【摘要】反应堆压力容器是压水堆核电站最关键的设备之一，其材料初始基准无塑性转变温度 RTNDT升高，会导致其寿期内韧性储备降低，将危及寿期内安全运行。针对某压力容器 SA508 Gr.3 Cl.1 锻件材料初始RTNDT 升高 10℃现象，从修正参考温度 ART、承压热冲击 RTPTS、快速断裂等角度进行寿期内辐照脆化理论评估，结果表明，修正参考温度 ART、承压热冲击 RTPTS 均满足法规要求；除寿期末水压试验瞬态外，其余工况下断裂韧性满足 ASME 规范要求。