核电作为一种清洁能源,技术日渐完善,已成为我国能源电力战略的重要组成部分。然而,核电的安全性尤其是核电工程结构的抗震安全性仍有很多关键问题急需解决。结构隔震技术是目前世界上公认有效的控制技术。可是迄今为止,在全世界所有已经商业运行的核电厂中,只有法国的Cruas核电厂和南非的Koeberg核电厂应用了隔震技术。核电结构隔震应用是隔震技术研究重点之一。本文以我国引进的第三代AP1000核电厂为研究对象,对其隔震技术应用性能进行分析与试验研究。AP1000是美国西屋公司设计开发的一种双回路1000Mwe级非能动型压水反应堆核电站,应用隔震技术能够有效提升核电结构的抗震性能。本文简要介绍核电站的发展历程与我国核电结构发展现状,对因地震作用而引起的核电事故进行了分析,指出隔震结构在核电中应用具有广阔的前景;对AP1000核电厂主要建筑厂房进行了分类;讨论了AP1000核电站抗震设计反应谱的选择,针对RG1.6修改谱与我国核电站规范谱进行对比分析,在此基础上建立了AP1000核电站未隔震与隔震结构有限元分析模型,并分别进行模态分析和时程分析;进行了AP1000核电站内部设备蒸汽发生器的抗震性能分析;针对模拟振动台试验的特点,对试验模型中的安全壳、附属厂房和核岛进行了介绍并制作出试验模型;最后,介绍了试验激振方案和隔震结构与未隔震结构各自不同的试验工况并对试验结果进行对比分析。结果表明,隔震技术能够使AP1000核电机组抗震设计能力实现翻倍。