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
• Start Date: 08-May-2023
• Completion Date: 08-Nov-2025

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 2017
© ISO 2017, Published in Switzerland
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written permission. Permission can be requested from either ISO at the address below or ISO’s member body in the country of
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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
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.
iv © ISO 2017 – All rights reserved

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.
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
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
2 © ISO 2017 – All rights reserved

3.13
reactor internals
...

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 2017
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publication ne peut être reproduite ni utilisée sous quelque forme que ce soit et par aucun procédé, électronique ou mécanique,
y compris la photocopie, ou la diffusion sur l’internet ou sur un intranet, sans autorisation écrite préalable. Une autorisation peut
être demandée à l’ISO à l’adresse ci-après ou au comité membre de l’ISO dans le pays du demandeur.
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Web: www.iso.org
Publié en Suisse
ii © ISO 2017 – Tous droits réservés

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
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.
iv © ISO 2017 – Tous droits réservés

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.
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/
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 ét
...