核电作为一种安全高效的能源,是中国当前及以后主要发展的能源形式之一,保障核电工程结构安全是保障核电安全的关键。安全壳是核电站中标志性建筑,是防止放射性物质泄漏的最后一道屏障,其安全重要性不言而喻。本文以国产先进核电厂CPR1000的安全壳为研究对象,采用ANSYS软件建立了安全壳有限元模型,着重分析了安全壳在内压作用和地震作用下的破坏机理,为核电站安全壳的设计和建造提供依据。主要研究内容和结论如下：(1)准确合理模拟预应力筋与混凝土之间的相互作用是建立安全壳有限元模型的关键。本文着重探讨了安全壳中预应力筋与混凝土之间相互作用的模拟方法,即采用杆单元模拟预应力筋和共用节点法来实现钢筋与混凝土的相互作用。钢筋内力的计算结果表明,本文提出的方法能准确合理地模拟预应力筋与混凝土之间的相互作用,为安全壳的非线性损伤分析奠定了基础。(2)在内压作用下,扶壁柱、设备孔周围、环梁附近和筒体底部的位置是应力较大的区域,尤其是设备孔周围和基底部位应予以重视。在0.4MPa设计事故内压作用下,安全壳没有开裂,满足核电厂安全壳的设计使用要求。随着内压的增大,安全壳首先在设备孔上下侧开裂,并逐步扩展,然后设备孔左右两侧也出现了裂缝,在0.8MPa时,孔口附近的混凝土开裂严重,但钢衬里的最大应力仍然小于材料的屈服极限,安全壳还可以起到它防辐射的功能。(3)无论是刚性基础模型还是粘弹性边界的弹性地基模型的地震响应分析,结果均表明CPR1000的安全壳在峰值加速度为0.3g(水平)+0.2g(竖向)(RG1.60谱人工波)的地震作用下没有出现损伤开裂现象。但峰值加速度达到0.4g(水平)+0.27g(竖向)时安全壳出现了损伤开裂现象,损伤部位发生在基座附近。(4)经历过强震0.5g(水平)+0.33g(竖向)的CPR1000安全壳,尽管在基座附近出现了少许的损伤,但还可以承担0.4MPa的设计内压而不发生损伤扩展现象,表明该安全壳具有相当的抗震能力及震后承压能力。