核电站在运行期间，核反应堆的压力容器和管道会承受内压、循环热载荷及振动等各种复杂载荷工况，这些工况会导致材料或结构发生棘轮效应，缩减材料或结构的疲劳寿命，严重影响压力容器和管道的安全可靠性。为了保障核电压力管道安全运行，并为管道棘轮变形设计规范制定积累基础数据，本文针对压水堆一回路辅助管道用材Z2CND18.12N奥氏体不锈钢，从材料循环本构模型，数值模拟及直管和弯管部件的棘轮变形试验等几个方面对棘轮效应进行了系统的研究。本项研究对核电压力管道的设计和运行具有重要的理论意义和工程应用价值。利用多轴疲劳试验机对内压直管、90o弯管在循环弯曲载荷作用下的棘轮效应进行了试验研究。试验结果表明，直管的棘轮应变主要发生在环向，而轴向棘轮应变相对较小，且棘轮应变沿直管轴向向两端扩展。对于弯管，棘轮应变发生在顶线、内缘线和内缘线与顶线的中间位置即45o位置的环向，轴向也存在一定的棘轮应变。内压直管和弯管在循环弯曲载荷作用下，无论是不同试件，还是同一试件的多载荷步试验发现，在相同内压下，棘轮应变率随着循环弯曲载荷增大而增加；在相同循环弯曲载荷下，棘轮应变率随着内压增大而增加。在多载荷步加载条件下，高载荷水平下产生棘轮应变后会降低后续低载荷水平的棘轮应变速率，这种影响十分明显。利用直管准三点弯曲试验装置，确定了内压直管循环弯曲的棘轮边界。根据奥氏体不锈钢Z2CND18.12N的材料试验数据，考察确定了ANSYS中现有循环塑性本构模型和基于Chaboche模型的一系列修正模型的模型参数。将一系列修正Chaboche模型通过编写用户子程序USERPL.F嵌入到ANSYS软件中，很大程度上提高了材料和结构的多轴棘轮效应预测的准确性，同时将材料的各向同向硬化准则嵌入修正模型中，进一步提高了对管道棘轮变形的预测准确性。本文将材料循环硬化/软化特性的函数p和参数i的演化规律引入Ohno-Wang II模型和Armstrong-Frederic模型的叠加模型中，提出了一种新的本构模型，对材料和管道棘轮效应的预测有所改善。利用ANSYS程序及弹塑性分析对内压直管与弯管在循环弯曲载荷作用下的棘轮效应进行模拟，并比较各模型对直管、弯管棘轮应变的预测结果，发现Chen-Jiao-Kim模型预测结果与试验值能够较好地吻合。对于循环弯曲载荷作用下的内压直管和弯管，给出了按C-TDF方法确定的棘轮边界线，且将直管的棘轮边界与现有规范进行了比较，能够较好地界定安定区。利用Chen-Jiao-Kim模型对含局部壁厚减薄内压直管和弯管在循环弯曲载荷作用下的棘轮效应进行了预测，棘轮应变随着局部壁厚减薄缺陷深度、轴向及环向长度的改变而变化，这说明局部壁厚减薄对承受恒定内压循环对称弯曲管道的棘轮效应影响明显。利用Chaboche模型对25℃、150℃、250℃和350℃四种温度条件下内压直管和弯管在循环弯曲载荷作用下的棘轮效应进行了预测，发现棘轮应变随着温度的升高而增大，并利用C-TDF方法确定了直管和弯管在不同温度下的棘轮边界，发现无量纲棘轮边界与温度无关。另外，基于弹性补偿法和下限安定定理的极限载荷乘子m，提出了一种改进的安定性分析方法，确定了内压直管和弯管在循环弯曲载荷作用下的棘轮边界，与循环弹塑性有限元方法确定的棘轮边界相比，改进方法简便易行。