“十三五”期间,我国核电发展面临难得的历史机遇,核电安全是首要解决的问题。核电的安全发展取决于工艺和设备的安全,而设备安全运行的关键是保证其结构完整性。疲劳和断裂评定是核电设备结构完整性研究工作中最重要的两个环节,两者相互依存,相互影响。随着核电设备国产化的推进,核电材料也正在大规模的实施国产化,国产SA508 Gr.3 Cl.2是CAP1400核电装置中蒸汽发生器、稳压器、非能动余热排出热交换器和安注箱的主要材料,其疲劳断裂性能将贯穿核电设备的设计、制造、在役检验及延寿全过程。因此,本论文主要对国产SA508 Gr.3 Cl.2的疲劳裂纹扩展的行为和裂纹扩展后材料的断裂韧性进行了研究,主要内容如下:(1)针对国产SA508 Gr.3 Cl.2材料的标准紧凑拉伸CT试样,进行了不同应力比常幅加载下的疲劳裂纹扩展试验,试验结果表明:国产SA508 Gr.3 Cl.2材料具有较明显的应力比效应。(2)采用裂纹闭合模型和Kujwaski双参数模型对疲劳试验数据进行分析,结果表明Kujwaski双参数模型对国产SA508 Gr.3 Cl.2材料在不同应力比下具有较好的适用性,裂纹闭合模型对国产SA508 Gr.3 Cl.2材料在不同应力比下的适用性具有一定的局限性。(3)利用单试样法中的卸载柔度法,在室温下对具有不同程度的疲劳损伤的CT试样进行了断裂韧性测试试验。试验结果表明:局部的疲劳损伤会对该试样的断裂韧性值产生影响,其对应的断裂韧性出现了一定程度的下降。(4)结合ASME XI卷标准中的在役设备缺陷评定流程,将国产SA508 Gr.3Cl.2材料的疲劳裂纹扩展行为和标准中给出的公式数据进行对比研究,并对其断裂韧性的评定方法进行讨论。