反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessels, RPV)作为核电站中主要的承压部件之一,必须保证其在寿命期内的结构完整性,防止其破裂致使放射性产物释放和泄漏。然而,在反应堆运行过程中的一些非正常工况可能引起RPV经受承压热冲击(Pressurized Thermal Shock, PTS)瞬态。随着核电厂运行接近寿命末期,快中子辐照会导致材料的断裂韧性下降,此时严重的PTS瞬态就可能引起内表面附近区域的缺陷快速扩展并穿透壁厚。因此,需对这些缺陷进行评定,以保证核电站的安全运行。世界各国对核安全的表述均以限制放射性物质泄漏的频率为基础,而现行的缺陷评定方法多是采用以安全系数为依据的确定性断裂力学方法,不能直接给出结构的失效概率,因而不能直接回应以放射性物质泄漏频率表述的核安全要求。概率分析方法以失效概率形式表述分析结果,与核安全要求的形式相一致,但需概率分析程序与详细的输入参数分布,计算量大,直接用于工程评定尚存在困难。因此,本文在深入分析确定性评定方法和概率评定方法的基础上,在两者之间的关系上做出了一些较有价值的尝试和探索。本文的主要工作和成果如下：1)在线弹性断裂判据下采用概率充分系数建立了确定性分析中单一安全系数与概率分析中失效概率之间的关系。同时,对基于安全系数的确定性缺陷验收准则,提出了满足准则时结构的临界失效概率分析方法,并对ASME第Ⅺ卷中的安全系数进行了分析,发现在所假设条件下满足其安全系数时的结构临界失效概率并不满足核安全要求。2)基于对数正态分布,建立了含缺陷结构评定中分安全系数的计算表达式,可依据裂纹尺寸、断裂韧性及载荷的变异系数计算相应分安全系数。同时,提出了一套用于含缺陷结构完整性评定的分安全系数校准的简化分析方法。针对RPV的缺陷评定,分析了其中涉及的不确定性因素,按不同工况下的失效概率要求,给出了相应工况下的分安全系数建议值,并进行校验。3)针对断裂韧性数据的统计处理分析方法,分析了3试样最小值等效方法的统计意义。当试验数据大于3个且不超过15个时,3试样最小值处理方法仍有18.5%可能比ASME下限曲线高估了断裂韧性特征值,但随着样本数量的增加这种被高估的可能性会降低。其次,基于分布类型和主曲线提出了给定置信度和概率要求下断裂韧性特征值计算方法及试样要求。研究表明,对于样本量不超过6个时宜采用Weibull分布,而样本量超过6个时可以采用对数正态分布,较为便捷。4)针对PTS条件下含缺陷RPV的结构完整性,分别按确定性分析方法和概率分析方法进行了研究。根据确定性分析方法,得到了在预置缺陷下PTS许用参考温度,分析了在假定PTS工况下裂纹的临界尺寸及其快速断裂行为。基于PFM开发了RPVPTS概率分析软件原型,并对某RPV在典型PTS下的结构完整性进行了分析。结果表明该RPV在60年设计寿命下RPV的失效频率低于核安全要求值。然而,受制于现有数据的缺乏,本文也只对基于概率分析的RPV缺陷评定方法进行了研究探索,距工程应用尚需进一步的验证。今后,应建立数据的积累机制,健全国产材料及核电设备的应用数据库,更好地为核电结构可靠性分析提供数据基础,为提高我国核电结构可靠性奠定基础。