在压水堆核电站运行过程中,一回路管路的压力较大,为保证整个核电管路系统平稳运行,需要在一回路管路上安装稳压器以维持压力恒定。稳压器波动管是连接主回路与稳压器的一段管路,一般为T型结构,主管路与稳压器内的流体通过波动管流入流出,由于其结构与功能的特殊性,波动管内存在着高速与低速、高温与低温流体的掺混,因此管内流体的流动与传热状态十分复杂,产生湍流穿透现象,引起管道温度的波动,在管道自身约束条件下,引发管路的热变形、热疲劳等问题,进而威胁到整个核电系统的安全。本文的主要研究内容如下:(1)通过大涡模拟方法,对稳压器波动管运行过程中内部流场的流动与传热状态进行了数值模拟,并对模拟结果进行理论分析,探究了主支管动量比、温差、管径比等因素对管内湍流穿透现象的影响。(2)根据流场模拟结果,使用CFD-FEM耦合计算方法,对管道固体域进行有限元分析,得到管道在湍流穿透工况下热变形、热应力等参数的时空分布规律;(3)利用疲劳理论,对应力波动信息进行分析,得到不同结构稳压器波动管的疲劳寿命。耦合计算结果表明:主支管动量比、管径比对波动管湍流穿透现象有显著的影响,而主支管温差影响相对较小;湍流穿透现象会诱发管道产生热疲劳,波动管的结构会影响管路的疲劳寿命,波动管上端管段与主管方向平行结构的疲劳寿命高于垂直结构。本文在前人研究的基础上,通过流固耦合方法,对于稳压器波动管在运行过程中,管内流体的流动与传热状态、管道热应力以及热疲劳问题进行了理论分析,得出了一系列结论,为稳压器波动管在运行过程中的疲劳安全问题提供了一定的依据,对波动管的管道结构优化有一定的参考价值。