近二十年间,由于改善能源结构和转变经济增长模式的需求,我国制定了大力发展核电的方针,在沿海各省建设多个核电站机组。但是以福岛核电站泄露为代表的历次核安全事故表明,核电厂抗震设计在核安全问题中至关重要。燃料厂房和安全厂房是与核安全直接相关的Ⅰ类物项,通常为钢筋混凝土结构,以剪力墙结构为主,存在少量框架,环绕在安全壳周围,结构形式较为复杂,且具有大空间、开洞多等不利于抗震的特点。燃料厂房和安全厂房具有重要的核安全职能,在地震作用下,能否保持结构完好且功能正常,对整个核电厂的安全十分重要,为此,本文针对典型的核电厂燃料厂房和安全厂房结构进行有限元模拟,旨在分析燃料厂房和安全厂房的振动特性、线性与非线性情形下的地震响应,从而为相关厂房结构的抗震设计提供依据。主要研究内容和结论如下:1、建立基于板壳单元的厂房结构弹性分析模型,通过模态分析研究其自振特性。分析结果表明厂房结构的前3阶振型体现为整体平动,从第4阶振型开始出现整体扭转,第8阶开始产生较多局部振型,抗震计算时需试算更多的振型个数,使结构在水平方向上累计质量参与系数达到90%以上;X、Y方向的自振周期和质量参与系数比较接近,说明厂房结构两个水平方向刚度总体比较均匀;模态分析所得自振周期为0.4s,与经验公式比较接近,因此此类厂房结构在设计初期,自振周期可通过高层剪力墙结构自振周期公式进行估算;2、采取谱分析和时程分析的方法分别对弹性阶段厂房结构进行三方向地震动输入,得出其在设计运行安全地震动下的位移响应与加速度响应,并给出各楼层地震作用效应值作为设备地震反应分析的参数估计。位移分析结果表明,在水平方向峰值加速度为0.15g反应谱与时程输入下,结构体系最大层间位移角仅为1/1156,仍处于弹性阶段,结构可保证安全运行。楼层谱分析结果表明,楼层加速度在结构自振周期附近有显著放大效应,在更高频段与低频段衰减较快,因此楼层设备应注意避免与结构自振频率相近;3、尝试采用分层壳单元建立剪力墙弹塑性模型,通过两个算例比较分析模型与试验模型的骨架曲线与对应位移下应力状态,验证了分析模型的可行性。在此基础上,对基于分层壳单元建立的厂房结构输入以我国现有核电厂抗震设计规范设计谱为目标谱所拟合的三向人工地震动,结果表明,在遭受加速度峰值为0.3g,即1.5倍于核电厂极限安全设计地震动时,燃料厂房和安全厂房均进入弱非线性阶段,最大层间位移角为1/549,约为我国抗震设计规范所规定剪力墙结构极限弹塑性位移角的21.8%,整个结构体系只发生轻微破坏。对结构进行Pushover分析,结果表明,厂房结构表现出较好的延性,结构屈服时基底剪力远大于非线性时程分析中基底剪力最大值,在极限安全地震动下具有较大的抗震安全储备。