EPR (European pressurized water reactor)核电站是世界上在建的压水堆三代核电站主要模式之一，目前共有2座在国内建设。外层安全壳是EPR核电站的重要组成部分，一方面是防止放射性物质外逸的最后一道屏障，另一方面也具备抵御外来灾害（飞机撞击、地震、龙卷风、海啸等）的能力，因而对其施工质量有着苛刻的要求。由于其结构体量较大，在施工过程中，降低由大体积混凝土的水化热产生的温度应力，从而控制裂缝的产生是一个棘手的问题。目前国内外对大体积混凝土裂缝控制研究比较多，但是具体到核电站外层安全壳的研究，还十分欠缺。本文以广东台山核电站（采用法国EPR技术建造）为例，分析核岛外层安全壳温度场及温度应力规律。本文首先在参考大量文献的基础上，阐述了大体积混凝土温度场的分析方法，并对混凝土收缩和徐变有限元分析原理进行了论述。根据工程实际情况，对模型的简化、水化放热曲线等材料参数、边界条件的施加等问题进行了分析，最终建立了有效合理的有限元分析模型。其次，基于大型有限元软件ABAQUS对核岛外层安全壳混凝土温度场进行了模拟分析，得到了温度场的时程曲线。同时对比分析了不同施工层高度和厚度对温度场的影响，并对孔洞处温度场分布规律进行了研究，总结了安全壳温度场的变化规律。在此基础上，从养护条件和保温时间两个方面提出合理的控制措施。最后，结合温度场分析的结果，对核岛外层安全壳混凝土进行温度应力分析。混凝土材料模型分别选用弹性本构和收缩、弹性徐变本构。基于上述模型，分别对安全壳底层进行温度应力分析，得到不同本构模型下温度应力分布规律，并就安全壳上部层和孔洞处温度应力进行了分析，进而更加准确的对外层安全壳整体和局部开裂情况做出了预测，为核电站实际工程建设提供理论依据和技术支撑。