Настоящий международный стандарт обеспечивает основу для расчета остаточной тепловой мощности неперерабатываемого ядерного топлива легководных реакторов. Для этого учитываются следующие компоненты:
——вклад продуктов ядерного деления;
——вклад актинидов;
——вклад изотопов, образующихся в результате захвата нейтронов в продуктах деления. Настоящий международный стандарт распространяется на легководные реакторы (водяные и кипящие реакторы), загруженные смесью ядерного топлива, состоящей из 235 U и 238 U. Его применение к рециклированному ядерному топливу не допускается. Процедуры расчета применимы к периодам остаточного тепла 0 и 109 с.