核电厂安全壳结构是核反应堆的重要外围防护结构，主要用于屏蔽失水事故产生的辐射物质，防止外物的袭击等，不仅涉及核电厂本身的安全问题，还涉及核电厂周围居民的生命安全问题，所以安全壳结构的安全性分析与评估以及其检测手段的可靠性都应给予极度关注。 我国已建核电厂安全壳均为预应力钢筋混凝土结构，采用后张预应力钢束体系，论文中主要对安全壳结构在内压荷载作用下的安全性进行分析与评估，主要成果：(1)以秦山二期核电厂1[＃]反应堆安全壳结构为分析对象，分析了安全壳结构在进行第一次在役整体试验时的有效预应力值，并对安全壳结构设计使用期限40年后的有效预应力值进行了预测，竖向预应力钢束的有效预应力值为第一次整体试验时的97％；(2)采用ANSYS对安全壳结构在役整体试验进行吻合分析，证明安全壳结构现有检测手段的可靠性；(3)在考虑长期预应力损失的基础上，对安全壳结构的承载能力进行确认，提出安全壳结构的极限内压和安全裕度；(4)对我国目前已建成和即将建造的核电厂安全壳结构进行比较，提出相应的建议，并认为倒U字形预应力混凝土安全壳结构是我国先进性核电厂安全壳结构类型的代表；(5)针对已建核电厂安全壳结构设备闸门孔加厚区存在易出现裂缝的情况，首次提出进行局部补强的措施和建议。 论文中的另外一部分工作涉及安全壳结构检测手段的智能化问题，针对安拿壳结构整体性试验和长期监测中现用铅垂线变位测量系统采用人工跑点测量的低自动化状态，提出改进方法，主要成果：(1)首次提出采用CCD激光测微感应器用于安全壳结构的变位测量；(2）建立激光自动变位测量系统的网络结构，编写测量控制软件，将测量解析度由现役光学显微镜测读方法的0.1mm提高到0.01mm；(3)激光自动变位测量系统的实际应用，在安全壳结构同一变位测点同时采用激光自动变位测量系统和光学显微镜测读方法进行测点的径向和切向变位测量，并比较测量结果，进行吻合分析，以证明激光自动变位测量系统的可靠性。