核动力装置内的稳压器结构内部具有较高的热负荷，其安全特性对于核动力装置本身能否安全运行起到了决定性作用，稳压器内水位过低将导致加热管裸露甚至低水位停堆，水位过高又将造成压力调节能力下降，因此有必要对稳压器内的水位进行严格的检测与控制。现阶段的稳压器水位检测系统一般采用差压式液位计，原理为测量稳压器内水位液柱高度产生的静压力，以此作为反推获得水位高度的依据。在陆基核电站中，由于稳压器内液面严格静止，这种差压式液位计的精确度很高，能够真实反映水位高度。但在某些测量场合，这种水位计的精度可能难以达到测量要求，如对于船用核动力装置以及浮动核电站，由于风浪的侵袭作用，装置整体将会处于持续的晃荡运动状态，这时因为晃荡运动会产生加速度增大或减小水柱对底面的作用力，造成测量上的信号失真现象;同时液体的密度受到温度和压力变化的影响，液相含气率也会影响稳压器内水体的密度，对稳压器内的水位测量造成困难。　　本论文主要以矩形方箱为研究对象，通过实验研究分析晃荡现象对容器内水体的压力波动产生的影响，内容涉及了晃荡输入周期、测压点位置、容器装载量的影响情况，并结合PIV可视化实验手段技术对其流场进行测绘，作为实验分析的辅助手段。　　实验证明，中等装量的容器更容易发生剧烈的晃荡现象即共振现象而引发剧烈压力波动，晃荡输入周期变化导致容器自由液面发生共振现象时会加剧压力波动，此外，容器边缘处的压力波动相较于中心位置更为明显是基于流场分析与压力分析得出的结论。最后本论文结合实验研究结果为晃荡条件下的压力测量提出了少量可行的优化方案。