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反应堆压力容器的堆芯简体受中子辐照最高,是辐照脆化敏感的关键部位.为防止堆芯简体的快速断裂,在核电工程设计中有必要对该部位进行断裂力学分析,采用法国《压水堆核岛机械设备设计和建造准则》（RCC-M）规定的2种断裂力学分析方法对某核电工程的压力容器进行详细的快速断裂力学分析.分析结果表明,反应堆压力容器堆芯简体在运行过程中不会发生快速断裂.