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随着中国第三代核电技术逐渐发展成熟，单机装机容量已增至1400MW，作为重要生命线工程的核电厂主厂房更加大型化。目前，我国核电厂汽机厂房主要采用钢筋混凝土结构和钢结构体系。钢筋混凝土结构应用于大型核电厂常规岛主厂房结构造成梁、柱截面大、“肥梁胖柱”与“强梁弱柱”现象严重，结构空间整体性差，抗震性能低，不适用于高烈度地区。由于核电厂一般建在沿海地区，海水盐雾环境对钢材的腐蚀较严重，钢结构主厂房使用寿命受到影响。因此，寻找一种可应用于高烈度地区，适用性与经济性好的结构体系，显得非常重要。 本文提出将型钢混凝土（SRC）框排架结构体系应用于核电厂主厂房结构，并以山东荣成在建的CAP1400MW核电机组主厂房结构为研究对象，采用试验与理论分析相结合的方法，对所提出的核电厂主厂房新结构体系进行抗震性能研究。 （1）基于工艺和规范要求，在计算、分析的基础上，确定该结构体系的平面、竖向布置方案、节点连接方式和主要构件尺寸等，提出了型钢混凝土（SRC）框排架结构体系。按试验目标和相似关系确定能反映原型结构灾变效应的试验模型，并进行抗震拟动力试验。 （2）应用ABAQUS有限元分析软件，建立型钢混凝土（SRC）试验模型结构的有限元分析模型，对其进行结构动力特性分析；然后基于混凝土损伤塑性对模型结构进行以力为控制目标的静力弹塑性时程分析；将其分析结果与试验结果进行对比，从而对有限元模型结构的简化和参数设置进行验证。 （3）采用与试验有限元模型相同的简化方法和参数，对CAP1400核电厂主厂房型钢混凝土（SRC）框排架实际结构体系（试验相应跨段）进行了结构动力特性分析和地震作用计算。通过动力特性的计算，研究了结构周期、频率以及产生扭转效应的原因；分析了混凝土的开裂、损伤、破坏过程及其整体结构的薄弱部位，提出了抗震构造技术；基于抗震反应分析的结构基底剪力、位移响应和塑性损伤云图，验证了所提出的结构体系满足“小震不坏、中震可修、大震不倒”的抗震要求。 综上所述，通过试验结果对试验模型有限元参数的校正，使有限元模型参数更加符合实际情况。通过对型钢混凝土（SRC）框排架结构体系的弹塑性时程分析，确定该结构的薄弱部位，并对此提出相应的建议。本文首次提出将型钢混凝土（SRC）框排架结构体系应用于核电厂主厂房，研究内容和结论可为同类研究及其编制行业规程提供有益的技术支撑。