核电站钢筋混凝土结构是保障核电工程安全的重要基础设施,其运行服役期间的安全性是核电建设和发展的关键问题。核电站可能由于地震动作用的随机性而遭受超设计基准地震动,导致核电结构破坏,引发核事故。并且相关实验和研究表明地震作用下水箱的流固耦合作用对核岛厂房的地震反应影响不可忽视。因此对核电工程的抗震安全进行数值分析,来了解不同强度地震下及不同水位下核电站的地震反应及破坏概率,这在评估核电站抗震性能、保障核电站正常运行中起到举足轻重的作用。本文从核岛厂房在强震下流固耦合作用对结构地震反应的影响、重力水箱减震问题、水箱不同设计优化方案、不同水箱水位下结构易损性以及在远场和近场地震动下核岛厂房的易损性方面做了深入研究,具体工作如下所述:(1)基于ALE流固耦合算法,分析在满足RG1.60谱的核电地震波和EI-Centro波下改进优化的屏蔽厂房的地震反应。研究改进优化的屏蔽厂房不同测点的地震反应与水位高度、水位高度比以及质量比之间的关系,揭示它们之间的变化规律,得到最优的减震水位。在标准水位工况下提出两种挡板优化方案,得到在强震下最优的减震设计方案,对水箱的内部结构进行优化。(2)基于ALE流固耦合算法,运用回归分析法、矩估计法和截断的最大似然估计法对传统屏蔽厂房进行地震易损性分析,三种方法相互验证了结论的可靠性。在易损性分析中,结构屈服准则选择第一强度理论,基于核岛只能处于线弹性状态的要求,对不同水位工况进行了易损性分析,得到最优减震水位工况。在标准水位的前提下,制定四种挡板优化方案,对比研究不同位置的挡板下结构的破坏概率,得到最优的设计方案。(3)本文建立了AP1000非隔震与隔震核岛厂房有限元精细模型与无限元土体模型,考虑土体与结构的相互作用,划分核岛厂房的性能水准,以钢筋拉应变和混凝土压应变作为损伤指标,给出各个破坏状态的量化指标限值,从而判断核岛厂房进入弹塑性阶段时的损伤状态。选取ATC-63建议的15组远场地震动记录,运用IDA和MSA方法对其进行易损性分析,得到远场地震动下的易损性曲线,并将两种方法进行对比分析,两种方法得到的结果基本一致,论证了结果的合理性。(4)本文选取ATC-63建议的14组脉冲型近场地震动,运用上章采用的分析方法得到隔震和非隔震核岛厂房的易损性曲线,并对比非隔震与隔震核岛厂房之间和隔震屏蔽厂房与隔震辅助厂房以及非隔震屏蔽厂房与非隔震辅助厂房之间的破坏概率,最后对近场和远场地震动下核岛厂房易损性进行对比分析,并对其易损性进行了评估。