核电厂使用了大量的管壳式热交换器。其中很多热交换器在安全系统中起着热量导出的功能,确保核电厂的正常、安全运行。核安全级换热器的设计是保证电厂安全运行的重要因素之一。在设计核安全级热交换器时,根据RCC-M和ASME Ⅲ的要求,需要考虑系统瞬态波动对热交换器疲劳损伤的影响。计入疲劳分析中的热应力是由于设备金属温度的变化引起的,而非流体温度的变化引起的。同时工程设计时,系统的设计方一般只提供设备入口处的流量、温度、压力的瞬态,出口的瞬态需要设备设计考虑。热交换器热疲劳分析的起点是管侧入口和壳侧入口流体瞬态变化曲线,关注的重点区域是管侧及壳侧的入口水室和出口水室以及管板等。在以往的工程计算中,力学计算模型输入的热边界条件为流固换热系数边界,认为换热系数为无限大,这样流体瞬态变化可以瞬时的传递给固体,因此计算结果十分保守。基于这种保守计算的热交换器的设计寿命受到限制,降低了核电厂的经济性。在核电走出去的大背景下,核电站的设计在保证核安全的前提下,提高核电厂建设的经济性。本论文采用集总参数与计算流体力学相结合的分析方法,为确定热交换器疲劳分析计算的热边界条件建立了一套完整的计算流程与方法。该方法在已知管侧入口和壳侧入口流体瞬态的条件下,可以得到合理的管侧出口和壳侧出口流体瞬态变化以及疲劳分析重点关注区域的流固传热系数。利用固定管板热交换器管侧和壳侧出／入口的流体瞬态与局部流固传热系数作为第三类完备的热边界条件输入力学计算模型,得到分析区域金属的温度应力。按照RCC-M规范对关注的区域进行疲劳分析和评价。