'intérieur de la cuve et de la cavité, selon les cas. Le présent document s'applique aux réacteurs à eau sous pression (Pressurized Water Reactors, PWR), aux réacteurs à eau bouillante (Boiling Water Reactors, BWR) et aux réacteurs à eau lourde pressurisée (Pressurized Heavy Water Reactors, PHWR). Le présent document donne également une procédure d'évaluation des endommagements dus aux neutrons sur la cuve sous pression du réacteur et les composants internes des PWR, BWR et PHWR. Les endommagements sont axés sur les dommages de déplacements atomiques causés par le déplacement direct des atomes dû aux collisions avec les neutrons, et sur les dommages indirects causés par la production de gaz, les deux types de dommages étant fortement dépendants du spectre d'énergie des neutrons. Pour une fluence neutronique et un spectre d'énergie des neutrons donnés, le calcul du nombre cumulé total de déplacements atomiques est donc une donnée importante à utiliser pour la gestion de la durée de vie du réacteur.

General Information

• Status: Published
• Publication Date: 04-Dec-2017
• ICS: 27.120.10 - Reactor engineering
• Technical Committee: ISO/TC 85/SC 6 - Reactor technology
• Drafting Committee: ISO/TC 85/SC 6/WG 1 - Power reactor analyses and measurements
• Current Stage: 9092 - International Standard to be revised
• Completion Date: 08-May-2023

Standards Content (Sample)

INTERNATIONAL ISO
STANDARD 19226
First edition
2017-11
Nuclear energy — Determination of
neutron fluence and displacement
per atom (dpa) in reactor vessel and
internals
Énergie nucléaire — Détermination de la fluence neutronique et du
déplacement par atome (dpa) dans la cuve et les internes du réacteur
Reference number
ISO 19226:2017(E)
©
ISO 2017

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ISO 19226:2017(E)

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Contents Page
Foreword .iv
Introduction .v
1 Scope . 1
2 Normative references . 1
3 Terms and definitions . 1
4 Transport theory calculational models . 3
4.1 General . 3
4.1.1 Output requirements. 3
4.1.2 Methodology: transport calculations with fixed sources . 3
4.2 Transport calculation . 4
4.2.1 Input data . 4
4.2.2 Discrete ordinates (SN) method . 4
4.2.3 Monte Carlo transport method . 4
4.2.4 Adjoint fluence calculations . 5
4.3 Validation of neutron fluence calculational values . 5
4.4 Determination of calculational uncertainties . 5
5 Reactor pressure vessel neutron dosimetry measurements . 6
5.1 Introduction . 6
5.2 General requirements for reactor vessel neutron metrology . 6
5.3 Stable-product neutron dosimeters . 7
5.4 Dosimeter response parameters . 7
5.5 Uncertainty estimates and measurement validation in standard neutron fields . 7
6 Comparison of calculations with measurements . 8
6.1 Introduction . 8
6.2 Direct comparison of calculated activities with measured sensor activities . 8
6.3 Comparison of calculated rates with measured average full-power reaction rates . 8
6.4 Comparison of the calculations against measurements using least-squares methods . 8
7 Determination of the best-estimate fluence . 9
8 Calculational methods for dpa and gas production . 9
8.1 Displacements per atom (dpa) . 9
8.2 Gas production . 9
Bibliography .11
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ISO 19226:2017(E)

Foreword
ISO (the International Organization for Standardization) is a worldwide federation of national standards
bodies (ISO member bodies). The work of preparing International Standards is normally carried out
through ISO technical committees. Each member body interested in a subject for which a technical
committee has been established has the right to be represented on that committee. International
organizations, governmental and non-governmental, in liaison with ISO, also take part in the work.
ISO collaborates closely with the International Electrotechnical Commission (IEC) on all matters of
electrotechnical standardization.
The procedures used to develop this document and those intended for its further maintenance are
described in the ISO/IEC Directives, Part 1. In particular the different approval criteria needed for the
different types of ISO documents should be noted. This document was drafted in accordance with the
editorial rules of the ISO/IEC Directives, Part 2 (see www.iso.org/directives).
Attention is drawn to the possibility that some of the elements of this document may be the subject of
patent rights. ISO shall not be held responsible for identifying any or all such patent rights. Details of
any patent rights identified during the development of the document will be in the Introduction and/or
on the ISO list of patent declarations received (see www.iso.org/patents).
Any trade name used in this document is information given for the convenience of users and does not
constitute an endorsement.
For an explanation on the voluntary nature of standards, the meaning of ISO specific terms and
expressions related to conformity assessment, as well as information about ISO's adherence to the
World Trade Organization (WTO) principles in the Technical Barriers to Trade (TBT) see the following
URL: www.iso.org/iso/foreword.html.
This document was prepared by Technical committee ISO/TC 85, Nuclear energy, nuclear technologies,
and radiological protection, Subcommittee SC 6, Reactor Technology.
This document is based on the ANSI/ANS 19.10-2009 but extends to cover the evaluation of irradiation
damage due to neutron fluence.
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ISO 19226:2017(E)

