反应堆安全壳又称反应堆保护外壳。指包在反应堆主要设备外面起保护作用的一个立式圆柱状半球形顶盖或球形的密封金属或混凝土外壳。在壳体内部的动力堆主要设备有：反应堆、蒸气发生器、主循环泵、稳压器及冷却剂的进出口管道阀门等。其内设有喷淋系统以冷凝事故时释放的大量蒸气、吸收放射性碘 (事故时危害最大的裂变气体) 和冲洗壳内放射性尘埃。反应堆的安全壳是防止放射性物质逸散到环境中的最后一道屏障，须能经受发生失去冷却水事故时产生的压力和温度变化，地震和旋风等自然灾害以及来自内部或外部的碎片撞击等意外情况的影响。
定义
核电站反应堆发生事故时会大量释放放射性物质，安全壳作为最后一道核安全屏障，能防止放射性物质扩散污染周围环境。同时，也常兼作反应堆厂房的
围护结构，保护反应堆设备系统免受外界的不利影响，它是一种体态庞大的特种容器结构。
分类
安全壳按结构分为单层和双层壳。双层壳的内层称为主安全壳，主要承受事故压力，外层称为次级安全壳，起生物屏蔽及保护作用；两层之间留有环形空腔，可保持一定的负压，使核电站内部的放射性物质不易向外界泄漏。安全壳按材料可分成钢、
钢筋混凝土及
预应力混凝土三种。
钢安全壳
世界上第一个安全壳是1953年在
美国西
米尔顿的诺尔斯核动力试验室建成的。但供工程实用的安全壳则是在50年代后期，世界上第一批核电站投入商业运行而出现的球形及圆筒形钢安全壳，尺寸较小。从60年代开始，随着反应堆功率的提高，出现了内径超过30米的圆筒形安全壳。70年代,为了适应大功率核电站的工艺布置,出现了球径达60米左右的钢球壳。为了尽量避免焊后热处理，壁厚通常都控制在38毫米以内。钢安全壳一般用作主安全壳，建造在与其相脱离的混凝土次级安全壳里面。沸水堆的钢安全壳尺寸比压水堆的稍小，多为球壳加上一小段筒壳，呈“烧瓶”型。由于工艺比较成熟，钢安全壳仍被大量采用。
为了降低钢安全壳的造价，60年代初美国首先采用了带有薄的碳钢衬里的钢筋混凝土单层安全壳，它由内径超过30米的圆筒壳和半球顶组成。
沸水堆核电站的安全壳尺寸较小，形状较为复杂，筒壁多为锥壳与圆筒壳的组合结构。为了能承受事故压力和温度作用，钢筋混凝土安全壳必须采用排列很密的粗钢筋。这种壳的表面虽易开裂，但由于它比较经济，仍被采用。 反应堆安全壳
60年代中期首先应用于
法国的EL4 核电站,其后在美国、
加拿大等国迅速推广并有所发展。大致经历了三个阶段：①第一代预应力混凝土安全壳的特点是采用扁穹顶，筒壁环向预应力钢束由六个扶壁锚固，所用钢束的极限承载力较低，筒壁施加的预压应力较高。②第二代也采用扁穹顶，但筒壁扶壁减少到三个，单根钢束的承载力增大一倍，由于充分发挥普通钢筋的作用，筒壁的预压应力有所降低。③第三代则把扁穹顶改为半球顶，省去了传统的环梁，改善了安全壳结构的受力性能。穹顶的预应力钢束也与筒壁的竖向钢束合而为一，因而比第二代更经济合理。有的国家还在探索比第三代预应力安全壳更为先进的结构形式，把环向锚固扶壁减少到两个，以改善受力性能和减少总钢束数。有的国家在加紧研究无衬里的预应力双层安全壳等新形式，以求得更加经济合理的效果。
在预应力安全壳中，事故压力荷载是由大量的双向预应力钢束承受的，因此，安全壳结构不会出现
脆性破坏，设计压力也可不受限制，受力比较安全可靠。此外，不少的安全壳还采用不灌浆无粘接的预应力配筋，便于对预应力钢束作定期的检查和补张拉以及作必要的更换。因此自70年代以后，在世界各国的轻水堆和
重水堆核电站建设中普遍采用。
设计要求
安全壳的主要功能是防止和控制放射性物质的泄漏。设计首先应考虑反应堆发生事故时，冷却剂逃逸所造成的内压和温度变化。此外，还应计及恒载、活荷载、雪荷载、施工荷载以及各种外界的不利因素如
