核反应堆冷却剂泵(核主泵)作为核电站核岛一回路系统的核心,其主要作用是为冷却剂输送提供动力并将热量排出,被誉为核电站的“心脏”。核主泵主轴作为核主泵转子系统的核心部件,要求长时间在高温、高压、强辐射的环境下做高速旋转运动,它的稳定运行对核主泵以至整个反应堆的安全性、可靠性具有极为重要的影响。本文针对核主泵主轴受到冷却剂的频繁热冲击载荷引起的热疲劳问题展开相关研究。核主泵主轴一般工作在300℃的温度环境中,但会频繁受到冷却水的热冲击作用,由此产生的热应力很容易导致主轴表面产生疲劳裂纹,所以有效预测核泵主轴的热疲劳寿命意义重大。本文分析了热冲击过程中的核主泵主轴结构的瞬态温度场、热应力场、疲劳寿命等变化规律,用数值模拟方法研究了热冲击的冲击温度、冲击区域半径、冲击频率和水膜厚度等参数对热应力和疲劳寿命的影响,发现疲劳裂纹将首先发生在材料表面,然后向内部扩展,到达一定深度后止裂。热冲击冷却水温度、冲击区域半径、冲击频率和水膜厚度各参数对热冲击表面热应力和疲劳寿命的影响呈现一定规律性。通过本文的研究,建立了一个完整的核主泵主轴热疲劳分析体系,所得结果可以为核主泵主轴的设计制造提供参考,为核主泵主轴热疲劳寿命的预测以及相关的设计提供理论依据。