Introduction
This document is intended for use by
a) those involved in the determination of exposure parameters for the prediction of irradiation
damage to the vessel and to the internals of a nuclear reactor, where the exposure parameters can
be neutron fluence and/or displacements per atom (dpa),
b) those involved in the determination of material properties of irradiated reactor vessel and reactor
internals,
c) regulatory agencies in licensing actions such as the writing of Regulatory Guides, analysis of
reports concerning the integrity and material properties of irradiated pressure vessels and reactor
internals.
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INTERNATIONAL STANDARD ISO 19226:2017(E)
Nuclear energy — Determination of neutron fluence
and displacement per atom (dpa) in reactor vessel and
internals
1 Scope
This document provides a procedure for the evaluation of irradiation data in the region between the
reactor core and the inside surface of the containment vessel, through the pressure vessel and the
reactor cavity, between the ends of active fuel assemblies, given the neutron source in the core.
NOTE These irradiation data could be neutron fluence or displacements per atom (dpa), and Helium
production.
The evaluation employs both neutron flux computations and measurement data from in-vessel and
cavity dosimetry, as appropriate. This document applies to pressurized water reactors (PWRs), boiling
water reactors (BWRs), and pressurized heavy water reactors (PHWRs).
This document also provides a procedure for evaluating neutron damage properties at the reactor
pressure vessel and internal components of PWRs, BWRs, and PHWRs. Damage properties are focused
on atomic displacement damage caused by direct displacements of atoms due to collisions with neutrons
and indirect damage caused by gas production, both of which are strongly dependent on the neutron
energy spectrum. Therefore, for a given neutron fluence and neutron energy spectrum, calculations of
the total accumulated number of atomic displacements are important data to be used for reactor life
management.
2 Normative references
The following documents are referred to in the text in such a way that some or all of their content
constitutes requirements of this document. For dated references, only the edition cited applies. For
undated references, the latest edition of the referenced document (including any amendments) applies.
ANSI/ANS 19.10, Methods for determining neutron fluence in BWR and PWR pressure vessel and reactor
internals
ASTM E170-16a, Standard Terminology Relating to Radiation Measurements and Dosimetry
3 Terms and definitions
For the purposes of this document, the terms and definitions given in ANSI/ANS 19.10, ASTM E170-16a
and the following apply.
ISO and IEC maintain terminological databases for use in standardization at the following addresses:
— ISO Online browsing platform: available at https://www.iso.org/obp
— IEC Electropedia: available at http://www.electropedia.org/
3.1
accuracy of a measured/calculated value
difference between the “real” and the measured/calculated value, typically due to systematic errors in
the measurement/calculation procedure
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3.2
benchmark experiment
well-defined set of physical experiments with results judged to be sufficiently accurate for use as a
calculational reference point
Note 1 to entry: The judgment is made by a group of experts in the subject area.
3.3
best-estimate fluence
most accurate value of the fluence based on all available measurements, calculated results, and
adjustments based on bias estimates, least-squares analyses, and engineering judgment
3.4
calculational methodology
mathematical equations, approximations, assumptions, associated parameters, and calculational
procedure that yield the calculated results
Note 1 to entry: When more than one step is involved in the calculation, the entire sequence of steps comprises
the “calculational methodology.”
3.5
code benchmark
comparison to the results of another code system that has been previously validated against
experiment(s)
3.6
continuous-energy cross-section data
cross-section data that are specified in a dense point-wise manner that comprises the energy range
3.7
dosimeter reaction
neutron-induced nuclear reaction with a product nuclide having sufficient activity to be measured and
related to the incident neutron fluence
3.8
displacements per atom (dpa)
mean number of times each atom of a solid is displaced from its lattice site during an exposure to
displacing radiation, as calculated following standard procedures
3.9
least-squares adjustment procedure
method for combining the results of neutron transport calculations and the results of dosimetry
measurements that provides an optimal estimate of the fluence by minimizing, in the least-squares
sense, the calculation-to-measurement differences
3.10
multigroup cross-section data
cross-section data that have been determined by averaging the continuous-energy cross-section data
over discrete energy intervals using specified weighting functions to preserve reaction rates
3.11
neutron fluence
time-integrated neutron fluence rate (i.e. the time-integrated neutron flux) as expressed in neutrons
per square centimeter
3.12
precision of a measured/calculated value
standard deviation (if available from a set of repeated measurements/calculations) of the distribution
of the measured or calculated physical value
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3.13
reactor internals
reactor structure components that are within the pressure vessel such as the core baffle, core barrel,
thermal shield, lower and upper core plates in PWRs and BWRs
3.14
solution variance
measure of the statistical variance of the Monte Carlo transport solution due to a finite number of
particle histories
Note 1 to entry: Mathematically, it is the second central moment of the distribution about the mean value, which
is used to measure the dispersion of the distribution about the mean.
4 Transport theory calculational models
4.1 General
4.1.1 Output requirements
The transport calculations need to be able to determine accurately the neutron flux or fluence
distributions, and/or other response parameters such as reaction rates or dpa for the analysis of
integral dosimetry measurements and for the prediction of irradiation damage to reactor pressure
vessels and its internals.
Calculation methodologies described in this document focus on neutron fluence for determining
radiation embrittlement of reactor vessel materials.
While neutron fluence (E > 1,0 MeV) (where neutron fluence (E > 1,0 MeV) represents the fluence of
