目前,国内在建和运行的反应堆核主泵均依赖进口,核主泵是我国核电技术自主化和设备国产化的瓶颈。核主泵作为反应堆一回路压力边界的组成部分,又是核岛内唯一的关键旋转设备,要求在高温、高压、放射性环境下长期、安全、可靠地运行,技术难度极高。本文针对核主泵在断电情况下的流动及振动特性开展了研究。本文围绕核主泵设计、制造等相关问题进行深入的调研,重点比较了美国ASME-III和法国RCC-M标准之间的区别,对国内外核电标准、安全评价、关键技术等的发展情况进行了综述,对国内核主泵设计、制造及标准建立具有一定的参考价值。采用Pro/E软件边界混合功能对核主泵叶轮叶片进行三维建模,用Ansys软件对叶轮、转子进行了模态分析,获得它们的固有频率及振动型式,并进一步计算了转子的临界转速、转动惯量等重要安全评价参数,为今后对转子系统的动力响应分析及地震响应分析奠定基础。通过核主泵的断电试验测得了瞬态振动、惰转流量、惰转转速等数据,得出了断电事故情况下核主泵流量、转速的惰转规律曲线以及轴承座、转轴的振动特性曲线,试验表明,断电事故对核主泵流动及振动都造成一定的影响,并对今后核主泵安全稳定运行存在潜在危害,试验结果有助于认识核主泵在发生断电事故时的运行特性;进一步对惰转流量曲线、惰转转速曲线进行了四次多项式拟合,拟合结果作为接下来流场模拟的初始条件输入。对核主泵全三维流场进行了模拟,得到了正常运行、偏离运行工况及断电事故工况下的泵内流动特性,获得了包括叶轮、导叶、泵壳、泵轴向切面、径向切面等的压力、速度矢量、粒子迹线等直观图形,研究表明,在叶片背面中下部靠近轮毂处存在低压区,此部位存在明显的回流及较大的流动损失,此正是泵内最容易发生汽蚀的部位,因此在设计时应引起足够重视;通过研究进一步获得了核主泵流量Q—压头H、流量Q—效率η等特性曲线,与试验特性曲线比较发现,在偏离运行工况时误差较大,这可能是在由于泵壳轴向进、径向出的特殊形状导致了在偏离运行工况时产生更多流动损失所致;再通过表面积分功能获得了叶轮轴向受力的变化情况,为核主泵的优化设计、安全评价及推力轴承的设计提供有价值的参考。