中国实验快堆(CEFR)是中国的第一座快堆。快堆堆芯在地震激励下各组件相互碰撞，组件发生各种变形，活性区燃料在空间的分布也发生变化，从而导致堆芯物理反应性的变化。完成堆芯抗震分析，并在此基础上完成堆芯结构完整性评价、控制棒地震情况下的可插入性评价以及堆芯反应性评价，以确保反应堆的安全，是中国实验快堆获得装料许可证的必要条件之一。国际上特别是法国、日本等对快堆堆芯抗震开展了很多的试验与分析研究，而国内缺少这方面的经验。本文以CEFR堆芯为例，主要采用了日本非线性有限元分析程序FINAS，对快堆堆芯抗震分析的模型和方法进行了研究。本文采用变截面和变弯曲惯量的梁模型模拟单根组件，采用等效刚度的弹簧模拟组件下部管脚与管座之间的间隙，虚拟附加质量法模拟地震情况下液钠对组件的影响。在此基础上，本文完成了CEFR堆芯各种组件在空气和液钠中的动态特性分析，并完成了单根组件与刚性墙壁的碰撞分析。分析的结果说明了模型中的各种模拟是合理的。本文以单组件模型的预分析为基础，采用直接时间积分法，完成了CEFR堆芯中心单排组件在单方向水平OBE地震和SSE地震下的响应分析，给出了包括堆芯组件变形、组件位移、组件之间的碰撞力、组件各截面处的弯矩等结果。本文还选取了CEFR堆芯中心区三排组件完成了OBE地震激励下的响应分析，给出了与单排组件模型分析的类似的结果，并将二者进行了比较。比较结果说明：在单方向水平地震激励下，相邻排组件的相互碰撞很弱，主要是同排组件之间的相互碰撞作用。粗略的讲，可以用单排组件模型计算代替三排组件模型乃至全堆芯所有组件计算得到的位移和碰撞力等结果，且这种代替是具有一定的保守性。计算的结果为结构完整性评价、控制棒的可插入性、和堆芯反应性分析提供了依据。由于某些参数采用了假设值，本文特对这些参数完成了敏感性分析，并给出了这些参数和位移与碰撞力结果的关系曲线。我们可以通过试验与分析结合的方法获得碰撞刚度、结构阻尼等参数的真实值。在得到这些参数的真实值后，可以对真实参数所对应的结果进行估计。本文在国内首次尝试对快堆堆芯进行比较完整的抗震分析。本文在传统的计算模型上作了部分改进。本文在考虑相邻排组件之间的碰撞模型中采用了局部坐标系代替了传统模型中的总体坐标系，显著减少了非线性有限单元的数量，大大减小了工作量，缩短了计算时间。同时，由于采用了局部坐标系，可直接获得相邻排组件之间的碰撞力，无需进行总体坐标系下的分解后再合成，为后处理提供了方便。