neutrons with energy above 1,0 MeV) has frequently been selected as the exposure parameter for
determining radiation embrittlement of reactor vessel materials, the procedures in this document
extend to include fluence spectrum above 0,1 MeV, in addition to thermal fluence below 0,625 eV.
Some parameters of the calculations would be determined based on
— direct use of the results: design or comparison to measurements (which imply envelope or best-
estimate results, respectively),
— required response functions: (E > 1,0 MeV) neutron flux, (E > 0,1 MeV) neutron flux, thermal neutron
flux (E < 0,625 eV), dpa/s, dosimeter reaction rates;
NOTE The figures for flux, given as examples of upper or lower limit, depend on the application.
— location(s) of interest: fineness of the spatial meshing.
4.1.2 Methodology: transport calculations with fixed sources
In the practice suggested in this document, a source distribution throughout the core is prepared
using the results of core physics calculations; multidimensional transport theory calculations then are
performed to propagate the neutrons to regions outside the core.
This document uses codes based on transport theory to determine multigroup three-dimensional
flux distributions and to evaluate the reaction rates of dosimetry materials or dpa properties through
proper use of response functions or cross sections.
[2]
Transport theory calculations should be performed using deterministic discrete ordinates (S ) or
N
[3]
statistical Monte Carlo approaches as discussed in 4.2.2 and 4.2.3, respectively. Other transport
methods may be used if they are part of a benchmarked methodology.
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4.2 Transport calculation
4.2.1 Input data
The four major types of input required are.
a) Material composition:
The material compositions should represent the physical configuration as closely as practical.
Material compositions and densities (consistent with the geometric model), coolant and moderator
density (consistent with operating conditions) are required.
b) Geometric model:
The geometric model should represent the physical configuration as closely as practical. “As-built”
dimensions of the reactor configuration should be used when available.
c) Cross-section data:
Appropriate cross-section data should be used. Cross-section sets may be used if they are part of a
benchmarked methodology. Major considerations include:
1) the accuracy of the data evaluation (ENDF/B, JEFF, JENDL…);
2) the energy group structure;
3) the order of the scattering anisotropy (i.e. P expansion);
n
4) the method used for group-collapsing.
d) Core neutron source:
The determination of the neutron source should include the temporal, spatial, and energy
dependence together with the absolute source normalization. The spatial distribution(s) of
sources shall be representative of the integrated or averaged distribution(s) during the considered
irradiation duration(s). The neutron distribution should be accurate especially at the periphery
of the core, in order to properly determine the fluence on the Reactor Pressure Vessel. Also, the
neutron source spectrum (spectra) shall be determined and the average number(s) of neutrons
produced per fission, ν, shall be selected. All these parameters are to be chosen with regards to the
calculated data: representative of irradiation conditions (in case of comparisons to measurements),
or envelope (in case of design phase for internals and/or vessel analyses).
4.2.2 Discrete ordinates (SN) method
In order to ensure an accurate representation of three-dimensional effects, three-dimensional discrete
ordinates transport calculations should be used when practical. When three-dimensional calculations
are not practical, a synthesis method may be used to determine the three-dimensional flux or fluence
distribution. In this approach, the fluence distribution is determined by synthesizing the results of one-
and two-dimensional discrete ordinates solutions (see References [4] and [29]). The results depend
on the specific locations where the neutron flux/fluence has to be determined (location of interest),
i.e., not only at the core mid-plane, in general. Note that the use of synthesis technique may lead into
inaccurate results if the material and/or source distributions are highly three dimensional.
4.2.3 Monte Carlo transport method
In addition to the considerations a) to d) in 4.2.1, the Monte Carlo model construction could require a
technique to reduce the solution variance. The geometric model used in the Monte Carlo analyses should
reflect the actual physical configuration. The great flexibility in typical Monte Carlo codes allows a very
detailed representation, and this should be used to represent all the important features of the geometry
under consideration. Typically, Monte Carlo codes allow use of either multigroup or continuous-energy
cross sections. The continuous-energy cross sections are recommended. Variance-reduction techniques
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that have been validated for these applications may be used to reduce the variance in the Monte Carlo
calculation (some of them are presented in the References [3] and [5]). Techniques that may be used to
improve the statistics at locations far from the core include the following, provided that preliminary
checking has been done:
a) source biasing;
b) geometry splitting with Russian roulette;
c) increasing importances;
d) surface restarts;
e) weight windows.
4.2.4 Adjoint fluence calculations
Adjoint calculations may be performed:
— as upstream calculations, to estimate the space- and energy- dependent importance of the core
neutrons to a specific location (on the vessel or on the considered internal), in order to determine
the source biasing in the direct mode calculation;
— or else, to replace multiple transport calculations in direct mode:
Because the reactor conditions are generally dependent on the fuel cycle, multiple transport
calculations are required to track the fluence during plant operation. However, when the operating
conditions that affect the transport calculation (e.g. downcomer and core bypass coolant densities,
core mechanical design) remain the same, the multiple transport calculations may be replaced by a
[6]
single adjoint calculation .
The adjoint is calculated for an adjoint source located at the vessel or other location of interest that
is taken to be proportional to the energy-dependent response cross section. Typically, in the case of
flux and/or fluence (E > 1 MeV), the source is taken to be unity above 1,0 MeV and zero below 1,0 MeV.
When a dosimeter reaction rate is required, the source typically is taken to be equal to an energy-
