核电因高效、环保等优势越来越受多国青睐,但2011年日本福岛的核泄漏事故又将核安全摆到重中之重的位置。对于在核电设备中发挥重要作用的核电阀门,确保其设计方案的合理性和安全可靠性至关重要。然而,核电产品的试验费用高昂,且阀体内流体的压力场、速度场等很难完全通过试验获得,此时数值模拟手段则可发挥重要作用。本文采用有限元分析方法,对核电用液压阀和主蒸汽隔离阀的流体动力学相关参数以及流固耦合问题进行了计算和研究。为了检验核电用液压阀设计方案中液压缸结构是否能满足控制阀瓣动作相应的要求,借助FLUENT软件对液压阀流道内流体动力学进行了研究,得到流道内压力场与速度场分布。其中得到的入口与出口压差值与企业提供的实际工况下压差相吻合,验证了模型的可信度。结果表明：当液压出口开启时,液压缸上端面压力比下端大,推动阀瓣向下运动；当液压出口关闭时,液压缸上端面压力比下端小,推动阀瓣向上运动,符合设计要求。为了检验核电用主蒸汽隔离阀阻断过程中受高压高速饱和蒸汽的冲击影响,首先借助FLUENT软件对主蒸汽隔离阀流道内流体动力学进行计算。结果表明：入口通道内流体压力不受开度变化影响,且无明显压差,数值较接近入口初始压力值；出口通道内流体压力分布受开度影响较大,被闸板阻隔区域流体压力值约为1个标准大气压,下端自由流出的流体压力值可达3-5MPa。借助ANSYS Workbench中的流固耦合模块对主蒸汽隔离阀从开启到关闭过程中五个关键开度下的流道内流体动力学和结构进行流固耦合有限元分析,将流体内压力分布作为结构计算的载荷从而得到阀门几个关键部件受流体冲击后的变形和应力分布情况。结果表明：阀体的变形主要集中在入口通道一侧,最大变形量为0.0377mm；闸板底部的变形量随着闸板开度的减少而增加,当开度为10mm时最大变形量可达0.113mm。阀门中阀体入口一端受到的应力最大,为24.84MPa。对比企业提供的材料许用应力可知,阀门各关键部件所受应力值均小于许用应力,满足应力要求。