当前,在我国核电事业快速发展的背景下,核电重大装备国产化进程明显加快。核反应堆冷却剂泵,即核主泵,是核岛内唯一高速旋转的设备,被喻为核岛中的“心脏”,其可靠性直接影响到反应堆的安全运行,按照美国ASME核设备安全等级标准的界定,核主泵属于核安全一级。由于核主泵运行在高温高压及强辐射等恶劣环境中,研究高温高压冷却剂与水力部件相互作用规律对于核主泵设计制造及其安全运行显得尤为重要。目前的技术条件下,通过数值手段研究泵内流动规律已成为较可行的方法。本文采用滑移网格法对核主泵内非定常流场进行数值计算,分析核主泵在变环境下的流动规律,探究空化发生的临界条件及其对性能的影响。非定常流计算可以反映高速流动的瞬态特性。设计工况下核主泵叶轮以额定转速进行高速旋转,扬程随着叶轮的转动呈现出脉动现象,叶轮与导叶等其他静止部件存在着强烈的交互作用,在泵壳底部靠近出口段处,涡旋流动存在着随时间变化的局部低压区,表明泵内的流场具有较为复杂的非定常特性。针对压力泄露事故,文章通过改变环境压力对核主泵进行了三维非定常流场的计算,结果表明,环境压力的下降将导致泵内特别是叶轮叶片吸力面上压力的降低,存在低于当地饱和蒸汽压的可能；由于破口事故工况下核主泵内可能发生空化,那么寻求空化发生的临界压力条件则尤为必要。数值结果表明,在高于16.2Mpa的范围内,泵内无空化发生。从16.2Mpa开始,叶片的吸力面出现空化现象,主要首先出现在叶片的入口端。随着环境压力的下降,空化区域变大。在15.8Mpa的环境下,空化已比较严重,几乎覆盖了一半的叶片面积,导致水动力性能显著下降。通过非定常流场模拟方法,进一步确认了汽化发生的临界条件。