本文件規(guī)定了一種基于給定的堆芯中子源下反應堆堆芯與安全殼之間構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（dpa）或氦核素產生來表示。輻照的評價視情況可采用中子注量率的計算或壓力容器內和堆腔內的劑量計的測量值。
本文件適用于壓水反應堆（PWRs）、沸水反應堆（BWRs）和加壓重水反應堆（PHWRs）等不同堆型的反應堆壓力容器和堆內構件中子注量和原子離位次數（dpa）的確定。
本文件還確立了一種用于評估反應堆壓力容器和PWRs、BWRs、PHWRs堆內構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直接損傷，以及由于氣體產生而引起的間接損傷。這兩種損傷的程度都強烈依賴于中子能譜。
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數值的計算是用于反應堆壽期管理的一項重要數據。
注：本文件中的“中子源”指堆芯的裂變中子源分布。
