核电站一回路主管道是维持和约束冷却剂循环流动的通道，属于反应堆冷却剂压力边界的一部分。一回路管道的主要安全功能是将具有放射性的一侧与非放射性的外界隔离,同时提供冷却剂以及冷却燃料组件。一回路的大直径管道内的冷却剂从反应堆压力容器带走热量、在蒸发器完成和二回路水的热量交换后重新流回反应堆压力容器。一回路的其它管道在核电厂运行期间主要起辅助作用、在非正常和事故工况下起缓解作用。因此,维持一回路管道的结构完整对反应堆的安全和正常运行起着重要的保障作用。在核管道结构完整性评估过程中，含缺陷核管道的极限载荷是一个非常重要的输入参量。本课题以含缺陷核管道为研究对象，应用弹塑性力学及有限元方法等对其进行极限载荷研究，为研究性课题。