铅基材料具有中子吸收和慢化能力弱、熔点低、沸点高、化学稳定性好等优点,铅基反应堆已成为第四代反应堆及加速器驱动系统的主要发展方向。在中国科学院战略性先导科技专项“未来先进核裂变能—ADS嬗变系统”的支持下,中国科学院核能安全技术研究所FDS团队承担了中国铅基反应堆CLEAR的设计与研制工作。铅基反应堆大多采用一体化池式结构,低压主回路系统布置可简化反应堆的设计,并且具有较高的固有安全性。主容器作为一回路的压力边界,是整个反应堆系统中十分重要的组成部分,主容器的安全可靠对整个反应堆的安全运行至关重要。由于铅铋是液态重金属,其自身密度大、导热率高,会对容器的温度分布及应力场产生较大的影响,因此对主容器展开力学分析是十分必要且有意义的。本文参考中国科学院核能安全技术研究所开展的铅铋冷却反应堆主容器的初步设计方案,采用有限元方法对容器展开力学分析,重点针对主容器在设计工况、事故工况及实验工况下的应力计算,然后依据ASME规范对计算结果展开评定。针对反应堆容器中两种常见的支撑方式,即座式容器与吊式容器,展开对比计算,得出相应的计算结果。同时分析了容器厚度、直径和高度三种因素对容器应力及形变影响。计算和分析结果表明铅铋冷却反应堆主容器在设计工况、事故工况及实验工况下应力评定结果均满足ASME规范要求。随着容器厚度增大,其应力及形变大小逐渐减小；随着容器直径增大,其应力及形变逐渐增大；随着容器高度增大,其应力及形变也逐渐增大,其中高度因素对容器应力及形变影响较小。