快堆中由于堆芯功率和流量分配的不均匀性,导致流经燃料组件的冷却剂温度存在差异,不同温度的冷却剂在堆芯出口位置产生搅混,使位于堆芯出口正上方的中心测量柱周围产生复杂的高频温度振荡现象。当流体的温度振荡传递到中心测量柱突变位置时,会产生较大的形变和应力,可能会引起中心测量柱的热疲劳与热老化,进而影响反应堆的控制和保护动作。相比于压水堆,快堆在正常运行时中心测量柱附近流体的温差和热导率较大,温度振荡现象对结构造成的影响也更为严重。针对于堆芯出口处温度振荡现象的研究,目前国内外大多数研究建立在堆芯出口结构简化模型的基础上,仅针对于堆芯出口流体的温度振荡现象进行了大量的二维、三维数值模拟以及实验研究;在另一方面,有关研究通过单向热固耦合的方法计算了温度振荡对快堆中心测量柱产生的疲劳损伤,这些研究中均未涉及到堆芯出口流体与中心测量柱之间的传热效应。因此,对快堆中心测量柱在热振荡条件下的热流固耦合计算,对探索核反应堆上腔室流体温度振荡现象对结构的影响以及中心测量柱高周热疲劳评定有着重要的意义。本课题建立了中心测量柱下封头及燃料组件操作头的简化模型,基于有限元分析方法对所建模型进行热流固耦合计算,从而获得了快堆中心测量柱表面流体与结构在温度振荡下的热流固耦合特性,并对中心测量柱进行了高周疲劳分析。结果表明,流体的温度振荡会受周围流体的影响,中心测量柱下封头近壁面流体温度振荡幅度在10℃左右,温度振荡的频率位于10Hz以内;中心测量柱下封头表面温度的振荡趋势与流体温度振荡趋势相似,且呈一定的滞后和衰减,结构表面温度振幅在5℃以内,温度振荡频率位于5Hz以内,当流体温度振荡传递到结构厚度4mm处,结构内部的温度振幅已近似衰减为0;结构的最大应力结点出现在下封头与动导管的焊接位置,结构应力随时间不断振荡,应力振荡的主体频率位于5Hz以内;中心测量柱的高周累积使用系数远小于1,即快堆中心测量柱下封头在设计寿期内不会发生高周热疲劳失效。本研究的热流固耦合计算及高周疲劳分析方法具有一定的学术意义和工程应用价值。