安全壳结构是核反应堆的最后一道安全屏障，在核电站的设计与建造中占有重要的地位。安全壳结构上的预应力系统是核电站在发生泄漏事故时它能够将放射性物质的散逸限制在容许水平内的重要保证。 由于预应力损失的缘故，在安全壳的服役期间，随着时间的延续，安全壳的安全裕度将会有所下降，为了解安全壳结构上预应力的损失规律，掌握安全壳在模拟失水事故的在役检查(ISI)试验时的安全裕度，本文从实测预应力损失值出发，对此问题展开研究。 本文首先介绍了安全壳上导致预应力损失的各种原因，其中影响预应力长期损失的因素是混凝土的收缩徐变和预应力钢束的松弛。由于这些因素本身会随着时间和环境的变化而变化，同时它们之间又相互影响，所以要精确计算预应力的损失值是一项复杂的工作。 在第二章中，本文详细的分析了混凝土收缩徐变和钢筋松弛的机理，然后比较了各种计算理论，发现ACl209委员会所提供的计算理论较为详细和适合本课题。为进一步验证，本文通过对钢束在张拉后3000小时的试计算，确定选择该理论作为本课题的计算理论。 接下来的一章系统的介绍了核电站安全壳上预应力损失的长期监测方法、监测设备等测试考虑因素。通过现场监测得到了第四章中的钢束预应力损失的实测数据。对于这些数据，本文先进行推算处理，留下了三根钢束在灌油后的数据作为验证理论数据。经过仔细分析比较，结果表明，所选择理论能够对该工程中实际预应力情况作出较为准确的预测。并且依据该理论对实际工程作出了一条可供参考的预应力损失曲线。 最后，本文通过对一个安全壳模型的有限元建模，计算其预压作用下的位移、应变并与试验实测结果的比较，说明了在已知预压力的前提下计算安全壳结构其结构响应的可行性。 结合本文的两个主要结论，可以对安全壳结构在ISI试验时在损失后的预应力作用下的结构反应给出参考计算值，通过与ISI试验相同位置测点的实测数据的比较可以对安全壳结构的安全裕度作出判断。 本课题的研究方法和研究结果可供其它环境下的安全壳研究进行参考，为进一步了解预应力混凝土安全壳结构打下了基础。