先进的压水堆核电厂建设是我国应对气候变暖和能源问题所采取的重要战略决策之一，确保核电厂的安全也是核电技术推广的首要任务。余热排出泵是余热排出系统的重要组成部分，是关键的核动力设备之一。随着科学技术的迅速发展，目前我国在部分核三级泵产品上实现了自主生产制造，但在关键的核一级和核二级泵产品部分仍依赖进口。因此，开发具有自主知识产权百万千瓦级核电站关键核级离心泵对我国核工业的发展具有重要意义。　　空化，这一世纪难题，长期制约着水力机械行业的发展，不但影响了其稳定运行和可靠性，还限制了水力机械的高效运行范围和小型化的实现。为了获取余热排出泵叶轮内空化流动特性，本文首先采用理论分析、数值模拟和性能试验相结合的方法对常温常压下余热排出泵水力样机内部的空化流动特性进行了研究，然后对工程样机在核岛内正常运行条件及小破口失水事故工况下的空化性能进行数值计算，从而分析在高温高压条件下余热排出泵叶轮内流动规律、空化问题及空化对其性能的影响。本文的主要工作和成果如下:　　1.简要介绍余热排出泵特征、小破口失水事故、核电泵空化流动及其国内外研究现状，掌握其运行原理及工作条件，其运行环境压力为2.8MPa，环境温度为180℃。　　2.构建余热排出泵水力样机的数值模型，对其在常温常压下进行单相流多工况数值计算，分析其内部静压场、速度场及湍动能分布并预测其性能。数值计算结果表明:小流量和设计流量下，叶轮流道内及导叶进口处出现了流动分离，并伴随有旋涡;大流量工况下，叶轮内流动变得均匀，导叶进口处流动得到改善，导叶出口处旋涡继续存在。　　3.对其水力样机进行外特性试验，验证单相流数值计算的准确性。预测的性能曲线与试验性能曲线基本吻合，设计点处扬程相对误差为1.3％，流量范围内扬程的相对误差在5％以内。表明余热排出泵水力样机单相流数值计算具有较高的可信度，可以将单相流定常的计算结果作为定常空化计算的初始值。　　4.在水力样机单相数值模拟的基础上，通过加载空化模型对其内部空化流动进行数值计算。揭示了各个流量下水力样机发生空化时的内部流场特征，分析了不同工况下余热排出泵水力样机的空化性能，主要结论有:　　(1)小流量工况下，随着装置空化余量逐渐降低，叶轮流道内静压和空泡分布逐渐变得不均匀;从空化性能曲线来看，扬程先缓慢下降，到某一临界值处发生突降。　　(2)设计流量工况下，随着装置空化余量的降低，个别流道内的空穴长度存在先增大后减小再增大的变化规律。在空化发展阶段，叶轮流道内静压和空泡分布呈均匀对称分布;扬程变化规律与小流量工况下一致。　　(3)大流量工况下，空化由初生到发展过程中，各叶片流道静压和空泡呈不均匀分布，在空化严重阶段，叶轮流道内空泡分布变得均匀;扬程在突降前基本维持一定值。　　5.基于水力样机空化数值计算时所采用的空化模型和湍流模型，首先对其工程样机在实际正常运行工况时的空化流动进行数值模拟，然后假定环境温度不变，通过减小进口压力值，对小破口失水事故工况下余热排出泵的空化流动进行数值计算。数值计算结果表明:在正常实际运行条件下，余热排出泵不会发生空化;但由于发生小破口失水事故造成环境压力急剧下降时，当环境压力降低至一定值后，余热排出泵会发生空化，空化发生的初始压力为1.143MPa左右。不同环境压力下，在流场中的不同位置，空泡区域的大小及体积分数各不相同。