近年来，全国各地掀起核电建设的高潮，就核电机组在建规模来看，我国已居全球首位。2011年3月11日，日本发生的地震和海啸导致福岛核电站多台反应堆机组出现故障并发生核泄漏，受此影响，各国纷纷关注和反思各自国家核电设施的安全问题和核电未来发展问题。从核电发展史看，全球核能发展不会因事故而停止，每一次核事故都是对核电安全性的再认识，促使核电安全理念和核电安全标准进一步提升。我国经过了一系列的核电安检，2012年10月24日，国务院常务会议再次讨论并通过了《核电安全规划（2011-2020年）》，因福岛核电站泄漏事故而停摆的中国核电建设在2012年末重新启动，安全问题成为我国核电建设的重中之重。核电站使用数以万计的管道将核裂变的能量传输到汽轮机发电并将多余的热量排出。核电站在非正常工况下（如反应堆启动-停堆过程，系统状态切换，阀门泄露）热交换管道遭受热疲劳损伤。核电站即使在正常工作中这些管道的温度也会发生循环变化而遭受热疲劳损伤，比如：核电站中高温水和低温水通过T型管道混合时，在两者混合的区域，管道内表面的温度发生周期性的变化，引起管道的热疲劳损伤。本文将核电站中的重要设备蒸汽发生器中管路作为研究对象。蒸汽发生器中属于一回路的管路受到管内流体边界层循环热载荷冲击，先于其他部位产生热应力集中，因此成为了整个蒸汽发生器最重要的部件。为了研究管路的工作过程以及寿命预测模型，根据管路的工作环境设计了一台热疲劳试验机。本试验机通过继电器控制电路实现自动循环加热与冷却，达到对试件进行定时定温加热以及定时定温冷却，实现了实验过程的自动控制。将感应线圈套在试件中央对试件加热，冷却过程为在试样中心孔通入冷却水，温度均匀且不溅水；四根试样沿着支架周期对称排放，每个试件用四个螺母将试样固定在支架上；薄壁空心试样加热和冷却速度快，内外温差小，热应力为单向拉伸或单向压缩，便于计算热应力，由于试件两端被固定，因此在受到循环热载荷时产生热应力，发生塑性变形，因此可以建立循环寿命与热应力的直接关系。试验机不仅可以对核电站管路做出模拟试验，凭借其高精准的试验方法和小巧的外形，对于大型设备的热应力模拟也可以迅速获得试验数据，因此本试验机应用范围非常广泛。通过对试验机和试件的仿真计算得到试件在试验过程中的温度场以及应力场和热应变，对于核电站管路由于热疲劳而产生裂纹的分析研究有十分重要的意义。建立的热疲劳寿命预测模型，对热疲劳的寿命预测更加直观、清晰，将热应力产生的热应变与循环次数直接关联起来，因此对于热疲劳的寿命预测结果更加准确。通过对管路模拟试验建立起关于管路的热疲劳寿命预测模型，从而对于核电站的管路寿命有了进一步的了解，确保合理地规定核电站管路的使用周期，以便于实施计划检修及更换部件，确保核电站反应堆安全有效运行。