在核反应堆工程领域，热分层现象广泛存在于稳压器波动管、给水管等核级管道中。运行经验表明，这种现象影响了核反应堆以及设备的安全运行，会使波动管产生热疲劳失效和裂缝生成，进而由于裂纹扩展而使管道破裂，导致核电厂发生严重的破口失水事故。IAEA也明确要求新建电厂必须考虑热分层效应对稳压器波动管的完整性影响，对具有热分层现象的核级管道需要进行热疲劳监测。在本研究中，以考虑热分层情况下的稳压器波动管为对象，运用CFD方法对波动管的温度分布和应力分布进行了分析研究，并基于C-M方程初步设计了热疲劳监测系统。　　本文采用三维实体建模的方式，建立了分析稳压器波动管热分层效应的分析模型，并基于CFD法对热分层现象进行了模拟，获得了稳压器波动管温度载荷。对考虑热分层的情况下的波动管应力进行有限元计算，并按照RCC-M规范，评定了波动管的结构安全性并确定了波动管易损薄弱位置。　　考虑反应堆升温瞬态过程，对热疲劳寿命监测技术进行了研究。利用 C＃语言初步构建了基于循环和寿命预测的热疲劳监测系统。开发的程序使用修正的应力计算公式计算波动管应力强度，使用雨流计数法统计应力幅值，使用C-M方程预测管道疲劳寿命。测试结果表明，程序能够正确完成计算功能，能够对核级管道的热疲劳寿命进行监测，可实现为工作人员提供直观准确的寿命状态显示功能。本文研究工作为核电厂设备的老化管理和延寿提供了一定的理论和数据支撑。