随着核能事业的不断发展,美国能源部和国际核能专家提出了第四代核能系统的理念。第四代核能系统具有以下四个重要特点:安全性更可靠、经济性更好、核废物量更少和高效防止核扩散能力。在2002年9月在日本东京召开的第四代反应堆国际研讨会上确定了 6种第四代反应堆的基本堆型,铅铋反应堆是这六种先进反应堆的堆型之一。它采用液态重金属铅祕合金作为冷却剂,更加经济和安全。反应堆主容器是三道放射性防护屏障之一,是核电厂的关键核心设备,必须保证其在各种载荷(主要包括热应力载荷、重力载荷、液态重金属冷却剂载荷等)下结构的完整性、功能性和安全性。因此,力学计算和评价是铅祕反应堆主容器结构设计的一个重要课题。本文利用ANSYS有限元软件,以铅铋冷却反应堆CLEAR(China Lead Alloy Cooled Reactor)的主容器为研究对象,建立主容器模型,根据实际情况,计算出温度场分布,并计算了在热应力载荷、重力载荷、轴向载荷以及静水压力载荷下反应堆主容器的应力分布。根据得出的温度场及应力场,可以得出主容器最易发生疲劳失效的位置为主容器的下部支撑处,主容器最容易发生蠕变的位置为主容器的上端筒壁,根据线性累计损伤规则可对主容器进行蠕变-疲劳损伤分析及寿命预测,可以得到在规定的寿命内,反应堆主容器处于安全期。通过对拉应力最大处进行裂纹分析,分析了主容器的裂纹扩展速率及裂纹尖端应力。最后,本文依据ASME设计规范,完成主容器在各组合载荷下的一次应力与二次应力的强度计算与评定。评定结果显示,铅铋反应堆主容器结构强度符合设计要求。