核主泵是核电站一回路系统中唯一旋转设备，也是最关键的核动力设备之一。在失水事故工况下，核主泵呈现一个复杂的瞬变流动状态，使主泵运行条件恶化，甚至丧失冷却堆芯的功能，发生失水事故瞬变过渡过程时，流动突变导致压力突变，形成压力波沿主泵内壁传播，使其受到瞬时高低压的冲击。核主泵在失水事故复杂工况下运行可靠是其性能考核的重要指标。　　本文运用数值模拟与试验研究相结合的方法，分别进行了AP1000核主泵CFD软件设置对比分析、导叶的正交优化设计、泵壳断面形状优化设计、叶轮高效设计、核主泵小流量工况特性、泵的性能试验、核主泵全特性研究，模型泵换算成实型泵的效率达到83％。主要研究内容及成果如下:　　1.介绍了控制方程、离散方法、湍流模型、边界条件、网格划分等数值模拟基础理论，采用Workbench软件对泵过流部件进行非结构化网格划分，对CFD设置进行了单相定常计算比较，确定了合适的参数设置。　　2.应用数值模拟和正交实验结合的方法，分别研究了导叶几何参数如导叶出口中心轴向长度s、导叶包角ψ、导叶出口安放角α4、导叶出口宽度b4、导叶尾缘厚度δ2、叶轮导叶平行间隙Rt和导叶出口半径R4对模型泵性能的影响，综合考虑，可以找出兼顾各方面最优指标的最优参数组合:s=490mm、ψ=36°、α4=30°、b4=200mm、δ2=20mm、Rt=5mm、R4=565mm。　　3.在泵壳过流断面面积不变情况下，对三种过流断面形状的主泵的外特性、水力损失分布、内部流场进行分析，泵壳过流断面面积相近时，虽然断面形状变窄对主泵的性能略有提高，但并不明显，考虑到核主泵在受应力时的安全要求，建议采用宽型断面形状的泵壳。　　4.分别研究了主泵叶轮主要几何参数（叶片包角、不同叶轮进口边位置）对核主泵性能的影响，通过对比分析选取100°包角和进口边位置b。　　5.对AP1000核主泵在0.2Q～0.6Q小流量工况下进行非定常数值计算，得到泵内部流场和各工况监测点的压力脉动，并将时域信号进行快速傅里叶变换为频域信号，结合小流量工况下核主泵内部流场分析，揭示核主泵小流量非定常流动诱发压力脉动原因。　　6.对AP1000核主泵实型泵水力部件优化设计，将优化后的实型泵缩小成模型泵，通过试验研究对前期计算结果进行验证分析，验证了水力设计的可靠性，应用CFD软件进行核主泵的数值模拟具有一定的准确度和可靠度。　　7.对核主泵失水事故时复杂工况的全特性进行研究，分析了四象限工况下的核主泵全特性曲线变化规律，叶轮、叶片、前后盖板的扭矩曲线变化规律，及叶轮、叶片、前后盖板的轴向力曲线。