核电站在服役期间,为应对核管道热疲劳老化机理,满足核安全监管要求,快速有效地评价热疲劳损伤程度,需要对核电站辅助管道主动实施有效地延寿管理。老式核电站的延寿工作会带来巨大的经济效益,各国为此相应开发出了疲劳监测系统,而疲劳监测系统的重点则是瞬态温度场的产生和瞬态应力场的计算,一回路核管道受热瞬态载荷的变化影响会产生瞬态热应力,应力集中区域会发生疲劳损伤累积,在线监测时需要对危险部位进行热应力的快速计算。本研究首先结合核电站安全注入系统的运行状况采取了四种用于模拟分析的计算工况,然后应用计算流体力学软件FLUENT,采用Transition SST湍流计算模型对四种不同工况进行模拟计算,确定了压水堆核电站热安注管段的流体流动状态,明确了分析部位的区域划分,提取了不同区域的流体温度,用于确定各热区的温度传递系数。利用ANSYS APDL建立热应力分析计算有限元模型,将止逆阀简化为当量圆筒,为了模拟止逆阀后管线对热应力的影响,对阀后管线进行了柔度分析获取了管线刚度系数,并以弹性约束的形式施加在止逆阀当量圆筒的末端。根据安注管线的流动状况划分了热区,对热区施加不同的阶跃温度构造了应力格林函数。引入了基于流动边界流体温度的温度传递系数,确定了各热区的流体温度载荷。采用各热区响应的线性叠加实现了复杂流动边界结构热应力的格林函数法快速计算。通过对比格林函数法热应力计算结果与有限元直接计算结果,优化了阶跃温度。为了回避安注管线内复杂的流体温度场的热区划分,基于流固耦合计算结果直接构造了应力格林函数。在流量不变的前提下施加一定的温度阶跃,计算了热应力评价位置处的瞬态热应力,将基于流固耦合的方法构造的格林函数快速计算的热应力结果与直接进行流固耦合计算的结果作对比,两者能够很好地吻合,验证了基于流固耦合构造格林函数方法的有效性。为了提高热区划分法安注管线格林函数热应力快速计算的计算精度,考察了热分层部位分层数对计算结果的影响。将不同分层数有限元计算结果与流固耦合有限元计算结果进行比较,发现热分层区域划分为四层即可保证计算具有较好的精度。