作为高温气冷堆（HTGR）堆芯的关键材料,核石墨构件在核反应堆运行期间将承受机械荷载、自重、辐射应力以及地震作用等,从而可能产生裂纹,威胁到HTGR的安全。因此,在设计中必须考虑核石墨的断裂特性,并在反应堆接近设计年限后,对反应堆中的氧化辐照石墨的断裂韧性进行评估。考虑到辐照石墨试件的尺寸通常较小,与标准断裂试验试件存在差异,本研究分别采用标准尺寸试件和小尺寸试件来对东洋石墨IG11和国产石墨SNG742的断裂特性进行研究,并对两种尺寸试件的断裂韧性进行评估,为测量辐照氧化后石墨的断裂韧性提供一定的参考。本文分别采用单边切口梁的三点弯曲试验和压缩双裂纹圆孔板（DCDC）的压缩试验来研究核石墨的断裂特性。试验过程中,分别采用电子散斑干涉（ESPI）和数字图像相关（DIC）技术观测单边切口梁和DCDC试件的表面变形,使用X光计算机断层扫描（XCT）技术对DCDC试件的内部变形进行扫描。以ESPI实测位移场作为数值模型的边界条件,计算得到模型的J积分（JMAN方法）,并与ASTM公式计算结果进行对比,验证了将JMAN方法用于石墨试件的可靠性。对JMAN方法中的参数进行敏感性分析,分析了方法中可能产生的误差。根据ESPI和DIC在三点弯曲试验和压缩试验中的观察结果,得到两种试件的荷载-位移曲线,确定了试件的起裂点。分析试件表面位移场和应变场,观察裂缝扩展情况以及裂尖周围损伤区域发展情况,对比了两种试件的裂缝特征。使用JMAN方法得到DCDC试件的KR阻力曲线,评估了SNG742和IG11石墨的断裂韧性。使用数字图像体相关（DVC）技术分析XCT三维图像,获得DCDC试件的三维位移场和应变场。通过建立与DCDC试件压缩试验同等边界的数值模型,反演了SNG742石墨的弹性模量,并对反演误差进行了分析。采用霍夫变换直线检测算法从XCT图像中检测裂缝,测量了沿厚度方向变化的局部裂缝长度,观察到弯曲的裂缝前缘。定量分析尺度上与主裂缝宽度接近的内部缺陷,对比其在拉压区的分布密度。从试件的位移场中获取裂缝的三维特征,并结合DVC实测位移场和三维有限元模型,得到沿裂缝前缘的临界应力强度因子K,发现沿厚度方向KⅠ基本保持不变,KⅡ和KⅢ则可忽略不计。