核主泵是核电站里最关键的核动力设备之一,其功能是在系统充水时赶气,在开堆前循环升温,在正常运行时确保一回路冷却剂循环以冷却堆芯,在事故工况下阻止核事故扩大等。核主泵长期稳定安全可靠的运行对冷却剂输送、堆芯冷却、热量排出及防止核电站事故发生等极为重要。本文主要工作是围绕对各种事故工况下气-汽-液多相混合物的瞬态流动变化规律进行数值模拟,并利用五孔探针、压力脉动探针及振动仪器等对其进行试验研究。主要研究工作和创造性成果有：1.为了确保核主泵在变流量工况下可靠运行,采用数值模拟与试验相结合的方法对核主泵在瞬变工况下,不同叶片数与导叶片数及不同分流叶片进口直径的叶轮动力特性进行研究,结果表明：在变流量过程中,当叶片数为5片、导叶片为11片时,叶轮承受的径向力最小。分流叶片进口直径为0.72D2时,压力脉动在各工况下运行最小。2.针对核主泵在实际运行中会出现流量瞬变问题,先对核主泵在单相变流量过渡过程时内部水动特性进行研究,再分别对流量不变、含气量增加,含气量不变、流量增加及流量与含气量同时变化过渡过程下,对核主泵内部的气液两相瞬变流动规律进行深入的研究,得到了不同瞬变过渡过程中核主泵气液两相流动的瞬态水动力特性。3.为了解决核主泵对惰转过渡过程提出较高的要求,对比了常规惰转、线性惰转及带惰轮惰转等三种模型在停机过渡过程中水动力特性,得出带惰轮的惰转模型在停机惰转过程中的水动力特性最稳定的结论。在此基础上,分别对单相及气液两相混合工况下的停机过渡过程中水动力特性进行了深入的研究,得到了核主泵在停机过渡过程中,叶轮流道内的压力、速度、气体体积分数、涡量、径向力等变化规律。4.针对隐形空化对核主泵叶轮可产生较大危害的特点,阐述了隐形空化过渡过程中汽相的流动变化规律,提出了汽体体积分数随压力的降低呈现指数函数的变化规律。采用小波变换和傅里叶变换对核主泵在不同空化阶段的压力脉动进行了分析,发现在空化初生工况时,核主泵扬程波动频率主要以低频为主,叶轮流道内压力脉动的主频以转频为主,空化所产生的压力脉动对主频影响不明显；在空化发达工况,空化所诱发的压力脉动随空化发展对主频、次主频及脉动幅值的影响越来越大,扬程脉动频率中低频脉动为主；在空化严重工况时,扬程的脉动频率以无规律变化的脉动高频为主,同时包含近乎规律变化的脉动低频。5.首次基于CFD数值模拟与试验相结合的方法对核主泵失水气液两相混合工况下,含气量与空化之间的影响进行了研究,发现含气量对空化影响非常明显,在相同工况下空化区域随着含气量增加而变小。系统分析了气液两相混合工况下含气量对空化断裂工况的影响,发现含气量能延缓空化断裂工况发生。6.首次基于流固耦合技术对核主泵空化与叶轮最大变形量之问的关系进行探索,获得了不同空化阶段对应的叶轮最大变形量的瞬态脉动变化规律及叶轮径向力不平衡变化规律。首次在考虑气液两相的基础上,对流量或含气量的瞬变对核主泵结构静力学及模态分析的影响进行研究。得到了在流量不变时,含气量与核主泵叶轮最大变形量呈现线性变化关系；含气量不变时,叶轮最大变形量随流量增加而增大的结论。7.利用外特性测量设备、五孔探针、压力脉动探针及虚拟仪器对核主泵在各工况下进行系统的静态及瞬态内部流场及外特性测试。通过matlab与orign对试验数据进行处理并与数值模拟数据进行对比可知,试验结果与数值模拟结果总体趋势一致。故通过采用数值模拟与试验相结合的方法可以准确掌握核主泵在各工况下运行的内部流动规律。本研究结果为核电泵及其它气.汽-液多相流动泵的研究提供了理论基础。