核反应堆冷却剂泵(以下简称核主泵)是核电站一回路反应堆冷却系统(RCP)的重要组成部分,是核反应堆一回路压力边界的重要组成部分,属于核安全Ⅰ级设备。核反应堆冷却剂泵具有流量大、扬程高、汽蚀要求高等特点,同时还要满足热冲击和抗震等安全性要求,技术难度大。　　 本文根据某核电站核主泵的设计参数,按照速度系数法设计核主泵水力部件。同时应用三维建模软件Pro/E进行水力部件的三维实体建模,并应用网格划分工具对核主泵模型进行网格划分。　　 在核主泵稳态分析的基础上进行内部非稳态流动特性分析,得到核主泵叶轮、导叶以及泵壳等水力部件内部压力脉动分布规律及影响因素。核主泵内部流场压力脉动周期性明显,从进口到出口压力脉动先增大后减小,在叶轮和导叶动静干涉处脉动幅值最大,并且脉动峰值均在叶频的整数倍处产生。额定流量工况下核主泵内产生的压力脉动幅值最小,小流量工况下脉动幅值最大,并且偏离额定流量越多,压力脉动越严重,这为进行核主泵非稳态等方面分析研究提供依据。　　 应用流体计算软件CFX对核主泵事故工况下气液两相流动特性进行数值模拟,揭示了核主泵在事故工况下内部气液两相流动特性,以及进口气体体积分数和冷却剂温度等因素对核主泵性能的影响。气体主要分布在叶轮轮毂附近区域,沿叶轮轴向方向气体浓度逐渐增高,而沿径向方向气体浓度值逐渐降低。当进口气体体积分数小于15％时,随着气体体积分数的增加,核主泵扬程和效率都小幅度下降,但仍能正常工作；当进口气体体积分数超过15％时,核主泵扬程和效率急剧下降,很难维持正常工作。冷却剂温度在270℃到350℃范围内,随着冷却剂温度上升,效率、扬程变化很小,但当温度超过350℃时,即温度超过冷却剂饱和温度,冷却剂不再是液体而是以蒸汽形式存在,核主泵在气体环境下工作,性能急剧下降,致使核主泵无法安全运行。　　 利用先进的多场耦合技术,对核主泵进行流固耦合传热分析,真实的反映核主泵内部运行情况,得到核主泵内部流场、温度场以及应力场分布。结果表明:流场并不是完全对称分布,在局部有明显区别,在模拟计算中不能简单的进行简化处理,这样不能真实反映泵内部流动情况。叶轮的等效应力最小值位于叶轮的后盖板轮毂侧,而等效应力的最大值出现在叶轮出口与前后盖板交接位置。最大等效应力出现的部位都处于交接位置,这些位置容易产生尖角,从而导致应力集中,这也使得叶轮前后盖板交界处安全系数低。叶轮出口处叶片间的约束较小,而此处产生的热应力以及离心力所产生的拉应力比较大,这使得叶轮出口处产生最大变形量。