核安全1级部件须按照ASME规范第III卷的要求开展分析法设计,以保证反应堆一回路压力边界的结构完整性,疲劳分析是其中的重要评定内容之一。美国核管会颁布的RG 1.207导则要求新建核电厂在工程设计中考虑轻水堆冷却剂环境对疲劳的影响,我国核安全局在第三代新建核电厂的安全审评过程中也对冷却剂环境影响提出了论证要求,而目前我国在建和已运行核电厂的核安全1级部件的疲劳分析都没有考虑冷却剂环境对疲劳的影响,因此需要开展考虑冷却剂环境影响的疲劳分析方法在工程设计中的应用研究。本文以核安全1级承压容器接管作为疲劳评定对象,采用工程使用的反应堆冷却剂系统设计瞬态,按照ASME规范第III卷的规定和RG 1.207及NUREG/CR-6909的要求开展考虑冷却剂环境影响的疲劳分析。分析表明在ASME规范疲劳分析的基础上应用环境疲劳修正系数开展考虑冷却剂环境影响的疲劳评定,在工程设计中是可行的;在考虑冷却剂环境影响后部件的疲劳分析结果显著增大,在一些情况下可能导致设计过度保守;采用分段逼近法计算环境疲劳修正系数需要进行大量的数据处理,因此对设计裕量较大的部件可以直接采用保守值进行计算。本文还通过ASME规范设计疲劳曲线和NUREG/CR-6909提供的新曲线的疲劳分析结果比较,证明了新的设计疲劳曲线的保守性。考虑冷却剂环境影响的疲劳分析模拟了工程设计的复杂载荷情况,对RG 1.207导则要求及环境疲劳系数计算方法在工程设计中的应用进行了研究。通过分析研究,验证了考虑冷却剂环境对一回路压力边界部件设计的潜在影响,为满足RG 1.207要求在工程设计中考虑冷却剂环境影响积累了实践经验,为后续环境疲劳系数计算方法的进一步应用和完善打下了良好基础。