核能作为人类最具希望的未来清洁能源之一，得到了越来越多的研究和应用。建设核电厂，利用核能生产电力，是核能利用最常见的方式。然而，核电燃料具有放射性，核泄漏引起的安全性问题越来越受到重视。在核电厂的生命周期过程中，地震作用是核电结构和设备最可能遭受的安全考验。提高核电的安全性能，安全高效发展核电，成为我国未来核电发展的指导思想。对核电厂系统进行地震安全性能评价的研究以及探索基底隔震技术应用于核电结构以增强其地震安全性能的可行性和效果对于了解和提高核电厂的安全性能具有很强的现实意义。　　本文结合工程实例，对某高温气冷堆核电厂的反应堆、乏燃料和核辅助厂房结构的动力特性、地震安全性能、三维基底隔震进行了数值分析研究，并为其设计了振动台试验方案，具体研究内容如下:　　(1)核电结构建模与弹性时程分析　　运用sap2000有限元分析软件建立核电厂反应堆、乏燃料和核辅助厂房结构的精细有限元模型。使用特征向量法对其进行了模态分析，得出结构的前五阶周期分别为0.195s、0.166s、0.131s、0.093s和0.083s，前三阶振型分别为沿结构Y方向的平移，沿结构X方向的平移以及绕结构z轴方向的扭转。对结构进行运行安全地震动(加速度峰值为0.1g)和极限安全地震动(加速度峰值为0.2g)下的弹性动力时程分析，得出结构的最大层间位移角出现在反应堆厂房部分的最上面两层，该位置为结构整体的薄弱部位。结构z向楼层反应谱的两个峰值均出现在在0.07s和0.2s附近，随着楼层高度的增加，z向的楼层反应谱值增大，并且在周期0.07s～0.1s范围内，逐渐出现第二峰值，第二峰值的大小随着楼层增高逐渐增大，向第一峰值的大小靠近。　　(2)核电系统的抗震安全性能评价　　运用增量动力时程分析方法和全概率方法对核电结构及其内部设备进行了易损性分析，得到其抗震易损性曲线，通过易损性曲线求出核电厂系统的地震安全储备系数。借鉴一般结构的倒塌储备系数提出了评价核电结构设备的抗震安全性能指标——地震安全储备系数。对选取的22条具有天然地震动时程记录进行标准化处理以及调幅。运用经过调幅后的地震动记录对核电结构进行增量动力时程分析(IDA)，得到结构的IDA曲线和地震易损性曲线，求得结构的地震安全储备系数值为6.983;运用全概率方法，将楼层反应谱在0.03～0.2s内的平均值的中位值作为核电内部设备的HCLPF值，求得以Sa(T1，5％)表示的核电内部设备的易损性曲线，进而求得核电内部设备的地震安全储备系数值为4.602，比较核电结构和内部设备的地震安全储备系数值，取其中的较小值4.602作为该核电厂系统的地震安全储备系数值。　　(3)核电结构三维隔震设计与研究　　通过运用本课题组研究发明的三维隔震支座对该结构进行三维基础隔震设计与分析，比较三维隔震前后结构的动力特性变化并分析了隔震效果。隔震前，结构的三向楼层反应谱峰值均出现在在0.07s和0.2s附近;隔震后结构的三向楼层反应谱峰值均不出现在核电内部设备主要频率带内，核电内部设备主要频率带内反应谱值得到了很大程度的降低。隔震前结构的竖向楼层反应谱值随着楼层高度增加逐渐增大，并且0.07s～0.1s范围内出现的第二峰值逐渐增大，最终在结构顶层处接近0.2s位置的楼层反应谱峰值;隔震后，结构各层的竖向楼层反应谱值基本重合，同时降低了许多。结构的水平向基底剪力在隔震后也显著降低。因此，运用铅芯多层橡胶支座（LRB）和弹簧-圆筒形铅剪切竖向隔震支座(DLD-DB)串联形成的三维隔震支座系统可以起到较好的隔震效果，提高结构体系的整体抗震性能。　　(4)核电模型振动台试验方案设计　　运用相似性原理以及分阶段相似理论，设计结构振动台试验方案，以研究结构在运行安全地震动作用下和极限安全地震动作用下的动力特性以及结构在超设计基准地震动作用下的安全性能。为了满足模型结构与原型结构在非线性阶段的相似关系，提出了结构在非线性阶段的分阶段相似原理。大型建（构）筑物振动台试验，由于受到试验条件和试验场地的限制，一般使用缩尺模型，为了建立原型结构和模型结构物理量之间的关系，使用了物理量间的相似性原理。之后，根据本结构的自身特定，设计了材料配合比、材性试验、模型支座、传感器布置方案、结构动力特性测试方法以及结构振动台试验工况等。