对于压水堆核电站，蒸汽发生器传热管的流致振动是一个长期存在的问题，可能会引起传热管破损。因此，流致振动特性研究与疲劳寿命分析对核电站蒸汽发生器的安全分析具有重要意义。
　　本文基于ANSYSWorkbench平台，采用双向流固耦合计算的方法对全尺寸蒸汽发生器传热管弯头结构的流致振动特性与疲劳寿命进行了数值研究。本文先对直管的流致振动特性进行了不同湍流模型的验证计算，包括TransitionSST、Realizablek-e、低雷诺数k-e以及LES四种湍流模型。然后根据大亚湾核电站蒸汽发生器传热管的结构尺寸，创建管外流场计算域和传热管结构固体计算域，研究U型管弯头在不同流速的单相流场和不同质量含汽率的两相流场冲刷下的流致振动特性，并对传热管弯头结构进行模态分析、结构应力分析以及疲劳寿命分析。
　　计算结果表明：在U型管的下游交替出现速度漩涡，对应在管外壁面出现漩涡交替脱落以及流场边界层分离点交替前后移动，使作用在管两侧的压力交变，这是导致U型管流致振动的根本原因；在3~7m/s流速的单相水流场中，U型管的各阶固有频率可看作定值，一阶固有频率为139.9Hz；在质量含汽率为20~50%范围内的两相流场中，传热管结构的各阶固有频率可以近似看成定值，一阶固有频率为140.32Hz；U型传热管弯头结构与管板相接触的位置出现最大应力；在单相水流场中，随来流速度的增加，各个应力“热点”的平均应力呈现增加的趋势，应力比呈现下降的趋势，U型管弯头结构在设计寿命下的疲劳损伤随之增加，疲劳寿命随之减小；两相流场中的蒸汽质量含汽率越高，U型管弯头在设计寿命下的累积损伤越小，疲劳寿命也越大；在疲劳分析中采用不同平均应力修正方法，发现Gerber平均应力修正方法得到的结果最接近不使用平均应力修正的结果，Soderberg修正方法得到的疲劳分析结果最保守。