压水堆（Pressurized Water Reactor,PWR）核电站一回路压力边界管道（以下简称“一回路管道”）结构完整性评定（以下简称“评定”）中需要考虑热流体温度波动、内压、重力、地震等复杂载荷。当服役期间检测到缺陷后,耗时的断裂力学评定将对核电站大修工期造成影响,进而影响电站运行的经济效益。同时,现有主要评定规范（如法国RCC-M规范和美国ASME规范的第Ⅲ卷）中多是对不同失效模式一一进行评定,缺乏对多失效模式的综合评定方法。在计算复杂载荷作用下弹塑性断裂参量时,通常需要进行耗时的有限元计算,或对弹性断裂参量进行简化塑性修正,这难以满足工程领域的精确评定需求。PWR核电站运行经验表明,一回路管道实际瞬态参数变化往往比设计假设更为复杂,对于已存在裂纹或需假设存在裂纹的管道,需要进行简化评定或更换,尚缺乏基于实时监测运行参数的在线评定有效方法。为保障核电站安全、经济运行,本文作者以大型商用PWR核电站一回路管道评定的实际需求为技术背景,开展含缺陷一回路管道的快速评定、分析评定和基于实时监测运行参数的在线评定的综合技术研究。主要研究结论如下:（1）针对在役含缺陷奥氏体不锈钢一回路管道,通过对断裂失效、塑性失稳和“未爆先漏”（Leak-Before-Break,LBB）的潜在失效模式分析,提出了一种基于不降低设计预设塑性极限载荷准则的快速评定方法。基于裂纹临界扩展条件,推导出计算管道断裂临界裂纹的程序化算法。研究表明,服役后一回路管道热管段既可能发生弹塑性断裂失效,也可能发生塑性失稳失效,发生弹塑性断裂失效对应的载荷区间更大。热管段直管临界失效状态下具有较大的贯穿裂纹尺寸,满足可监测泄漏率的要求,即其具有LBB潜在特性。研究论证了采用塑性极限载荷作为结构失效的临界状态的合理性,通过试验研究了服役老化后材料的拉伸性能特性,在考虑服役材料屈服强度提升11%（数值约为材料服役前后抗拉强度与屈服强度差异的1/10,或约为服役热老化叠加循环硬化提升屈服强度的1/3）的前提下,获得了设计预设塑性极限载荷不降低准则下管道内表面裂纹可接受尺寸（设计参考裂纹形状参数条件下为7.2%壁厚）。依据理想塑性材料假设和最大剪应力强度理论,论证了热管段直管设计潜含的塑性极限载荷安全裕量,获得了裂纹形状参数不变条件下在役阶段设计参考裂纹的可接受等效尺寸最小为7.3%壁厚。（2）根据英国R6规范的双参数判据失效评定图（Failure Assessment Diagram,FAD）技术,提出了弹性断裂参量应力强度因子塑性修正的分析评定方法。研究表明含同样尺寸裂纹的一回路管道热管段,弯矩载荷作用下选择3的FAD安全区域更小,即相比内压载荷其更容易使得管道发生失效;同样类型的载荷作用下,裂纹尺寸对FAD的影响较小,即对于大直径、厚壁厚的热管段管道,在载荷未达到塑性极限载荷前裂纹前沿的塑性变形有限。FAD的评定中,各种形式安全裕量（Ms）存在着明显的差别。分析案例中,一回路管道热管段弯头具有较大的安全裕度,在极限尺寸裂纹条件下,各种形式的Ms均大于1,其中载荷Ms数值最低,即相比于提高材料断裂韧度和降低裂纹尺寸而言,提高材料的流变应力强度（或降低结构的载荷）是提高一回路管道热管段安全性能的更有效手段。基于FAD技术,当材料单轴拉伸应力-应变满足R-O（Ramberg-Osgood）关系时,针对仅存在一次应力,以及同时存在一次和二次应力的情况,分别提出了弹性断裂参量应力强度因子的塑性修正方法。（3）针对管道不同载荷特性,提出了适用于实时监测运行参数下总应力的计算方法,建立了一种可以满足在役检查规范要求的缺陷在线评定方法。分析提出以固定时间间隔建立管道的影响函数,并将影响函数的卷积积分过程转化为数值累加过程,显著降低了计算的复杂程度。同时借助计算机并行计算和算法可扩展的特性,将现有的沿着时间轴卷积积分的算法,优化为各时刻点可同时在其影响函数衰减时间范围内计算获得目标参量的算法,显著提升了计算效率。案例研究表明,影响函数法计算结果与有限元数值仿真结果偏差最小可达到0.6%范围之内,可精确计算瞬态应力场数据。通过对规范中的准则和方法的编译,研究获得了适用于在线监测的断裂参量计算方法,并通过分析案例验证了其分析的可靠度。基于研究的技术成果和在役检查规范的要求,在大型通用有限元软件平台中进行了二次开发,获得了一款“含缺陷一回路管道热管段在线评定软件模块”,专用软件模块的分析结果与一回路管道原设计报告中参考瞬态分析的SIF结果偏差小于3%,可认为软件具备了足够的分析精度。本文作者研究的含缺陷一回路管道快速评定、分析评定和在线评定的综合技术是通用的,可用于其他类似结构的容器、管道等的评定中,为后续工程实践提供有益的参考。