堆芯的安全评价是快中子增殖反应堆抗震设计的一个重要问题。发生地震时，应该确保堆芯组件的结构完整性和以及核电厂能按要求紧急停堆。快堆堆芯动力学问题是新颖的同时也是困难的。数百根堆芯组件之间存在着间隙，有时候某些组件会接触上，这就带来了非线性接触问题。为了预测堆芯组件的地震响应，有必要进行堆芯组件的非线性冲击分析。因此，需要建立组件碰撞模型来预测组件群的地震响应。希望能建立一个相对简化的计算模型，该模型的自由度相对较小，自由度数限定在能够正确反应组件之间碰撞现象的范围。本文罗列了近年来法国、日本、意大利等国针对快中子增殖反应堆做过的一系列实验和理论研究，比较全面的介绍了应用于核工业的动力学分析方法。利用有限元中的梁单元完成单根组件的特征值和自由振动分析，使用了两种有限元程序ANSYS和CASTEM2000(法国CEA／DMT开发)，并对计算结果做了比较。使用两种方法(模态法和直接积分法)完成单根组件的抗震分析。利用弹簧单元和间隙单元来模拟组件之间的冲击分析，进一步完成了单排组件在空气中的抗震模型，得到单排堆芯组件在水平地震作用下的位移时程、加速度时程和碰撞力。部分计算结果和SYMPHONY(法国和日本联合完成的实验)实验结果进行比较，两者吻合的比较好，进一步验证了有限元计算模型的合理性。完成了快堆堆芯单排组件在空气中的抗震模型以后，可以着手研究快堆堆芯单排组件在水中的抗震模型，进而完成整个快堆堆芯的抗震模型。