核主泵被喻为核电站的心脏,是确保核电站系统安全运行的最为关键设备之一。面向我国核主泵自主化制造的重大需求,针对核主泵长使役寿命的主轴,研究其在机械-热载荷作用下的疲劳问题,具有重要的工程应用背景。探讨了正常工况下的机械载荷的影响,通过详细的机械应力分析得出,机械载荷产生的应力值较小,不是疲劳破坏的主要因素。阐述了强制对流传热的机理,提出通过等效模型可以计算强制对流传热的关键参数-对流换热系数(也称为膜系数),并且基于该方法给出计算的流程及算例。结果表明,等效模型能够有效表征强制对流传热的机理并且得到对流换热系数。介绍了一套有效计算对流换热系数的工程经验公式并且给出其影响因素的变化规律。借助ABAQUS软件完成了主轴瞬态热传导及热应力的计算,计算结果表明,热应力远大于机械应力。由于在主轴轴封附近存在着明显的冷热交换区,该区域的存在使得主轴表面产生可观的热应力,热应力应当是裂纹产生的控制应力。通过修改关键字文件得到应力二进制文件结果,提供完整有效的疲劳分析文件。通过单变量分析得到传热时间,外界温度,对流换热系数这些因素与热应力的关系,利用响应面方法得到这些因素的组合与热应力的关系,最后得到热应力在结构径向方向分布情况。随后通过机械-热耦合分析得到主轴的应力情况,由此进行疲劳寿命的分析。分析结果表明,疲劳裂纹区域与实际运行工况出现的热裂纹基本相符,因此可以验证冷热交换区的交变热应力是导致该区出现热疲劳裂纹的主要原因。最后针对防护轴套下的裂纹扩展进行分析,给出了整个主轴的寿命评估。本文对核主泵的超长使役关键部件-主轴部件的疲劳破坏分析提供较为完整的流程及必要的依据。