目前,国内建成的核电机组中有接近九成的设备依赖于从国外进口,我国自行生产的设备占比偏小。其中核泵只有三级泵能够自行设计、生产,关键的泵还只能依赖于进口。掌握核电技术有利于使国家核能发展摆脱外国的束缚,降低核电建设成本,因此,大力推进核电设备的自主化生产研发具有十分重要的意义。堆腔注水冷却泵作为“华龙一号”核电系统中的重要设备之一,其作用是在发生类似于堆芯熔化的严重事故时,注入的流体流经压力容器与保温层之间的流道,降低并吸附走堆芯熔物的热量,以此来降低反应堆压力容器外壁的温度,从而维持压力容器的完整性。本文以我国具有自主知识产权的三代核技术“华龙一号”核电关键装备作为研究对象,首次对“华龙一号”堆腔注水冷却泵水力特性进行研究,研究分析了叶轮、空间导叶、诱导轮等各过流部件的水力性能、压力脉动及其影响,并通过搭建试验台进行堆腔注水冷却泵水力性能试验,数值计算结果与试验数据基本吻合,研究方法和成果为核电系统用泵的研发具有重要的意义。本文的主要研究成果如下:1、分析了堆腔注水冷却泵的国内外研究现状,并进行了水力设计和结构设计,设计和搭建了堆腔注水冷却泵试验平台,并在其满足试验要求的情况下,测试了堆腔注水冷却泵温度、压力、轴功率等参数。2、根据水力设计成果,导入UG三维建模软件,对堆腔注水冷却泵全流道进行了三维模型的建立,并利用ICEM进行了网格划分。利用CFX软件对堆腔注水冷却泵全流道进行了多工况的数值模拟计算,分析了堆腔注水冷却泵在不同工况的水力性能变化,重点阐述了压力、速度、湍动能分布等相关参数在泵内的分布规律及影响机制。3、堆腔注水冷却泵压力脉动对泵体的振动及噪音有极大的诱发作用,为了保证“华龙一号”核电系统稳定可靠运行,论文研究了堆腔注水冷却泵内部流体流经泵内的压力脉动情况。在堆腔注水冷却泵的叶轮流到内设置压力脉动监测点,得到了堆腔注水冷却泵的压力脉动频域图,这为下一步优化堆腔注水冷却泵的设计提供了参考依据。堆腔注水冷却泵的叶轮、空间导叶及诱导轮等各过流部件水力性能及压力脉动模拟结果与试验所得结果基本一致,其相对误差值满足规定范围。说明本文采取的数值模拟方法是完全可行的,计算结果和试验所得结果也是真实有效的。