dependent dosimeter cross section. The fluence (or reaction rate response) at the location of interest is
then determined for each cycle by integrating the cycle-specific core neutron source over the calculated
adjoint function.
If Monte-Carlo method is used, and if adjoint mode is not available in the code, there may exist options
in direct mode that identify the originated sources (spatially and in energy).
4.3 Validation of neutron fluence calculational values
Prior to performing transport calculations for a particular facility, the calculational methodology shall
be validated by
a) comparing results with benchmarked calculations and measurements, and
b) demonstrating that it accurately determines appropriate benchmark results.
4.4 Determination of calculational uncertainties
Calculational uncertainties associated with the methodology for predicting neutron fluence typically
include the following:
a) nuclear data (e.g. transport cross sections, dosimeter reaction cross sections, and fission spectra);
b) geometry (e.g. locations of internals and deviations from the nominal dimensions);
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c) isotopic composition of material (e.g. density and composition of coolant water, vessel internals,
the core barrel, thermal shielding, the pressure vessel with cladding, and concrete shielding);
d) neutron sources (e.g. space and energy distribution depending on fuel burnup);
e) methods error (e.g. mesh density, angular expansion, convergence criteria, macroscopic group cross
sections, fluence perturbation by surveillance capsules, spatial synthesis, and cavity streaming).
These uncertainties should be evaluated before and/or when performing transport calculations for a
particular facility.
5 Reactor pressure vessel neutron dosimetry measurements
5.1 Introduction
Accurate neutron dosimetry provides reasonable assurance that predictions of the reactor vessel
neutron fluence at any critical location are accurate and reliable. In this regard, ratios of the calculated
to the measured dosimeter response are determined for each dosimeter. The measured to calculated
(M/C) ratios are then used to assess the existence of any techniques of convergence acceleration
operative within the calculational process.
5.2 General requirements for reactor vessel neutron metrology
Specific procedures identified in applicable standards on neutron metrology published by ASTM
International should be followed (see References [7] to [20]). The general requirements for neutron
monitors used for reactor pressure vessel dosimetry are outlined below, as are several specific
requirements unique to stable-product neutron dosimeters:
a) Types of activation dosimeters:
The recommended set of activation and fissile dosimeters covering the spectral energy range from
237 238 58 54 46 63 93
~0,08 MeV to 10,0 MeV includes Np, U, Ni, Fe, Ti, Cu, and possibly Nb. Additional
59
Co dosimeters enable to determinate the thermal contribution of the response in fast dosimeters,
235 238
especially fission due to U present as traces in U dosimeters. Cobalt is generally diluted with
aluminium in order to reduce the overall activity of the dosimeter.
b) Nuclear and material properties of dosimeters:
The physicochemical properties shall be compatible with the prevailing service conditions; for
example, the dosimeter should not melt and should be chemically stable and corrosion resistant.
Basic nuclear properties to be considered when implementing fissionable dosimeters include
activation product half-life, reaction cross-section, gamma-ray yield, and fission yield.
c) Dosimeter mass and isotopic composition:
Dosimeters shall be of high isotopic purity and sufficient mass for adequate activation. The impact
of impurities should be evaluated.
d) Dosimeter geometry and configuration:
In general, dosimeters are in the form of thin activation foils, although other shapes are available.
The foil thickness is an important consideration for self-shielding during irradiation and photon
absorption or fission-product loss from recoil during counting.
e) Spectral coverage:
Neutron dosimeters should possess adequate spectral coverage. In particular, the dosimeter should
enable separate benchmarking calculations of the neutron fluence in the relevant energy ranges:
<0,625eV, >0,1 MeV, and >1,0 MeV.
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f) Selection of alternative combinations of dosimeters:
[14] [15]
ASTM E844-14 and ASTM E1005-16 provide guidance on composing an appropriate
dosimetry package.
g) Irradiation geometry and dosimeter location:
Dosimeters should be placed in locations demonstrated to be representative of the location of
interest. The dosimeter location should be determined accurately and recorded. Structures and
materials surrounding a dosimeter that can influence its response should be avoided when possible.
When these structures or materials are present, their effect should be assessed and included within
the overall fluence determination.
h) Dosimeter encapsulation:
Neutron dosimeters are often placed within some form of encapsulating neutron filters or within
the in-vessel surveillance capsule. The filter and capsule design should minimize perturbations to
the neutron flux and spectrum. Such perturbations should be assessed and included within the
overall fluence determination.
i) Irradiation parameters:
Exposure time, the associated power history, and the effects of dosimeter burnout should be
accurately determined.
j) Dosimeter analysis:
Radio assay of active species is most commonly done by direct nuclear counting with a high-
resolution gamma-ray spectrometer (usually Li-drifted Ge detectors). When conditions preclude
direct counting, one can employ radiochemical dissolution (e.g. for Nb dosimeter). In either case,
a complete description of the gamma-ray spectrometer and the counting techniques employed
should be included as part of the dosimetry documentation.
k) Spectrum unfolding:
From measured reaction rates given by different foils, the more representative spectrum of the
whole irradiation should be calculated using suitable unfolding codes.
5.3 Stable-product neutron dosimeters
In addition to radiometric dosimeters, stable product neutron dosimeters also are used for reactor
fluence determinations. These devices include solid-state track recorders (SSTRs) and helium
accumulation fluence monitors (HAFMs). These devices provide a permanent measurement record
[17]
because of their stable responses. The provisions of ASTM standards ASTM E854-03 for SSTRs and
[18]
ASTM E910-07 for HAFMs should be observed.
5.4 Dosimeter response parameters
As discussed in Clause 4, dosimeter response should be calculated and compared to the measured
values de
...

