现役反应堆的寿期由其40年设计寿命延长到60年或更长,是提高核电站竞争力的关键因素。本文总结了反应堆压力容器铁素体材料中子辐照脆化机理和影响辐照效应的主要因素,以及当前国内外相关领域内的最新研究成果,为优化反应堆压力容器的结构设计、冶炼和制造工艺、运行参数,合理可行的降低反应堆压力容器环带区的辐照损伤,延长使用寿命,提供了理论依据。本文以秦山第二核电厂反应堆压力容器为研究对象,介绍了65万千瓦反应堆压力容器的结构特点、选材要求、主要设计规范、标准和主要设计参数,重点阐述了反应堆压力容器辐照监督设计、实施和监督实测数据的分析、处理、运用。明确了反应堆压力容器辐照监督的目的、方法和所使用的规范,论述了辐照监督的设计、布置原则和抽取计划制定的依据。本文对秦山第二核电厂已取得反应堆压力容器辐照监督数据进行了深入的分析,对材料辐照前后的上平台能量、转变温度、抗拉强度、断面收缩率和延伸率等表征材料脆化性能的参数进行了对比分析;并且借鉴国外的先进经验,对上平台能量下降值、转变温度增量等进行了预测,和实测值进行了对比;对辐照脆化程度和法国同类核电站进行了对比。结果表明,秦山第二核电厂反应堆压力容器辐照脆化效应在理想的设计范围之内,与法国同类核电站相比,处于同等水平。与国内外核电站相比,秦山第二核电厂反应堆压力容器辐照监督存在超前因子偏大的问题。本文对这个问题进行了分析,对超前因子偏大对辐照监督工作带来的影响和可采取的后续监督措施进行了分析讨论。本文根据压力容器的设计参数、运行参数和辐照监督数据的分析,基于现有的有限数据对秦山第二核电厂反应堆压力容器的运行寿命进行了预测,认为其运行寿命可以从40年延长到60年不存在问题。