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第三代核电技术被誉为最安全核电技术,核主泵是整个核电站一回路的动力设施,也被喻为整个核电站的心脏,核主泵的安全性能直接关系到整个核电站的安全运行。所以在研究核电站的安全性能方面,不但需要从稳定工况下对核主泵的性能进行研究,还需要针对核主泵在事故工况下的性能进行研究。在AP1000事故的研究中,小破口事故属于三类事故。在对小破口事故的研究中表明,AP1000核电站完全有能力应对小破口事故,并且AP1000非能动安全设施足以缓解一回路失水事故对堆芯造成的影响。但切尔诺贝利核电站事故和最近发生的日本福岛核电站泄漏事故不得不提醒我们,在核电站极端事故工况下核电站的安全性研究是多么的重要。小破口事故工况下核主泵的性能关系到整个核电站在发生事故后的安全运行状况,小破口事故工况下核主泵最主要的作用是及时避免或者减缓核电站堆芯烧毁。本文正是以此为出发点研究核主泵在事故工况下的性能。本课题研究以小破口事故为研究背景,分别对核主泵在惰转工况下管路内半流量时间进行预测,对核主泵输送气液两相流体的性能进行研究,对核主泵动力学特性进行研究。本文基于第三代AP1000核主泵在小破口失水事故中的三种工况进行研究,分别是小破口失水事故发生初期的核主泵惰转工况,事故发生中期的核主泵所处的气液两相工况以及核主泵的偏心振动工况。运用CFD方法通过对核主泵在这三种工况下的性能进行数值模拟,分析核主泵在事故工况下的性能对核电站相对稳定运行的影响。本文的主要研究果包括：(1)预测了在小破口事故中核主泵半流量时间并对惰转过程中核主泵内流态的变化进行分析,提出核主泵在设计中飞轮的转动惯量偏小的结论。(2)对核主泵气液两相工况下扬程随温度变化,流量变化以及受叶片数目的影响进行了比较分析。发现核主泵气液两相工况下扬程随温度增大,流量增大而降低,含气量10%为核主泵保持稳定扬程的一个极限值,超过极限值核主泵扬程将会大幅度下降,同时本文还对核主泵扬程损失的原因进行了分析。(3)对核主泵的动力学特性进行了分析,对核主泵在运行状态以及偏心工况下的振动进行研究分析。