反应堆冷却剂主循环泵(即“核主泵”),是核电站一回路系统中唯一旋转设备,也是核电最关键的核动力设备之一。在失水事故工况下,由于压力的降低导致核主泵叶轮内部出现空化,不仅会增加核主泵及系统管路的振动,增加一回路系统设备的安全隐患;而且还将会降低核主泵的输出压力,无法提供压力足够的冷却剂将堆芯内的热量带走,长时间运行会导致堆芯过热,严重时会使反应堆燃料棒融化。失水事故工况下可靠运行是衡量核主泵性能的重要指标之一。因此失水事故工况下研究核主泵空化问题具有重要意义。本文以CAP1400核主泵为研究对象,结合失水事故工况下核主泵出现空化时的特性,对现有水力设计方法及空化理论进行对比分析与研究,获得适用于失水空化工况的核主泵水力模型;在此基础上,对核主泵发生空化工况下的瞬态水动力特性进行数值模拟及试验。主要内容如下:1.查阅相关资料,介绍了空化、基本控制方程、湍流模型及空化模型等流体力学基础知识。在速度系数法和不等扬程理论的基础上采用层约束方法对核主泵模型进行水力设计及结构设计。2.为了有效控制汽泡运动规律,研究层约束位置对水力性能及汽泡的影响。研究结果表明:层约束位于核主泵叶片中间流线附近,可有效控制核主泵的水力性能。靠近核主泵叶轮前盖板的约束层设计的叶片相对未分层叶片更靠近流道中间流线,可有效阻隔叶轮内汽泡沿轴向的发展。因此,采用层约束可在牺牲部分水力性能的同时获得较好的空化性能。3.在失水事故核主泵瞬态空化过渡过程中,叶轮所承受的径向力呈12花瓣型分布;由于叶轮叶片与导叶叶片之间存在干涉,导致间隔90°分布的四个方向上存在双波峰的特点。在瞬态空化过渡过程中,空化对叶轮的轴向力影响较大,其主要原因是汽泡的运动及发展会影响叶片表面压力场分布,进而影响轴向力变化。4.通过研究空化过渡过程中核主泵叶轮内汽体总体积变化规律,发现在临界空化工况时叶轮内汽体体积分数呈现暂态稳定,随后叶轮内的汽体体积分数急剧增加;受空化初生工况下叶轮流道压力分布不均的影响,叶轮内部汽泡在各流道间呈非线性分布,随着空化程度加深,各流道内分布规律趋向一致;对于层约束叶片而言,汽泡主要集中在靠近后盖板一侧的下约束层叶片背面。5.核主泵模型泵具有效率高、高效区宽等优点,其流量-功率曲线具有明显的无过载特性。泵体在中截面上振动最小,偏离中截面后振动随之增大;隔舌附近的泵体在低频范围内振动尤为明显;对比不同流量时各监测点振幅变化情况可以发现在设计点时振动最小,模型泵设计合理;相较而言,泵体大流量工况下振动大于小流量工况,随着流量的改变各测点振动情况随之发生变化。6.模型泵随着流量减小,各测点位置压力变化与外特性流量-扬程曲线变化趋势保持一致。当模型泵运行在设计工况时,各测点的压力脉动均处于较弱的水平;偏离设计工况后内部流动状态恶化,压力脉动振幅增加。