目前我国核电事业进入快速发展阶段,但是国内对反应堆核主泵的需求依然依赖进口。核主泵成为我国核电技术自主化和设备国产化的瓶颈,严重制约了我国核电发展以及国产化的进程。核主泵作为反应堆一回路的关键旋转设备,要求在高温、高压、放射性环境下长期、安全、可靠地运行,技术难度极高,因此对泵的水力设计也提出了更高的要求。由旋转产生的哥氏力和离心力明显影响叶轮内边界层的厚度、损失和二次流的发展,并且对壁面摩擦系数也有很大的影响。这种由旋转和曲率作用引起的现象,对了解离心和混流泵内部流动的发展与损失机理特别重要。为了了解核主泵叶轮内部流动,尤其是高速旋转状态及叶轮流道曲率对其流动的影响规律,本文对旋转和曲率影响下离心泵叶轮内流进行了数值研究。首先以开源软件包OpenFOAM为平台,应用SST k-ω湍流模型模拟计算了旋转情况下的直通道和90。弯曲通道内部流动,部分计算结果与相关文献中的实验或计算数据进行对比,结果吻合较好,说明了模拟计算是比较准确的,并验证了软件及所用湍流模型对旋转和曲率问题的计算具有较好的适用性。在对旋转直通道和弯曲通道内流的计算分析的基础上,应用数值模拟方法对核主泵设计模型在不同工况下的叶轮单通道内流场进行数值计算与分析。主要从轴向截面速度和压力分布、叶高方向中截面的速度分布、入口到出口流道方向上的四个截面的二次流分布等几个方面来研究,并对这些流动特性的形成原因作了较全面的分析。研究核主泵叶轮内部的真实流动及其规律,以便对其流动及损失机理有更深入的了解,从而为核主泵的优化水力设计提供有价值的参考,提高其工作性能。