核电站核岛一回路主管道是连接反应堆压力容器、蒸汽发生器和主循环泵的大型厚壁承压管道，是核蒸汽供应系统输出堆芯裂变热能的重要结构。核电站周期维护中，失效材料的维修与替换占据了大部分成本。为提高核电站运行时的安全性，降低在役检查工作量，主管道一级核部件多采用奥氏体不锈钢整体锻造结构。压水反应堆电站运营经验显示，其一、二回路材料失效案例统计中，腐蚀和疲劳是造成失效的最常见原因。其疲劳问题不仅涉及核电站运营、材料维护成本，还与核安全问题紧密相关。压水堆核电站核级设备设计建造规范（如美国的ASME标准、法国的RCC标准）对一回路管道材料疲劳寿命的估算考虑了表面处理、平均应力、结构尺寸等因素，然而一回路环境（高温、液相冲击、腐蚀等条件）对材料疲劳寿命的影响，以及环境因素与以上条件的相互作用，并未得到充分考察。
评估核用结构材料可靠性，在基于建造规范的基础上，需充分考虑其保守性，验证安全裕度。传统疲劳实验均采用单轴拉伸-压缩机械疲劳实验，ex-situ的方式检测裂纹形貌确定开裂机制，进而获得S-N曲线。然而这种方法的缺点显而易见，如实验周期长、耗资巨大等。为了研究第四代核反应钠冷快堆一回路环境，400-550℃高温循环冲击下的316L（N）奥氏体不锈钢高周热疲劳表现，采用多照相机（两个可见光照相机及一个红外照相机）的多视角融合相关系统（Hybrid Multiview Correlation），原位测量该种钢材在高周期（百万级别）热循环载荷下的表面三维温度-位移-应变场分布，并追踪裂纹萌生与扩展演化过程。采用三维热力有限元更新方法（FEM-updating），对材料的力学行为进行分析，评估其疲劳强度，构建概率模型以预测裂纹网络发展特征。最终，获得的考虑平均应力效应的热疲劳数据，得以证明RCC-MRx建造规范的保守性。
图1 采用HMC算法测量得到的温度载荷为160摄氏度时试件表面温度及三维位移场
图2 循环21600周期后，温度变化范围为[400, 630]摄氏度，叠加50MPa平均应力后，红外照相机实时监测的样品表面裂纹网络