NORME ISO
INTERNATIONALE 19226
Première édition
2017-11
Énergie nucléaire — Détermination
de la fluence neutronique et des
déplacements par atome (dpa) dans la
cuve et les internes du réacteur
Nuclear energy — Determination of neutron fluence and
displacement per atom (dpa) in reactor vessel and internals
Numéro de référence
ISO 19226:2017(F)
©
ISO 2017

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ISO 19226:2017(F)

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Sommaire Page
Avant-propos .iv
Introduction .v
1 Domaine d'application . 1
2 Références normatives . 1
3 Termes et définitions . 1
4 Modèles de calcul de théorie du transport . 3
4.1 Généralités . 3
4.1.1 Exigences sur les éditions des résultats de calculs . 3
4.1.2 Méthodologie: calculs de transport avec sources fixes . 4
4.2 Calcul de transport . 4
4.2.1 Données d'entrée . . 4
4.2.2 Méthode des ordonnées discrètes (SN) . 5
4.2.3 Méthode de transport Monte Carlo . 5
4.2.4 Calculs de fluence adjointe . 5
4.3 Validation des valeurs calculées de fluence neutronique . 6
4.4 Détermination des incertitudes de calcul . 6
5 Mesures de dosimétrie des neutrons dans les réacteurs sous pression .6
5.1 Introduction . 6
5.2 Exigences générales pour la métrologie des neutrons en cuve de réacteur . 7
5.3 Dosimètres de neutrons sans décroissance radioactive . 8
5.4 Paramètres de réponse des dosimètres . 8
5.5 Estimations de l'incertitude et validation des mesures dans les domaines
neutroniques standard . 8
6 Comparaison des calculs avec les mesures . 9
6.1 Introduction . 9
6.2 Comparaison directe des activités calculées avec les activités mesurées des capteurs . 9
6.3 Comparaison des taux calculés avec les taux de réaction moyens mesurés à pleine
puissance. 9
6.4 Comparaison des calculs par rapport aux mesures à l'aide des méthodes des
moindres carrés . 9
7 Détermination de la fluence «best-estimate» . 9
8 Méthodes de calcul de dpa et de production de gaz .10
8.1 Déplacements par atome (dpa) .10
8.2 Production de gaz .10
Bibliographie .12
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Avant-propos
L'ISO (Organisation internationale de normalisation) est une fédération mondiale d'organismes
nationaux de normalisation (comités membres de l'ISO). L'élaboration des Normes internationales est
en général confiée aux comités techniques de l'ISO. Chaque comité membre intéressé par une étude
a le droit de faire partie du comité technique créé à cet effet. Les organisations internationales,
gouvernementales et non gouvernementales, en liaison avec l'ISO participent également aux travaux.
L'ISO collabore étroitement avec la Commission électrotechnique internationale (IEC) en ce qui
concerne la normalisation électrotechnique.
Les procédures utilisées pour élaborer le présent document et celles destinées à sa mise à jour sont
décrites dans les Directives ISO/IEC, Partie 1. Il convient, en particulier de prendre note des différents
critères d'approbation requis pour les différents types de documents ISO. Le présent document a été
rédigé conformément aux règles de rédaction données dans les Directives ISO/IEC, Partie 2 (voir www
.iso .org/directives).
L'attention est attirée sur le fait que certains des éléments du présent document peuvent faire l'objet de
droits de propriété intellectuelle ou de droits analogues. L'ISO ne saurait être tenue pour responsable
de ne pas avoir identifié de tels droits de propriété et averti de leur existence. Les détails concernant
les références aux droits de propriété intellectuelle ou autres droits analogues identifiés lors de
l'élaboration du document sont indiqués dans l'Introduction et/ou dans la liste des déclarations de
brevets reçues par l'ISO (voir www .iso .org/brevets).
Les appellations commerciales éventuellement mentionnées dans le présent document sont données
pour information, par souci de commodité, à l’intention des utilisateurs et ne sauraient constituer un
engagement.
Pour une explication de la nature volontaire des normes, la signification des termes et expressions
spécifiques de l'ISO liés à l'évaluation de la conformité, ou pour toute information au sujet de l'adhésion
de l'ISO aux principes de l’Organisation mondiale du commerce (OMC) concernant les obstacles
techniques au commerce (OTC), voir le lien suivant: www .iso .org/avant -propos.
Le présent document a été élaboré par le comité technique ISO/TC 85, Énergie nucléaire, technologies
nucléaires, et radioprotection, sous-comité SC 6, Technologie du réacteur.
Le présent document est basé sur l’ANSI/ANS 19.10-2009 mais son domaine est étendu pour inclure
l'évaluation de l'endommagement par irradiation dû à la fluence neutronique.
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ISO 19226:2017(F)

Introduction
Le présent document est destiné
a) à tous ceux qui participent à la détermination des paramètres d'irradiation pour la prédiction de
l'endommagement par irradiation de la cuve et des internes d'un réacteur nucléaire, dans les cas
où les paramètres d'irradiation peuvent être la fluence neutronique et/ou des déplacements par
atome (dpa),
b) à tous ceux qui participent à la détermination des propriétés des matériaux irradiés de la cuve et
des internes de réacteur,
c) aux organismes de réglementation dans le cadre des actions d'agrément telles que la rédaction
des guides réglementaires et l'analyse des rapports concernant l'intégrité et les propriétés des
matériaux irradiés des cuves sous pression et des internes de réacteur.
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NORME INTERNATIONALE ISO 19226:2017(F)
Énergie nucléaire — Détermination de la fluence
neutronique et des déplacements par atome (dpa) dans la
cuve et les internes du réacteur
1 Domaine d'application
Le présent document fournit une procédure d'évaluation des données d'irradiation dans la région située
entre le cœur du réacteur et la surface interne de la cuve, à travers la cuve sous pression et la cavité du
réacteur, entre les extrémités des assemblages combustibles, pour une source donnée de neutrons dans
le cœur.
NOTE Ces données d'irradiation peuvent être la fluence neutronique ou les déplacements par atome (dpa), et
la production d'Hélium.
Cette évaluation s'appuie à la fois sur des calculs de flux de neutrons et sur des données de mesures
de dosimétrie à l'intérieur de la cuve et de la cavité, selon les cas. Le présent document s'applique aux
réacteurs à eau sous pression (Pressurized Water Reactors, PWR), aux réacteurs à eau bouillante
(Boiling Water Reactors, BWR) et aux réacteurs à eau lourde pressurisée (Pressurized Heavy Water
Reactors, PHWR).
Le présent document donne également une procédure d'évaluation des endommagements dus aux
neutrons sur la cuve sous pression du réacteur et les composants internes des PWR, BWR et PHWR. Les
endommagements sont axés sur les dommages de déplacements atomiques causés par le déplacement
direct des atomes dû aux collisions avec les neutrons, et sur les dommages indirects causés par la
production de gaz, les deux types de dommages étant fortement dépendants du spectre d'énergie
des neutrons. Pour une fluence neutronique et un spectre d'énergie des neutrons donnés, le calcul du
nombre cumulé total de déplacements atomiques est donc une donnée importante à utiliser pour la
gestion de la durée de vie du réacteur.
2 Références normatives
Les documents suivants cités dans le texte constituent, pour tout ou partie de leur contenu, des
exigences du présent document. Pour les références datées, seule l'édition citée s'applique. Pour les
références non datées, la dernière édition du document de référence s'applique (y compris les éventuels
amendements).
ANSI/ANS 19.10, Methods for determining neutron fluence in BWR and PWR pressure vessel and reactor
internals
ASTM E170-16a, Standard Terminology Relating to Radiation Measurements and Dosimetry
3 Termes et définitions
Pour les besoins du présent document, les termes et les définitions de l'ANSI/ANS 19.10, l'ASTM E170-
16a ainsi que les suivants, s'appliquent.
L'ISO et l'IEC tiennent à jour des bases de données terminologiques destinées à être utilisées en
normalisation, consultables aux adresses suivantes:
— ISO Online browsing platform: disponible à l’adresse https: //www .iso .org/obp
— IEC Electropedia: disponible à l’adresse http: //www .electropedia .org/
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ISO 19226:2017(F)

