在轻水堆(压水堆和沸水堆)核电站中可能发生最为严重的灾难性事故是反应堆压力容器的破裂,因为其产生的后果是大量放射性产物释放和泄漏,对工作人员、公众和生态环境造成严重破坏。良好和保守的设计是保障核电站安全运行的前提,设计不当或运行管理不善都会给核电的安全运行带来隐患进而产生严重的事故后果。因此,准确评定核反应堆压力容器在役期间超标缺陷能否继续使用备受关注。田湾核电站采用的俄AES-91型压水堆核电机组是在总结WWER—1000/V320机组的设计、建造和运行经验基础上,按照国际现行核安全法规,并采用一些成熟且先进的技术而完成的改进型设计。根据中俄两国政府协议和总合同,田湾核电站基本属于“交钥匙”工程,核电站总体技术责任由俄方承担,技术转让程度有限。中方除了了解其总体的设计理念、要求和拥有大量的综合技术报告外,并未掌握大量详细的技术设计资料。另外,由于俄罗斯标准体系的特殊性,核电标准体系形成相对滞后,在某些方面与目前国际上先进的核电设计、运行管理理念尚存在差距,如迄今为止俄罗斯没有专门制定WWER核电站在役检查缺陷验收准则的标准规范。目前田湾在役检查标准执行的是制造阶段的检验和验收标准——ПНАЭΓ-07-010-89《核动力装置设备和管道焊接接头和堆焊的检验规程》。核设备制造期间的检验标准与其投入运行后的在役检验标准采用相同的验收准则,这一点在工程应用上即不经济,也不现实。因此,由我国自主编制田湾核电站在役检查验收准则势在必行。核反应堆是核电站的核心,而反应堆压力容器又是核反应堆的关键设备。本文主要的研究对象即选定了核电站最核心的机械设备——核反应堆压力容器。本文的研究目的既是给出一个能够适用于田湾核电站反应堆压力容器缺陷评价的通用计算分析方法,为最终制定田湾核电站反应堆压力容器在役检查验收准则以及后期运行期间可能出现的实际缺陷的具体评价提供技术依据。本论文以田湾核电站反应堆压力容器为研究对象,以俄罗斯现有方法、指南和程序为理论依据,以断裂力学为研究手段,基于《田湾核电站在役检查验收准则的研究和制定》项目,进行了以下几方面内容的研究:(1)论证本文引用的断裂韧性曲线适用于田湾核电站反应堆压力容器;(2)论证本文引用的应力强度因子计算公式适用于田湾核电站反应堆压力容器;(3)基于(1)、(2)结论,对田湾核电站反应堆压力容器2#焊缝进行压热冲击分析,评价其在役期间的安全性;并将计算结果与俄方计算结果进行比较,从而间接验证本文所采用评价方法的正确性。通过上述分析计算,为给出适合于田湾核电站WWER1000型反应堆压力容器在役检查发现缺陷的评价方法提供一定的理论依据。