碳含量超标情况下的反应堆压力容器快速断裂评价方法研究

来源：核动力工程杂志2021年第4期北京时间：

作者：苏东川, 谢海, 张毅雄, 崔怀明, 吴琳

单位：中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室，成都，610213；

摘要：按照RCC-M规范对设备进行快速断裂评价时，材料的初始无延性转变温度是重要的输入条件之一。材料中的碳含量超标会影响材料初始无延性转变温度，但目前2者之间还没有定量关系。当反应堆压力容器（RPV）出现碳含量超标时，为保证结构完整性，必须在缺乏定量关系的情况下完成结构的快速断裂分析。本研究对碳含量超标情况下的反应堆压力容器的快速断裂评价方法进行了研究，并以发生碳含量超标的反应堆压力容器堆芯段筒体为例，考虑了筒体的缺陷修复情况，通过反算满足规范要求的最高初始无延性转变温度，对反应堆压力容器堆芯段筒体的快速断裂情况进行了分析评估。该方法可为碳含量超标的压力容器运行和在役检测提供技术支持。

关键词：反应堆压力容器（RPV）, 快速断裂, 初始无延性转变温度, 碳含量