核反应堆冷却剂泵（简称核主泵）是核电站的重要组成部分，属于核安全Ⅰ级设备。在过高管路压力、地震等突发事故时可能会导致压力边界管路破裂，从而致使冷却剂泄漏，即失水事故(LOCA)的发生，失水事故发生后管路内破口附近冷却剂的压力将迅速下降，当压力低于冷却剂的汽化压力时，冷却剂将发生汽化现象，进而致使核主泵在汽液两相流工况下工作。　　为了设计出具有优秀水力性能的核主泵，本文首先对核主泵在液相和气液两相流工况时导叶轴向安放位置进行了研究分析，目的在于得到能使核主泵具有最佳水力性能的导叶轴向安放位置。通过对核主泵在液相和失水事故汽液两相流工况下不同导叶轴向安放位置时泵的内部流场进行数值模拟分析，得到了各导叶轴向安放位置时核主泵的外特性性能和内部流场分布情况。计算结果表明:液相和气液两相工况下，导叶安放在泵壳中间平面时，核主泵效率最高，性能最好;扬程和效率下降最少，泵内部的流场分布相对而言最为均匀，泵壳内的漩涡最少;当导叶安放位置向两侧偏离时，核主泵的扬程和效率下降量会增多，泵壳内的漩涡数也会增多。由此可见，在液相和气液两相工况时导叶安放在泵壳中间平面时核主泵的水力性能最佳。　　核主泵的效率由容积效率、机械效率和水力效率三部分共同决定，机械效率和容积效率一般很难提高，而水力效率多可以通过合理的设计过流部件得到提高;水力效率主要由过流部件中的叶轮决定，因此为了设计出具有高效率的核主泵模型，对叶轮进行正交优化设计。根据相关文献和经验，选择叶轮中对核主泵性能影响较大的几何设计参数进行正交优化初步设计，这些几何参数分别是:叶轮的进、出口直径，叶片数，叶片包角，叶片出口倾斜角，叶片出口角。通过正交优化，得到了一组最佳的参数组合，以及各因素对核主泵性能影响的主次顺序;根据主次顺序在正交优化结果的基础上对主要影响因素进行进一步的多方案优化设计，从中筛选出最佳叶轮水力设计方案。根据最佳叶轮方案，建立相应的三维模型，并进行内部流场计算;根据最佳叶轮方案，用相似换算法，设计制造出对应的模型泵，进行试验验证，对比试验结果和模拟计算结果，结果显示:试验结果和模拟结果基本吻合。　　当失水事故(LOCA)发生时，核主泵会在汽液两相流工况下工作，相对液相工况而言此时其性能会发生很大程度的改变，如扬程的下降和效率的降低等，进而不能为反应堆芯提供足够的冷却剂来冷却反应堆堆芯，严重时会致使反应堆堆芯融化，甚至核事故的发生。因此认识核主泵在汽液两相流工况时的运行特性，有利于在失水事故汽液两相工况发生时，采取相应的控制措施，这对防止和预防核事故的发生具有重要意义。本文通过对核主泵失水事故(LOCA)汽液两相流工况进行定常和非定常数值模拟计算，揭示了不同进口含气率对泵性能和内部流场的影响规律:当进口含气率约小于10％时，随着进口气体体积分数的增加，核主泵扬程和效率变化不大，泵内各监测点的压力稳定，压力值绕某一值上下波动;当进口含气率在10％～15％之间时，泵内局部区域的压力随进口含气率的增大而开始减小;当进口气体体积分数超过15％时，核主泵扬程和效率急剧下降，叶轮、导叶和泵壳内的压力均随着进口含气率的增加而下降。