核主泵在核岛中起到驱动冷却剂循环的作用,是核岛中唯一个旋转的部件。出于安全等方面的考虑,核主泵必须能够在压力高、温度高、辐射强的环境下,长时间安全、可靠地运行。空化现象是旋转水力机械中常见的会造成不同程度破坏的因素,它可能会引起噪音、引发振动,降低叶轮的水力性能,严重时还会造成叶片的断裂,这在核主泵的正常运行中是不允许发生的。目前条件下,对核主泵进行实验研究成本很高,因此通过数值模拟对核主泵内部的流场进行分析是比较经济的方法。首先,本文简要介绍了目前国内外核主泵设计和泵空化性能研究两方面的进展和成果,并介绍了泵空化的相关概念和三种空化模型。其次,用绕二维翼型的空化流动验证了三种空化模型,论证并选择S-S模型进行泵的空化流计算。然后,本文对用改进的模型变换法设计的7叶片轮进行了设计流量和全流量下的空化性能分析。设计流量下,叶轮的扬程为135m,临界空化余量为50m,在设计压力下不会发生空化现象。随着装置空化余量的减小,叶轮内流场可以分为无空化阶段、空化初生至局部发展阶段和严重空化阶段。在全流量工况下,本文得到了在0.9Q、Q、1.1Q、1.2Q四种不同流量时叶轮的空化性能曲线。计算结果表明,随着流量的增加,叶轮的临界空化余量逐渐增大,扬程逐渐减小。用三种不同的经验公式求得的泵空化余量均大于模拟得到的临界空化余量,且对应的空化比转速基本在兼顾空化性能和效率的范围内。根据泵空化余量定义式得到的不同流量的泵空化余量也均大于临界空化余量。分析得到,从空化性能的角度,适当减小现有模型叶轮进口边直径可以兼顾空化性能的同时提高效率,现有的叶片进口宽度是合理的。最后,本文论述了核主泵的高温热效应对空化性能的影响,提出了研究该影响的思路和方法,给出了修改源项的二次开发语言和物性参数随温度变化多项式的系数。