以浙江三门和山东海阳的核电站为依托,我国积极推进第三代AP1000型核电站的国产化,以CAP1400型核电站为代表的我国自主知识产权的装机容量为140万千瓦级的非能动大型先进压水堆核电项目工程也处于研究攻关阶段。AP1000型和CAP1400型核电站相比已建的核电项目,其屏蔽厂房顶部非能动安全壳冷却系统重力水箱(简称PCS水箱)采用新的结构设计理念。紧急处置时,PCS水箱中的水依靠重力作用自动沿钢安全壳向下流动,再通过水分蒸发带走核反应堆的热量,它具备更可靠的功能和安全保障。然而中国核电厂抗震设计规范推荐采用的Housner模型不适用于复杂形状核电储液结构的流固耦合分析,有必要对该理论模型进行修正,并应用于核岛储液结构的地震响应分析。在沿海优质核电厂址稀缺的情况下,“十三五”期间我国内陆核电厂选址基本确定。但考虑到我国地震频发及核电运营的潜在放射性危险,有必要对非基岩分层岩土场地条件下拟建核电站的地震反应进行安全性评估,保证核电站具有承受多遇、较大烈度地震及其他外部事件的能力,并确保重力水箱核岛结构的功能完整性和结构安全性。综上所述,本文对规范推荐采用的Housner模型进行修正,并提出了适用性更好的三维等效质量-弹簧模型修正方法。将三维等效模型及修正方法应用于核岛PCS水箱,考虑土与结构的相互作用,研究了分层岩土场地-重力水箱核岛结构模型的地震响应。本文研究的主要工作内容如下:(1)根据液动压力理论和刚性壁理论的假定,简述了速度势分析理论和Housner模型简化方法的解析解推导过程;分析储液结构的流固耦合问题需求解带有自由液面波动问题的Navier-Stokes方程及Laplace方程的初边值问题。而Housner模型简化方法避开了求解非线性方程,解的形式简单明了,具有较高的计算精度,但不适用于复杂形状的核电储液结构的流固耦合分析。(2)基于Housner等效模型,通过引入水箱内储液体积修正参数,再考虑环形水箱及等效质量-弹簧模型为由两个圆柱形水箱及对应的等效质量-弹簧模型组成的虚拟并联的新体系;最后推导出并联式的等效模型修正解析方法及模型参数计算公式,并与有限元模型数值分析结果对比验证,提出了适用于PCS水箱流体液动压力分析的三维等效质量-弹簧模型。(3)基于上述等效模型及参数计算公式的理论研究,经过理论论证和实例对比试算,引入异形水箱内储液体积修正参数,直接拟合出等效模型经验分析方法及模型参数计算公式,并与有限元模型数值分析结果对比,验证了该修正方法及模型参数的正确与适用性。(4)针对分层岩土场地-CAP1400核岛结构,采用应力型黏弹性人工边界及有限元模型模拟土与结构的相互作用,利用有限元软件ABAQUS显式动力分析方法,分别计算AP1000谱人工地震动、安县天然地震动和熊本天然地震动作用下核岛结构及分层场地土体表层的地震响应。