中国原子能科学研究院年报2005单参数的积分理论不适合应用于小尺寸的断裂韧性试样的裂纹扩展控制。双参数的；2理论可以克服单参数7理论在尺寸效应问上的不足，使得用小尺寸样品研究材料断裂禚性在理论模型计算方面得到支持。这对于研究辐照后材料的断裂具有重要意义，因为由于受到辐照空间等因素的影响，辐照样品的尺寸往往受到严格限制。目前，2理论的义2阻力曲线在控制脆性断裂的过程方面研究较多，但在应用于塑性断裂研究方面则很少。本工作利用，2理论分析核电站压力容器材料塑性断裂裂纹扩展问，并与实验结果对比。
首先通过对裂纹扩展试验的有限元模拟，描述了核电站压力容器材料中裂纹扩展过程中的应力分布情况，并获得了。空制裂纹扩展的数据。最终将模拟计算结果与祚进丁的试验结果进行对比，给出。观论的义0，1力曲线在描述圯力容器材料断裂过程方面的有效性评价。
5仰反应堆压力容器监督数据分析及寿命初步评估修振峰，杨文，宁广胜，张长义，林虎，徐远超由于长期在中子辐照场温度场以及应力场的作用下，反应堆压力容器材料性能会出现蜕化的现象，主要现为，脆转变温度升高，屈服强度增加，以及断裂，性降低等。为了监测压力容器材料的辐照效座理在反以堆内安装定数量的监督管，定期抽出进行辐照监督试验，通过进行反应堆压力容器的辐照监督试验可以获得压力容器材料辐照脆化及辐照环境的相关数据，利用这些数据修订反应堆冷却剂压力温度限值曲线，以防止压力容器发生脆断，从而保证反应堆的安全运行。
随着反应堆服役时间的增加，胃冷却剂的压力温度运行窗将逐渐缩小，直到寿期末运行窗将关闭1.近年来，西方核电较为发达的国家为了实现早期设计的压水堆延寿的目的，己经开始了该领域的研究，并将监督数据作为反应堆压力容器以及核电厂寿命评估和延寿的重要依据。通过对监督数据进行分析，合理的改进核电厂的运行程序和监督程序，从而实现延寿。
冷却剂温度厂，本工作对秦山期核电站压力容器前4次监督试验数据进行分析。分别采用正入，20991准则和RG1.992准则计熔堆芯中平而和上焊缝的参考温度，RTNDT及调参，收A过计算值与试验值的比较，明确了该压力容器材料辐照脆化程度，并根据现有的试验数据对秦山核电站日力容器的使用办命进行了初，汗估。