针对堆芯筒体材料断裂韧性数据分散性提出了两种断裂韧性可靠性模型,然后结合所提出的模型对堆芯筒体内表面含轴向裂纹进行了断裂力学分析。研究表明所提出的断裂韧性可靠性模型可用于堆芯筒体的断裂风险评价;对于分析的瞬态,堆芯筒体无断裂风险。

针对某设计寿命30 a、欲再延寿20 a的核电厂反应堆压力容器,文中利用NRC-RG1.99（Rev.2）以及ASME规范等,从材料辐照脆化参数、压力-温度限制曲线、材料承压热冲击分析、快断评价的角度,讨论中子辐照对该反应堆压力容器的影响,分析结论认为,该反应堆压力容器能够满足50 a的使用寿命要求。

核电设备的快断分析是力学安全分析中重要的组成部分。在热机耦合分析中,热边界的变化对安全分析有重要的影响。利用RCC-M规范在进行快速断裂评判中,热边界关系着安全分析的失效模式和评定限值的变化。以蒸汽发生器下部封头为例,结合RCC-M规范和有限元软件开展了虚拟紧急工况下的快速断裂安全分析研究,并讨论了热边界对分析结果的影响。研究表明:热边界参量(换热系数)的变化会影响快断失效模式和评定限值;RCC-M规范在核电设备快断分析方面有较高的安全因子。