压水反应堆是核动力装置中最常见的反应堆堆型，目前世界上在役的435座反应堆中有270座是压水反应堆。压水反应堆通常由两个回路组成，即一回路和二回路。稳压器通过波动管与压水反应堆一回路相连，是压水堆中的关键设备。任何波动管的破损都将会影响到一回路的完整性，并进而损害反应堆的正常运行。热分层是在压水反应堆稳压器波动管中常见的一种现象，表现为从稳压器中流出的热水位于波动管内的冷流体之上，从而形成随时间变化的管道温度波动，并可能导致波动管的热疲劳失效。国际原子能机构（IAEA）认为由于热分层形成的载荷是施加于稳压器波动管上的最重要的载荷。　　本文工作旨在理解发生于稳压器波动管中的热分层现象。本文选取KORI I反应堆稳压器波动管模型作为研究对象，首先采用CFD模拟分析的方法，利用ANSYS-CFX研究了稳压器波动管内流体及波动管温度的瞬态分布。然后基于ANSYS Workbench平台，将计算得到的温度分布直接转化为应力分析的温度载荷，并完成了稳压器波动管在考虑热分层效应条件下的应力分布特性。最后利用ASME规范第三篇的设计曲线，对稳压器波动管在考虑热分层效应条件下的累积使用因子进行了计算。文中对速度、布置方式等影响稳压器波动管内热分层现象的关键因素也进行了研究和深入的讨论。　　本文在对不同结构和工况下的流场进行模拟时，对比分析了标准k-ε模型, RNG k-ε模型和SST模型对流场计算的影响。结果表明：相比于其他两种湍流模型，采用标准k-ε模型时，由于无法准确模拟流线弯曲的影响，计算得到的内壁上下温差偏小；RNG k-ε模型和SST模型都可较好模拟旋转流动，计算结果表明在相同工况条件下，采用RNG k-ε模型和SST模型得到的同一位置上的温度差在200s后符合良好。　　考虑到流动速度会影响热分层现象，根据压水反应堆中的波出流量变化情况，本文研究了四种不同波出速度工况，分别为0.01、0.05、0.1和0.2 m/s。结果表明，在上述四种工况中，随着波出速度的增加，相同位置处波动管内壁上下温度差减小；当波出速度从0.01m/s升高至0.05m/s时，最大温差会有所升高，当波出速度大于0.05m/s时，随着波出速度的升高，最大温差略有降低。　　稳压器波动管的布置方式时影响流场分布的重要因素，本文讨论了三类不同的稳压器波动管几何模型：（1）在波动管几何模型中引入热腿；（2）在包含热腿波动管几何模型基础上，引入整体向下倾斜5度的几何模型；（3）在包含热腿波动管几何模型基础上，在0-45度范围内改变连接三通处波动管倾角的几何模型。对比有无热腿几何模型的分析结果表明，在靠近稳压器附近的监测截面上，在有无热腿两种几何模型中，内壁上下温差相似；与仅考虑波动管的几何相比，在引入热腿后的波动管几何模型中，在靠近热腿的监测截面上，波动管内壁上下温度差有所增长。例如在没有热腿情况下，监测截面e-e`和f-f`内壁上下温差大约为30℃，而在引入热腿后，监测截面e-e`和f-f`内壁上下温差分别变为60℃和48℃。通过分析认为，这主要是因为热腿内冷却剂的流动对稳压器波动管内冷却剂流场的影响。通过分析整体倾角的计算结果，表明引入整体倾角后，在靠近稳压器附近的监测截面上，内壁上下温差有所减小；而在靠近热腿附近的监测截面上，内壁上下温差则有所增加。此外，计算结果也表明，增加连接三通处波动管与水平面之间的角度，对靠近稳压器侧的波动管内流场几乎没有影响，因此对附近截面上的温差几乎没有影响；相反，当改变连接三通处波动管与水平面之间夹角后，在三通附近的流场有明显变化；当连接三通处波动管与水平面之间夹角达到45度时，在稳压器波动管的中上部区域发现了明显的环流现象。　　为了保守起见，本文对引入热腿后的稳压器波动管模型开展了完整升温瞬态工况下的应力分析。计算结果表明，波动管上的最大应力出现在靠近稳压器侧，而最大变形量则出现在靠近稳压器侧第一个弯头附近的水平段。疲劳分析表明完整的升温瞬态可导致高达0.624的累积使用因子。