本文件规定了放射性物品运输容器安全试验的试样、试验项目及顺序、试验条件、仪器设备、试验和测试、试验数据处理、质量保证和控制等内容。
本文件适用于放射性物品运输容器经受模拟正常运输条件和运输事故条件的取证试验。其他运输容器、包装物等参照执行。

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本文件规定了放射性物品运输容器耐热试验的试验原理、试验条件、仪器设备、试样、试验步骤、试验数据处理、质量保证和控制等内容。本文件适用于放射性物品运输容器的耐热试验，其他设备耐热试验参照执行。

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本文件规定了一种基于给定的堆芯中子源下反应堆堆芯与安全壳之间构件的辐照量的评估流程。辐照量可用中子注量、原子离位次数（dpa）或氦核素产生来表示。辐照的评价视情况可采用中子注量率的计算或压力容器内和堆腔内的剂量计的测量值。本文件适用于压水反应堆（PWRs）、沸水反应堆（BWRs）和加压重水反应堆（PHWRs）等不同堆型的反应堆压力容器和堆内构件中子注量和原子离位次数（dpa）的确定。本文件还确立了一种用于评估反应堆压力容器和PWRs、BWRs、PHWRs堆内构件中子损伤特性的流程。损伤主要是指由于与中子碰撞引起的原子离位次数直接损伤，以及由于气体产生而引起的间接损伤。这两种损伤的程度都强烈依赖于中子能谱。因此，对于给定的中子注量和中子能谱，总累积原子离位次数数值的计算是用于反应堆寿期管理的一项重要数据。注：  本文件中的“中子源”指堆芯的裂变中子源分布。

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