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提出并建立了反应堆压力容器承压热冲击下缺陷评定的方法,开发完成了承压热冲击的概率断裂力学分析程序,自主开发了具有自适网格功能的反应堆压力容器承压热冲击分析评定程序,形成规范计算、有限元和热权函数等多种方法的互校互补系统.完成300MWe核电厂反应堆压力容器在实际运行工况下的简化疲劳分析,推导出二维和三维热权函数法的基本公式,预测了A508-Ⅲ钢低温解理断裂载荷随缺口尺寸变化而变化的趋势.为开展核电厂主设备的老化与寿命管理以及延寿提供了重要技术基础.