目前，国外第一代商用核电站面临退役，核电事业起步较早的国家(美、日、德等)把优化核电站寿命管理、确保核电站在超出设计寿命时能安全运行作为核电发展的第二个目标。 我国核电事业起步较晚，且核电站堆型较多，运行管理难度较大，寿命管理水平与国外相比差距较大。应开展关键部件的瞬态监督，为核电站运行事故评估、超期服役评估提供依据。 300系列奥氏体不锈钢是PWR堆内构件、压力边界系统和控制棒驱动机构管座的主要材料，疲劳破坏是其失效形式之一。因为疲劳破坏是一个损伤累积的过程，为此，需要研究PWR瞬态变化对300系列奥氏体不锈钢材料疲劳性能的影响。 本文以321不锈钢为例，进行了这方面的研究：通过雨流法设计、分离321不锈钢的三种(最大损伤、中等损伤、最小损伤)模拟载荷谱，按照ASME B&P规范的有关规定计算疲劳累积利用系数、研究321不锈钢锻材在随机载荷下的疲劳行为。 试验表明，用雨流法和ASME规范计算堆内构件、压力边界系统和控制棒驱动机构管座等核电站部件的疲劳累积利用系数是可行的；拉伸超载能阻滞321不锈钢的疲劳裂纹扩展速率，样品断面有明显的周期性的裂纹偏折或分叉；但载荷的顺序效应不明显，这可能与拉伸超载过大、而压缩载荷太小有关，也可能是由于裂纹扩展区较窄，载荷的顺序效应被材料疲劳本身的统计性所掩盖。