课题来源与背景： 本项目来源《大型先进压水堆核电站重大专项总体实施方案》中的“AP1000核岛重大关键设计技术研究”课题。先进核电厂钢制安全壳属于兼承受内外压荷载的大型容器结构，相比传统核电厂的安全壳存在较大差别，除作为包容放射性物质的最后一道屏障，还是非能动安全壳冷却系统、安全壳氢气控制系统、安全壳隔离系统和非能动裂变产物控制系统等专设安全系统的核心结构，在我国是首次采用，其设计分析在国内尚未有先例。 主要技术创新内容： 上海核工程研究设计院在技术消化吸收基础之上进行自主开发与改进，在国内首次建立完整的钢制安全壳成套分析技术体系。主要关键技术包括： 1) 钢制安全壳动力特性研究，创新性地开展以钢制安全壳轴对称模型为基础，通过0阶谐波计算竖向模态和1阶谐波计算水平向模态方法建立安全壳杆模型； 2) 创新性地开展钢制安全壳参数化建模技术研究，通过关键参数设置，开发出参数化建模的命令流，可快速建立钢制安全壳有限元数值模型； 3) 钢制安全壳在各荷载工况下的数值仿真分析技术研究，包括内外压荷载、环吊荷载、安全停堆地震作用（SSE）和温度效应，通过优化、改进，使数值分析结果更趋合理、接近实际； 4) 嵌入AMSE 规范NE分卷和RG1.57相应准则要求，创新性地开展钢制安全壳自动化应力评定技术研究； 5) 基于ASME规范案例N-284自主开发屈曲评定模块，创新性地开展钢制安全壳弹性屈曲和弹塑性屈曲评定技术研究； 6) 创新性地开展钢制安全壳承压能力分析研究，包括严重事故工况下的最大承压能力和钢制安全壳的极限承压能力分析，论证严重事故下钢制安全壳压力边界的完整性和安全裕度； 7) 创新性地开展钢制安全壳地震稳定性安全评价，提出钢制安全壳的倾覆模式和滑移模式，论证钢制安全壳在安全停堆地震作用（SSE）下的稳定性。 知识产权及应用情况 本项目成果在一定程度上弥补了业界在该领域的空白，进而指导自主化依托项目的顺利实施，形成我国自主的核电厂钢制安全壳分析与设计的能力。并且本项目成果已经应用于后续CAP1000钢制安全壳设计、国核示范工程CAP1400钢制安全壳的研发与设计，直接经济效益超过8千万，同时提高核电技术研发能力，符合国家走出去战略。