地震、龙卷风及其他飞射物的冲击、飞机失事冲撞或化工厂爆炸等偶然影响。
由于
反应堆冷却剂带有极强的放射性，故对通过安全壳的泄漏率也须严格限制。一般规定24小时内在设计事故压力下的泄漏量不超过安全壳自由容积空气总重的0.1～0.5%。因此，对于安全壳上数以百计的各种贯穿件以及壳体结构的本身，必须有良好的密封措施。对
钢筋混凝土或
预应力混凝土单层安全壳，均需采用整体性完好的衬里板以保证安全壳的气密性。大多数衬里采用薄的碳钢板。衬里板应可靠地锚固在混凝土壳体壁上，内表面应涂有防腐层。
为了满足放射性屏蔽的要求,安全壳的筒壁较厚，整个反应堆厂房作用在地基上的压力可达0.5兆帕以上，因而必须选择良好的地基。
根据安全要求，在安全壳设计中必须注意壳体结构的完整性和可靠性。除了采用严格可靠的计算手段外，对安全壳的材料、制作和检验等方面也都要有严格的质量控制。
施工特点
钢安全壳因带有大型闸门和其他数以百计的贯穿件，故施工比一般容器复杂。补强区钢板比较厚，因此焊接和焊后热处理较困难。安全壳总体的密封要求高，探伤和检验的工作量很大。典型的中等功率核电站的圆筒形钢安全壳的用钢量可达3000吨，现场施工期约一年。
预应力混凝土安全壳与
钢筋混凝土安全壳的施工有相似之处，前者只增加后张法预应力的工序。筒壁部分的钢衬里趋向于用大组件现场拼装，以便混凝土筒壁能单边滑模施工。穹顶部分的钢衬里可用托架支承组装，也可在地面组装后整体吊装。穹顶往往先灌筑厚度约20厘米的混凝土初筑层，然后利用初筑层壳体作为支承，再灌筑其余的混凝土。
个别安全壳把穹顶锚固肋加大，使穹顶混凝土可沿环向分圈向中心连续灌筑而不必分层。混凝土凝固后，将预应力钢束穿入壳体中的预设孔道即可张拉；张拉结束后，要及时用防腐油脂或砂浆密封钢束及其锚具。80万千瓦核电站的预应力安全壳约需混凝土14000米3，预应力钢束近1000吨，施工期约需2～3年。
安完整性监督
安全壳是核电厂防止放射性物质外逸的第三道实体屏障。在运行技术规格书中对各种运行工况下安全壳完整性规定了严格的限制条件，以确保在一旦发生失水事故时安全壳具备包容放射性物质的功能。限制条件除规定关闭安全壳所设置的人员闸门、设备舱口、贯穿件的手动隔离阀，并使贯穿件自动隔离阀处于可操作或关闭状态外，还规定了安全壳常压下的泄漏率限值。安全壳完整性监督的项目之一就是通过“日常泄漏监测”以测量安全壳常压下的泄漏率。核电厂在调试阶段及寿期内还要定期地模拟事故状态作贯穿件局部泄漏率试验和
安全壳整体泄漏率试验和强度试验，以证明
安全壳泄漏率和整体结构的可接受性。
对安全壳完整性监督，中国核安全法规HAF00200《核电厂设计安全规定》和安全导则HAF0212《核反应堆安全壳系统的设计》有原则性的规定，各核电厂应遵循上述规定和导则，并依据安全分析报告及参照安全壳设计所遵循的设计规范制定具体的监督计划。下面以大亚湾核电厂为例介绍各项安全壳完整性监督的做法和有关准则。
A类密封性试验和安全壳强度试验
安全壳整体气压试验每10年进行一次。它用干空气对安全壳充压来模拟设计基准事故状态下的安全壳峰值压力，也即安全壳的设计压力(以大亚湾核电厂为例，该值为表压0.42 MPa)。安全壳强度试验是和A类密封试验同时进行的，但强度试验的压力要达到设计压力的1.15倍，大亚湾核电厂为表压0.483 MPa。在达到强度试验压力的前后各有24 h维持在设计压力平台来做密封性试验。在此压力平台测量泄漏率，以验证安全壳的密封性能。泄漏率的计算是基于测得的安全壳压力的变化来计算安全壳内干空气质量的相对变化，测量值要根据平均温度和相对湿度作相应修正。
