人类对能源的无限需求促进了世界对核能的大力发展。核能作为清洁高效的能源受到了国内外的广泛亲睐。然而,近几年核事故带给人类社会的伤害也不容忽视,探究核事故的诱因,地震灾害是一个重要的因素。尽管地震偶发,但是悉数近几年我国发生的大震,灾后的景象依然触目惊心。目前国内外很多学者针对核电厂的地震作用下的动力反应和抗震性能的评估已做出很多相关研究,但对于第三代非能动型AP1000核电厂的抗震性能研究还很少。位于AP1000核电厂顶部的巨形重力水箱是主动冷却系统的主要组成部分,用以确保安全壳在突发事故时能够降低温度。对于考虑AP1000核电厂屏蔽结构上部的重力水箱和屏蔽结构的液固耦合作用对屏蔽结构的地震动力反应和抗震性能的研究甚少。本文针对以上问题,围绕AP1000核电厂屏蔽结构考虑液固耦合作用在地震作用易损性展开了研究,从屏蔽结构的自振特性、地震反应、地震易损性三方面展开了深入研究,主要研究内容如下:1、利用有限元方法建立考虑液固耦合作用的精细化AP1000核电厂屏蔽结构的数值模型,探究了网格尺寸、单元类型、材料属性等问题。利用重力水箱的含水率,分五种工况分析液固耦合作用对结构的自振特性的影响。2、基于建立的精细化模型,选取与核电厂抗震设计的RG1.60标准设计谱相一致的Kobe地震动记录(调幅PGA至0.3g)对AP1000核电厂屏蔽结构进行地震反应分析,得到了五种工况结构的位移反应、第一主应力反应、重要楼层反应谱,分析了重力水箱含水率对结构地震反应的影响。3、选取具有一定危险性的20条实际地震动记录,选择地震动的地面峰值加速度作为地震动的强度指标,选择结构的最大第一主应力作为结构的破坏指标,对无水工况和核电厂常用工况含水率为80%的结构进行易损性分析,对比分析液固耦合作用对结构易损性的影响。