为应对能源紧缺,我国引进了美国尚未得到工程应用的第三代先进压水堆核电技术AP1000。AP.1000与其它核电堆型相比,将两台并联的反应堆冷却剂泵(以下简称核主泵)直接倒置焊接在蒸汽发生器下封头底部。这种独特的设计须全面评价核主泵与蒸汽发生器下封头间的耦合效应。为此,本文建立了核主泵与蒸汽发生器下封头的联合仿真模型,采用CFD方法对该耦合模型进行了仿真计算,分别研究了蒸汽发生器下封头对核主泵流场、水力性能及水动力性能的影响。本文首先对蒸汽发生器下封头和核主泵进行流体域几何建模和网格划分,并通过网格无关性验证确定了合适的网格数量。稳态计算时,将缩尺泵的数值计算结果与试验结果进行对比,结果表明,数值计算与试验结果取得了很好的一致性。瞬态计算时,进行了时间步长无关性验证,最终确定时间步长为叶轮旋转1°所需的时间。其次,进行了热管侧蒸汽发生器下封头的流量分配仿真和冷管侧蒸汽发生器下封头与核主泵的联合仿真。结果表明,各U型管的流量分配不均、冷管侧蒸汽发生器下封头紊乱的流场以及下封头与核主泵入口渐缩相贯区域造成了核主泵入口处产生了入流畸变。入流畸变使得核主泵入口处产生了局部低压区,流体以不同的流速流入叶轮的流道,加剧了核主泵入口处和动静叶交界处的压力脉动。此外,分析了入流畸变对核主泵水力和水动力性能的影响。发现入流畸变降低了核主泵的扬程和效率,且降低的幅度随流量的增大而增大。在叶轮轴向力方面,入流畸变虽然使得轴向力略有降低但增大了轴向力的脉动程度；而在叶轮径向力方面,入流畸变使得径向力数值和径向力脉动程度都有大幅增加。最后,提出了一种在核主泵入口管加装锥形挡板的结构,通过对比三孔、四孔、五孔、六孔锥形挡板发现三孔挡板可有效改善核主泵入流条件且流动阻力较小。之后,本文根据正交试验的方法对三孔挡板进行了优化设计。上述论文结果可为核主泵的安全运行和进水段的优化设计提供参考。