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（1.苏州热工研究院有限公司；2.生态环境部核与辐射安全中心）

核电站承压管道在制造、安装和服役阶段，会因偶然因素导致其安装位置、角度或形状与设计要求不一致，对存在偏差的管道进行更换通常会影响工作周期，造成经济损失。随着弹塑性力学和有限元（FE）数值仿真技术的发展，基于管道材料塑性变形的在线矫形技术得到了广泛研究与应用［1～3］。

ASME 规范的常规设计中基于材料力学和板壳理论，采用弹性失效准则，依据最大拉应力参数分析承压设备的安全性能，并将结构应力控制在材料的许用应力范围之内。对于应力分布复杂的部位（如厚壁承压容器、管嘴等），采用弹性失效准则时常会导致分析结果过于保守［4］。自20 世纪50 年代以来，随着核工业的发展，ASME 规范委员会提出应根据材料性能（核电站管道用材料一般具有较高的韧性）、结构的几何特性和载荷的具体情况进行不同潜在失效模式分类评估。之后，ASME 规范制定了以避免塑性失效为目标的“分析设计”准则。在“分析设计”中，当承压设备某一位置的应力达到材料的许用应力值后，结构仍可以继续承载，直至整个承载壁厚方向上全部达到材料许用应力后才被认为失效。“分析设计”的本质是基于材料拉伸性能的理想塑性假设，通过便捷的弹性分析间接获得考虑塑性评价的结论［5］。目前，世界主要核一级设备的设计规范均是……