3.1
précision d'une valeur mesurée/calculée
différence entre la valeur «réelle» et la valeur mesurée/calculée, généralement due à des erreurs
systématiques dans la procédure de mesure/calcul
3.2
benchmark expérimental
ensemble bien défini d'expériences physiques dont les résultats sont considérés comme suffisamment
précis pour être utilisés comme référence pour les calculs
Note 1 à l'article: Cette appréciation est rendue par un groupe d'experts dans le domaine concerné.
3.3
fluence «best-estimate»
valeur de fluence la plus précise basée sur toutes les mesures disponibles, les résultats calculés, et les
ajustements faits à partir d'estimations de biais, d'analyses des moindres carrés et d'appréciations
d'ingénierie
3.4
méthodologie de calcul
équations mathématiques, approximations, hypothèses, paramètres associés et procédure de calcul qui
fournissent les résultats calculés
Note 1 à l'article: Lorsque le calcul comprend plus d'une étape, l'enchaînement d'étapes dans son ensemble
constitue la «méthodologie de calcul».
3.5
benchmark de codes
comparaison avec les résultats d'un autre système de codes qui a déjà été validé par une ou plusieurs
expériences
3.6
données de sections efficaces ponctuelles
données de sections efficaces caractérisées par une grande densité de points couvrant le domaine
d'énergie
3.7
réaction dosimétrique
réaction nucléaire provoquée par les neutrons sur un nucléide, ayant une activité suffisante pour être
mesurée et associée à la fluence neutronique incidente
3.8
déplacements par atome (dpa)
nombre moyen de déplacements de chaque atome d'un solide hors de son emplacement dans le réseau
durant une irradiation, calculé conformément aux procédures standard
3.9
procédure d'ajustement des moindres carrés
méthode permettant de combiner les résultats des calculs de transport des neutrons avec les résultats
des mesures de dosimétrie qui donne une estimation optimale de la fluence en minimisant, au sens des
moindres carrés, les différences entre calcul et mesure
3.10
données de sections efficaces multigroupes
données de sections efficaces qui ont été déterminées en faisant la moyenne des données de sections
efficaces ponctuelles sur des intervalles d'énergie discrets, à l'aide de fonctions de pondération
permettant de conserver les taux de réaction
2 © ISO 2017 – Tous droits réservés

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ISO 19226:2017(F)

