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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。