为了提高核电设备的耐腐蚀性,在轻水核反应堆中除核燃料包壳等少量材料外,结构材料大量选用奥氏体不锈钢和镍基合金,其耐腐蚀性主要是南钢表面的富络氧化膜(钝化膜)的形成。然而，奥氏体不锈钢和镍基合金长期处于核压力容器高温高压及辐照等环境中,在一定的残余应力和工作应力作用下将会产生应力腐蚀裂纹(SCC),这种应力腐蚀裂纹随时间不断扩展,最终会将核电站中关键结构和设备带到一个极其危险边缘。因此,奥氏体不锈钢和镍基合金材料在高温水环境中以SCC为代表的环境致裂(EAC)是影响核电设备长期安全运行的关键问题之一。　　鉴于这个问题的重要性,长期以来,主要工业发达国家相关研究机构在基于标准断裂力学试样和模拟高温水实验环境下,完成了大量核电关键材料的EAC裂纹扩展实验,储备了丰富的实验数据。目前,许多在役核电结构被检出EAC问题,急需评估和预测。由于实际核电结构裂纹区域几何和力学状态的复杂性,仅利用相关材料的EAC实验数据来评什核电结构中的EAC扩展状况显然是不够的。　　为了,解决材料EAC扩展速率实验数据和实际核电构件EAC扩展评价的衔接问题,本论文完成的主要工作有:在对核反应堆高温水环境中奥氏体不锈钢和镍基含金环境致裂的机理研究的基础上,对于各国科学家相继提出的不同应力腐蚀破裂裂纹扩展速率预测模型进行了分析比较,重点研究了氧化滑移模型的机理、适用条件和存在的问题;在对奥氏体不锈钢和镍基合金材料在高温水环境中EAC机理探讨的基础上,确定了影响核电结构EAC扩展主要因素,为建立实际轻水堆构件EAC扩展状况的预测模型奠定了基础;在对含有内表面裂纹管试样的EAC实验结果分析、数值模拟和理论分析的基础上,建立了一种基丁^裂尖塑性应变率和弹塑性有限元相结合的,能用丁预测具有复杂裂纹形状和力学状态的实际轻水堆构件EAC扩展状况的预测模型,并将其与实验结果进行了比较验证;通过理论分析和电场有限元模拟,建立了直流电位降法(DCPD)实时测量裂纹长度(深度)的理论基础,为进‘步研制直流电位降裂纹测深仪和重要参数标定提供了保证;利用有限元子模型技术对含有内表面裂纹管试样裂纹前沿区域主要应力应变参量和断裂力学分布规律进行了详细研究,为建立具有复杂几何形状和力学状态的实际轻水堆构件裂纹区域的丰要力学参量的获取奠定了基础;利用二维CDCB试样模型和三维含有内表面裂纹管试样模型,对一次超载对EAC裂纹扩展速率的影响进行了比较详细的分析,为掌握在EAC实验过程中的载荷波动及地震及其他超载情况对构件EAC扩展状况的影响奠定了基础。