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。