反应堆冷却剂循环泵又被称为核主泵，其最重要的功能就是给核电站堆芯提供冷却剂，使冷却剂在核电站一回路系统内循环冷却，以确保足够的冷却剂流量将反应堆堆芯产生的热量带走。核主泵长期安全可靠的运行对核电站正常运行、防止堆芯过热的发生极为重要，因此，核主泵常被比作为核电站的“心脏”。国内外很多学者都对核主泵内部流场进行了分析研究工作，大多数都主要关注在不同流量工况下的核主泵在稳态和非稳态下的运行特点，而对于核主泵内部的零部件，比如核主泵的叶片的研究相对较少。当核主泵在核电站中正常运行时，核主泵内部流场的水流会猛烈冲击叶轮叶片，从而造成在叶轮表明上产生细小的裂纹。例如在中国西南地区的一个电站，由于导叶上有一个破口而造成泵周期性的振动，从而是两个叶轮叶片断裂，造成了巨大的经济损失。所以对核主泵内部非定常流场分析及流场对主泵叶轮应力影响是本文主要研究内容。本文建立了一个包括进出口、叶轮、导叶、蜗壳组成的全流道模型泵模型，并且对模型泵进行外特性计算，采用试验验证的方法证明水力模型的准确性，然后对模型泵进行非定常计算，得到模型泵内部非定常流场特点，计算得到由动静干涉引起的压力脉动。核主泵的一个重要难题是用计算机方法去解决水动力引起的应力。在本文中，通过建立一个包括进出口、叶轮、导叶、蜗壳组成的全流道模型，并且计算不同工况下的核主泵特性，使用流固耦合方法将流场计算得到的压力分布加载到叶轮上。结果表明：叶轮最大米塞斯应力在叶轮叶片出口边和后盖板接触处，此处容易出现疲劳；叶轮的最大应力与流场成正相关的关系；叶轮最大应力有明显的周期性，其周期决定于导叶叶片数。