B类密封性试验
即人员闸门、设备舱口、燃料传输通道、电气贯穿件的密封性试验。技术规格书规定，以上四类部件每一类的泄漏率验收准则分别为(2)式确定的安全壳最大允许泄漏率的1%。安全壳一般有两个人员闸门，该1%是对每个闸门而言。B类试验每年进行一次，但对于设备舱口和燃料传输通道，每次开启之后也必须进行密封性试验。安全壳A类密封性试验之前， B类密封性试验必须完成且合格。
C类密封性试验
即安全壳机械贯穿件隔离阀的密封性试验。技术规格书规定，C类贯穿件的总体泄漏率验收准则为按(2)式确定的安全壳最大允许泄漏率的50%。C类机械贯穿件的试验周期分别为1年、5年、10年不等，但是有一点是一致的， 即在安全壳A类密封性试验之前，C类所有贯穿件的密封性试验都必须完成且合格。
日常泄漏监测 正常运行期间，在线安全壳泄漏监测系统应实时连续地监测安全壳内的压力、温度和湿度的变化以及安全壳内仪表用压缩空气的消耗率，通过安全壳内空气质量平衡等方法， 计算安全壳的泄漏率。
运行技术规格书要求，对应于6 kPa表压力下(这是日常运行时安全壳允许的最高压力， 高于此值安全壳将通过扫气系统过滤后对空排放气体) 的泄漏率F超过5 m/h，必须马上调查泄漏原因;如该值大于10 m/h (标)则机组必须在10天内后撤到正常冷停堆模式。
上述5 m/h的泄漏率对应于24 h内安全壳内压变化0.25 kPa，该值与A类密封试验允许泄漏率所对应的24 h内压变化要小得多 (允许泄漏率0.16%/天大体相当于24 h内压变化0.83 kPa)。自然，这种常压下的日常泄漏监测，不会提供准确的测量结果， 但根据安全壳压力逐日变化趋势推断出来的泄漏率准确度能满足运行技术规格书的要求。
安全壳结构形变监测
通过对安全壳预应力钢缆的张力、安全壳的径向和切向位移、地基的不均匀沉降、安全壳
预应力钢筋混凝土结构的局部应力等的监测，来验算结构应力和应变状态，从而对结构的安全性做出判断。
(1)预应力钢缆张力监督：在安全壳筒体、穹顶处预埋了一系列的预应力钢缆束， 其中在安全壳筒体垂直方向的4束钢缆与它们的贯穿钢管之间不浇灌凝固剂，它们底部各安装了张力计，用以监测预应力钢缆束张力的变化。钢缆束张力的监测始于建造期间，施加预应力后，最初每天监测一次，然后每周、每月监测一次，最后过渡到正常监测周期，每6个月监测一次。由于混凝土的收缩、蠕变以及预应力钢缆的松弛现象，钢缆束的张力逐渐减少，然后趋于稳定。钢缆束的张力应大于某一设计值。
(2)径向、切向位移监督：在安全壳外，在两个互相垂直的直径方向上的四个位置42 m、26m、10m标高处，每个标高各设置一条铅垂线，总共有12条铅垂线， 在-6m环廊对应每三道铅垂线各设置一个垂线极坐标仪，用以监测这些部位安全壳的径向、切向位移的变化以及安全壳的倾斜情况， 监测周期为6个月。
(3)局部应变监督：在安全壳筒体、穹顶、筏基的不同部位，预埋了一系列的局部应变计，通过局部应变的测量，来反映混凝土结构的局部收缩、蠕变等情况，监测周期为6个月。局部应变不仅能反映混凝土结构的局部演变情况，而且还可以与预应力钢缆束的张力、安全壳的变形、局部温度等数据相互印证，以证实安全壳结构机械性能的完好性。
(4)筏基沉降监督：在安全壳筏基相互垂直的直径方向上，预埋了一组水准测量罐，用水准罐水位的变化来反映筏基的沉降变化，监测周期为6个月。筏基的沉降测量总是同地形测量同时进行， 实际上是反映筏基相对于基岩的沉降变化。