随着核能事业的不断发展,美国能源部和国际核能专家提出了第四代核能系统的理念。并在2002年9月在日本东京召开的第四代反应堆国际研讨会上确定了6种第四代反应堆的基本堆型。铅铋反应堆是这六种先进反应堆的堆型之一,采用液态重金属铅铋合金作为冷却剂,更加经济和安全。反应堆主容器是三道放射性防护屏障之一,是核电厂的关键核心设备,必须保证其在各种载荷(主要包括重力载荷、液态重金属冷却剂载荷、地震载荷等)下结构的完整性、功能性和安全性。因此,力学计算和评价是铅铋反应堆主容器结构设计的一个重要课题。本文首先选择一个具有实验值与数值解的圆柱形储液容器,对该流固耦合系统进行模态分析,验证了ANSYS软件计算流固耦合系统动力特性的可靠性。接着,本文以铅铋冷却反应堆CLEAR(China LEad Alloy cooled Reactor)主容器为研究对象,分别建立采用上部、下部两种不同支撑方式下主容器与冷却剂的耦合振动模型,计算了在重力载荷、流体动压力载荷、轴向载荷及SL-2地震载荷下反应堆主容器的动力响应。计算分析发现,从主容器结构抗震设计的角度来看,采用座式结构设计更具有优势。本文通过在主容器筒体顶部各节点处均匀地添加等效弹簧单元模拟波纹管弹性元件实现双层容器之间的机械密封与弹性连接,并分析该弹性连接对主容器抗震性能的影响。分析结果显示,添加等效弹簧单元可以一定程度地降低主容器的应力,增加结构的刚度。同时,对弹簧刚度进行参数敏感性分析。最后,本文依据ASME设计规范及核电厂抗震设计规范,完成考虑弹性连接时主容器在各组合载荷下的一次应力与二次应力的强度计算与评定。评定结果显示,铅铋反应堆主容器结构强度符合设计要求。