浮动式核电站是指配备有核反应堆及发电系统的可移动的浮动式海洋平台。现今世界,人们对生存环境的重视达到了前所未有的高度。相比于代价高且污染大的化石能源以及其他易受外界条件限制的诸如风能、太阳能等新能源,清洁高效、选址灵活的核能发电越来越受到各国政府的重视。核电站按选址类型又可分为陆上核电站和浮动式核电站。相比于陆上核电站,浮动式核电站由于其独特优势,发展前景变得越来越广阔,近年来它已成为越来越热门的研究对象。本文提出了一个浮动式核电站的安全壳舱段的设计方案,建立了该方案下安全壳舱段的有限元模型,对其在各工况下的结构强度进行了直接计算,并选取了相关规范对安全壳舱段结构进行强度校核及应力评价,总结出了一套简洁明了的强度校核流程,可为今后浮动式核电站安全壳舱段的设计及其强度校核提供一定的参考。首先,参考俄罗斯的“罗蒙诺索夫院士”号浮动式核电站的总布置示意图以及相关文献资料,设计了一个浮动式核电站安全壳舱段结构,并分析了该结构的典型工况及力学计算时应设置的边界条件。接着,本文研究了ASME规范下的核设施压力容器应力评价的方法,并根据ASME规范下的应力状态分类、应力校核方法、第三强度理论以及本文提出的基于壳单元的应力强度点处理法,总结出了一套针对核设施压力容器的结构强度校核流程。然后,根据浮动式核电站安全壳舱段的几何模型、材料参数建立了该结构的有限元模型,并依据计算工况以及边界条件对安全壳舱段进行强度的直接计算,得到各工况下的计算结果。根据材料的许用应力值,应用前文总结出的强度校核流程,对安全壳舱段结构在各工况下的结构强度进行了校核,并对其进行了应力评价。本文依据相关规范,基于有限元软件ABAQUS,建立了典型浮动式核电站安全壳舱段的结构强度直接计算法流程,可为该结构的后续设计以及结构的应力评价提供参考。