3.11
fluence neutronique
taux de fluence neutronique intégrée dans le temps (c'est-à-dire le flux de neutrons intégré dans le
temps) exprimé en neutrons par centimètre carré
3.12
précision d'une valeur mesurée/calculée
écart-type (si disponible à partir d'un ensemble de mesures/calculs répétés) de la distribution d'une
valeur physique mesurée ou calculée
3.13
internes de réacteur
composants structurels du réacteur situés à l'intérieur de la cuve sous pression, tels que le cloisonnement
du cœur, l'enveloppe de cœur, le bouclier thermique et les plaques-supports de cœur inférieure et
supérieure dans les PWR et les BWR
3.14
variance du résultat
mesure de la variance statistique du résultat des calculs de transport Monte Carlo due à un nombre fini
d'historiques des particules
Note 1 à l'article: D'un point de vue mathématique, c'est le deuxième moment central de la distribution par
rapport à la valeur moyenne, qui est utilisé pour mesurer la dispersion de la distribution autour de la moyenne.
4 Modèles de calcul de théorie du transport
4.1 Généralités
4.1.1 Exigences sur les éditions des résultats de calculs
Les calculs de transport doivent permettre de déterminer correctement les distributions de flux
ou de fluence de neutrons et/ou d'autres types de réponse tels que les taux de réaction ou les dpa,
pour l'analyse des mesures de dosimétrie intégrales et pour la prédiction de l'endommagement par
irradiation des internes et de la cuve sous pression du réacteur.
Les méthodologies de calcul décrites dans le présent document portent principalement sur la fluence
neutronique pour la détermination de la fragilisation sous irradiation des matériaux de la cuve du
réacteur.
Si la fluence neutronique (E > 1,0 MeV), notation désignant la fluence de neutrons d'énergie supérieure
à 1,0 MeV, a souvent été choisie comme paramètre d'irradiation pour déterminer la fragilisation sous
irradiation des matériaux de la cuve du réacteur, les procédures du présent document sont élargies
pour inclure la fluence (E > 0,1 MeV), fluence de neutrons d'énergie supérieure à 0,1 MeV, en plus de la
fluence thermique (E < 0,625 eV).
Certains paramètres des calculs sont à déterminer en fonction:
— de l'utilisation des résultats: pour la conception, ou pour la comparaison à des mesures (ce qui
implique que les résultats seront enveloppe ou «best-estimate», respectivement);
— des fonctions de réponse requises: flux de neutrons (E > 1,0 MeV), flux de neutrons (E > 0,1 MeV),
flux de neutrons thermiques (E < 0,625 eV), dpa/s, taux de réactions dosimétriques;
NOTE Les bornes d'énergie qui sont données comme exemples de limite supérieure ou inférieure
dépendent de l'application.
— du ou des points d'intérêt: finesse du maillage spatial.
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4.1.2 Méthodologie: calculs de transport avec sources fixes
Dans la pratique préconisée dans le présent document, une distribution de sources dans l'ensemble
du cœur est préparée à l'aide des résultats de calcul de physique du cœur; les calculs selon la théorie
du transport multidimensionnel sont alors effectués pour propager les neutrons jusqu'aux régions à
l'extérieur du cœur.
Le présent document utilise des codes basés sur la théorie du transport pour déterminer les
distributions en 3 dimensions de flux multigroupes, et pour évaluer les taux de réaction des matériaux
des dosimètres, ou les propriétés de dpa, par l'utilisation appropriée de fonctions de réponse ou de
sections efficaces.
Il convient que les calculs de la théorie du transport soient effectués au moyen des ordonnées
[2] [3]
discrètes déterministes (S ) ou des méthodes statistiques de Monte Carlo exposées en 4.2.2 et
N
4.2.3, respectivement. D'autres méthodes de transport peuvent être utilisées si elles font partie d'une
méthodologie de référence.
4.2 Calcul de transport
4.2.1 Données d'entrée
Les quatre principaux types d'entrées requises sont:
a) les compositions des matériaux:
il convient que les compositions des matériaux représentent au mieux la configuration physique.
Les compositions des matériaux et leurs densités (cohérentes avec le modèle géométrique), et
les densités du liquide de refroidissement et du modérateur (cohérentes avec les conditions de
fonctionnement) sont requises;
b) le modèle géométrique:
il convient que le modèle géométrique représente au mieux la configuration physique. Il convient
que les dimensions tel que construit de la configuration du réacteur soient utilisées quand elles
sont disponibles;
c) les données de sections efficaces:
il convient que les données de sections efficaces appropriées soient utilisées. Des données de
sections efficaces peuvent être utilisées si elles font partie d'une méthodologie validée par un
benchmark. Les principales considérations comprennent:
1) la précision de l'évaluation des données (ENDF/B, JEFF, JENDL, etc.);
2) la structure des groupes d'énergie;
3) l'ordre du développement de l'anisotropie (c'est-à-dire, développement P );
n
4) la méthode utilisée pour les condensations en énergie;
d) la source de neutrons dans le cœur:
il convient que la détermination de la source de neutrons comprenne la dépendance temporelle,
spatiale et énergétique, ainsi que la normalisation de la source. La ou les distributions spatiales
des sources doivent être représentatives de la ou des distributions intégrées ou de leur moyenne
durant la ou les durées d'irradiation considérées. Il convient que la distribution des neutrons soit
précise, en particulier à la périphérie du cœur, afin de déterminer correctement la fluence sur la
cuve sous pression du réacteur. De plus, le ou les spectres des sources de neutrons doivent être
déterminés et le ou les nombres moyens de neutrons produits par fission, ν, doivent être fournis.
Tous ces paramètres sont à choisir par rapport aux données calculées: représentatives des
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conditions d'irradiation (dans le cas de comparaisons avec les mesures), ou enveloppe (dans le cas
de phase de conception pour l'analyse des internes et/ou de la cuve).
4.2.2 Méthode des ordonnées discrètes (SN)
Afin de garantir une représentation précise des effets 3D, il convient que les calculs de transport
d'ordonnées discrètes soient effectués en 3 dimensions dans la mesure du possible. Lorsqu'il n'est pas
possible d'effectuer des calculs 3D (en 3 dimensions), une méthode de reconstruction peut être utilisée
pour déterminer la distribution 3D de flux ou de fluence. Dans cette démarche, la distribution de fluence
est déterminée par reconstruction des résultats des solutions d'ordonnées discrètes 1D et 2D (à une et
