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随着我国核电事业的快速发展,核电站的安全运行显得尤为重要。为保证反应堆压力容器的正常运行,新的三代先进压水堆核电站如AP1000,在技术要求中规定了需要在反应堆辐照监督试样中放置断裂韧性试样。目前,研究材料断裂韧性的方法主要是国际上新发展起来的Master Curve方法,该方法采用的断裂韧性试样加工工艺较为繁琐,尤其是预制疲劳裂纹阶段经常耗费大量的人力物力。此外,在美国标准ASTM E1921和国标GB/T 21143这两个标准中,对于预制疲劳裂纹阶段的裂纹扩展速率、侧槽对断裂韧性试验和裂纹形貌的影响方面的要求和规定比较宽泛。为此,本文以核反应堆压力容器用钢A508-Ⅲ为研究对象,对于Master Curve方法涉及到的断裂韧性试样的加工工艺的关键问题进行研究。主要研究工作及成果如下：(1)针对国产A508-Ⅲ钢的小尺寸断裂韧性试样,进行预制疲劳裂纹载荷下的裂纹低速扩展试验,结合疲劳裂纹的闭合效应,拟合得到了该材料疲劳裂纹低速扩展的Paris公式参数；(2)定量地分析了侧槽对0.5T断裂韧性试样断口裂纹形貌的影响,包括初始裂纹长度a0、裂纹隧道深度以及裂纹前沿平直度。结合已有的预制裂纹工艺,提出了适当的改进方案,从而提高试验效率和成功率、降低试验成本；(3)基于Master Curve方法,通过带侧槽的0.5T断裂韧性试样的断裂韧性试验计算得到了韧脆转变温度T0,并与未开侧槽试样计算得到的T0进行比较。