核电具有低污染物排放、节约能源、发电效率高、原料成本低等优点，随着和工程技术的不断发展，核电的安全性也是越来越高。把核电作为未来能源行业的一个重要发展方向已经成为世界范围内的共识。在我国的能源结构调整中，核电始终被给予厚望。目前我国核电自主化已经取得了优异成绩，但在核主泵等关键技术上仍然存在短板。核主泵(反应堆冷却剂泵组)是压水堆核电站中最关键的核岛一回路主设备之一，是核岛内唯一的旋转设备，其功能是驱动一回路中带有放射性的高温冷却剂连续循环，实现堆芯与蒸汽发生器之间的热能交换，从而产生高压蒸汽，经由汽轮机及汽轮发电机实现发电。核主泵的设计制造是我国核电自主化过程中遇到的一个重大技术难题，为了解决问题，相关研究人员务必投入更多的时间和精力深入研究，寻求解决途径。为了极大限度地保障核岛安全，核主泵的冷却功能不仅须要满足反应堆正常工作需要，也要能够经受得住各类事故工况的考验，例如断水、全场断电、破口、卡轴等严重事故。本文以小破口下卡轴事故工况下核主泵水动力特性为研究对象，研究事故过程中AP1000核主泵的响应情况，为优化改进核主泵提供重要依据。目前有关核主泵小破口事故的研究较多，但对卡轴工况下核主泵自身运行情况的研究较少。　　本研究主要内容包括：⑴对现有核主泵四象限的表达方式进行推导并介绍了归一化法表达方式，该方法简介准确地描述卡轴事故工况下核主泵外特性变化，是关于这一工况研究的理论基础；⑵对AP1000核主泵水力样机进行试验，发现卡轴事故的严重程度对叶轮由额定转速到彻底停转的过渡过程影响较大，而流量变化受卡轴事故严重程度的影响不大。泵腔上表面附近不同位置压力脉动初值、终值以及变化曲线几乎一致，只是振幅有所区别，而且早在叶轮彻底停转之前泵腔上表面附近压力值就已经降至最低值。小破口条件对卡轴事故发生后流量、叶轮转速的变化过程影响较小，对泵腔上表面附近压力脉动产生的影响主要在于压力脉动变化区间和振幅；⑶使用CFD模拟AP1000核主泵的卡轴事故发现，事故工况下核主泵外特性各参数变化趋势各异，动静叶片干涉频率降低导致叶轮出口处流速和压力的脉动频率降低，流速振幅逐渐增加、压力振幅逐渐减小，叶轮、导叶、泵腔内的流动逐渐紊乱，各过流部件内的涡流获得发展，漩涡程度加重，在某个时间段达到顶峰，之后漩涡逐渐发散，涡流程度下降；⑷使用CFD模拟AP1000核主泵在小破口下的卡轴事故发现，事故初期核主泵扬程、轴扭矩、功率变化具有滞后性小破口程度越严重则这种滞后性就越明显，事故过程中泵内内低于空化压力的区域（本文称为低压区）从泵进口向泵出口延伸，泵内空泡聚集区域（含汽率高于5%的区域）完全包含于低压区，且主要分布在叶片背面，叶轮内含汽率最高的部位在低压区与高压区的交界面处，随着卡轴事故的持续，泵内低压区和空泡分布区域不断缩小，缩小方向是朝着叶片进口背面靠近前盖板位置；小破口下卡轴事故中泵内液相流动受空泡破裂溃灭干扰在叶轮高低压区交界处发生混乱，泵内各处流速整体上呈下降的趋势，但是下降幅度和震荡情况各不相同，事故发生以后核主泵叶轮对流体做功能力的变化过程与无小破口条件时基本一致但也存在较小区别，同样，小破口下卡轴事故中叶轮径向力合力变化过程与无小破口条件时相近，只是在事故的前0.1s内存在先陡降后陡增的过程。