浮动堆安全壳是包裹核反应堆及一回路系统的密闭容器,是核电站的重要结构。与传统的陆上安全壳相比,海洋环境条件下钢制安全壳所处的环境和承受的载荷有较大不同,海洋环境的复杂性导致安全壳所受的载荷更加复杂;目前已有的陆上核电站安全壳结构体重量和体积庞大,设计方法不完全适用于浮动堆安全壳。由于船舶碰撞或搁浅引起的破舱进水会使安全壳遭受海水压力而被压溃;发生一次侧丧失冷却剂（LOCA）事故时安全壳内部产生高压,会使安全壳封头受压产生褶皱而失稳;安全壳存在多种屈曲模式,不同的屈曲模式会影响安全壳的极限承载能力。因此,本文建立了安全壳及其支承结构屈曲性能评价方法以及极限承载能力分析方法。本文主要的研究内容如下:（1）按照ASME规范NE分卷的通用设计规则,对承受外压载荷的MC级部件进行了结构设计准则校核。在安全壳壳体的外形及其板厚已初步确定的情况下,对安全壳壳体的优化设计考虑是否需要设计加强环,如果安全壳稳定性满足要求,则不需要任何加强构件;如果不满足要求,则需要增加加强环以提高安全壳的承载能力。（2）研究了浮动堆安全壳结构的屈曲性能评价方法。首先,根据浮动堆安全壳及其支承结构的结构图纸,建立安全壳有限元模型;然后,通过有限元分析,分别计算浮动堆安全壳在承受外压载荷时的临界屈曲应力以及安全壳封头在承受内压载荷时的临界屈曲应力;最后,依据ASME NE-3133条及N-284案例要求对安全壳结构进行屈曲性能评价。这种屈曲评价方法可以很好地适用于承受复杂载荷和复杂几何形状的安全壳等壳体。（3）分析了浮动堆安全壳极限承载能力,并研究了初始缺陷对极限承载能力的影响。确立了适用于分析安全壳外压稳定性的非线性屈曲分析方法,在无法精确获得安全壳真实完整的缺陷数据时,基于特征值屈曲分析提取了安全壳不同位置最低阶屈曲模态作为初始缺陷形状,采用一致缺陷模态法施加初始缺陷。发现了安全壳屈曲载荷受初始缺陷位置的影响很大,而在壳体尺寸公差范围内,初始缺陷幅值对安全壳屈曲载荷影响并不明显。并对比了塑性垮塌载荷法、两倍弹性斜率法、双切线相交法计算屈曲载荷的差异,总结了不同方法的优缺点。