deux dimensions, voir Références [4] et [29]). Les résultats dépendent des emplacements auxquels la
fluence ou le flux de neutrons ont été déterminés (emplacements d'intérêt), c'est-à-dire en général pas
seulement dans le plan médian du cœur. À noter que l'utilisation de la méthode de reconstruction peut
générer des résultats inexacts si les emplacements des matériaux et/ou les distributions de sources
sont extrêmement variables dans l'espace.
4.2.3 Méthode de transport Monte Carlo
En plus des considérations a) à d) en 4.2.1, la construction du modèle Monte Carlo peut nécessiter une
technique de réduction de la variance du résultat. Il convient que le modèle géométrique utilisé pour les
analyses Monte Carlo reflète la configuration physique réelle. La haute flexibilité des codes Monte Carlo
typiques permet une représentation très détaillée de la géométrie considérée, et il convient d'en tirer
parti pour en représenter toutes les caractéristiques importantes. Les codes Monte Carlo permettent
généralement d'utiliser des sections efficaces multigroupes ou ponctuelles. Les sections efficaces
ponctuelles sont recommandées. Les techniques de réduction de la variance qui ont été validées
pour ces applications peuvent être utilisées pour réduire la variance du calcul Monte Carlo (certaines
d'entre elles sont présentées dans les Références [3] et [5]). Les techniques pouvant être utilisées pour
améliorer les statistiques aux emplacements éloignés du cœur comprennent les techniques suivantes,
sous réserve que des vérifications préliminaires aient été réalisées:
a) biaisage de la source;
b) «splitting» dans la géométrie par la méthode de la roulette russe;
c) importances croissantes;
d) «restart surfacique»;
e) «weight windows».
4.2.4 Calculs de fluence adjointe
Les calculs adjoints peuvent être effectués:
— en amont d'autres calculs, pour estimer l'importance des neutrons du cœur, en fonction de leur
localisation et de leur énergie, pour une cible à un emplacement spécifique (dans la cuve ou l'interne
considéré), afin de déterminer le biaisage pouvant être appliqué sur la source dans le calcul en
mode direct;
— ou pour remplacer plusieurs calculs de transport en mode direct:
Du fait que les conditions dans le réacteur dépendent généralement du cycle de combustible,
plusieurs calculs de transport sont nécessaires pour le suivi de la fluence lorsque la centrale est en
service. Toutefois, lorsque les conditions de fonctionnement qui ont une incidence sur le calcul de
transport (par exemple, densités du liquide de refroidissement dans l'espace annulaire et dans la
zone de contournement du cœur, conception mécanique du cœur) restent les mêmes, un ensemble
[6]
de calculs de transport multiples peut être remplacé par un calcul adjoint unique .
Le flux adjoint est calculé pour une source adjointe située sur la cuve ou à un autre emplacement
d'intérêt, cette source adjointe étant considérée comme proportionnelle à la section efficace de la
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réaction, fonction de l'énergie. Ainsi, dans le cas de flux et/ou de fluence (E > 1 MeV), la source adjointe
est prise égale à 1 au-dessus de 1,0 MeV et égale à zéro en dessous de 1,0 MeV. Lorsqu'un taux de réaction
dosimétrique est requis, la source est généralement assimilée à une section efficace de dosimètre
fonction de l'énergie. La fluence (ou le taux de réaction) à l'emplacement d'intérêt est alors déterminée
pour chaque cycle en intégrant la source de neutrons dans le cœur, spécifique au cycle, par la fonction
adjointe calculée.
Si la méthode Monte Carlo est utilisée, et si le mode adjoint n'est pas disponible dans le code, il peut
exister des options en mode direct qui permettent d'identifier les sources (dans l'espace et en énergie) à
l'origine de la réponse cible.
4.3 Validation des valeurs calculées de fluence neutronique
Avant d'effectuer les calculs de transport pour une installation donnée, la méthodologie de calcul doit
être validée
a) en comparant les résultats obtenus par cette méthodologie avec des calculs et des mesures issus
d'un benchmark, et
b) en démontrant qu'elle permet de déterminer correctement les résultats du benchmark.
4.4 Détermination des incertitudes de calcul
Les incertitudes de calcul associées à la méthodologie de prédiction de la fluence neutronique
comprennent généralement celles sur:
a) les données nucléaires (par exemple sections efficaces de transport, sections efficaces de
dosimétrie et spectres de fission);
b) la géométrie (par exemple emplacements des internes et écarts par rapport aux dimensions
nominales);
c) les compositions isotopiques des matériaux (par exemple densité et composition de l'eau de
refroidissement, internes de cuve, enveloppe de cœur, bouclier thermique, cuve sous pression avec
son revêtement interne, et protection en béton);
d) les sources de neutrons (par exemple distributions spatiale et énergétique, qui dépendent du taux
de combustion du combustible);
e) les erreurs de méthode (par exemple celles liées à la finesse du maillage, au traitement de
l'anisotropie, aux critères de convergence, aux sections efficaces macroscopiques multigroupes, à
la perturbation de la fluence par les capsules de surveillance, à la reconstruction spatiale 3D, au
traitement des fuites neutroniques en cavité).
Il convient que ces incertitudes soient évaluées avant d'effectuer les calculs de transport et/ou pendant
ces calculs, pour une installation donnée.
5 Mesures de dosimétrie des neutrons dans les réacteurs sous pression
5.1 Introduction
Une dosimétrie de neutron précise offre l'assurance raisonnable que les prédictions de fluence
neutronique à tout emplacement critique de la cuve du réacteur sont précises et fiables. À cet égard, les
rapports entre la réponse mesurée du dosimètre et celle qui est calculée sont déterminés pour chaque
dosimètre. Les rapports entre valeur mesurée et valeur calculée (M/C) servent ensuite à évaluer les
techniques d'accélération de convergence éventuellement appliquées au sein du processus de calcul.
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5.2 Exigences générales pour la métrologie des neutrons en cuve de réacteur
Il convient que les procédures spécifiques identifiées dans les normes applicables concernant la
métrologie des neutrons publiées par l'ASTM International soient suivies (voir les Références [7]
à [20]). Les exigences générales pour les détecteurs de neutrons utilisés pour la dosimétrie en cuve du
réacteur sous pression sont présentées ci-après, ainsi que plusieurs exigences particulières spécifiques
aux dosimètres de neutrons sans décroissance radioactive:
a) types de dosimètres d'activation:
le jeu recommandé de dosi
...