核反应堆冷却剂泵（简称核主泵）作为核电站最重要的组成部分，也是核岛中唯一的旋转设备。核主泵能否高效运行是制约我国核主泵水力设计的关键因素之一。因此如何采用先进的水力优化设计方法设计出具有高效率的核主泵水力模型具有重要的工程意义。此外，核主泵的安全稳定运行对防止核电站核事故发生起着至关重要的作用，因此针对核主泵运行过程中所出现的不稳定现象，提出了偏移核主泵轴心的方法来研究不同偏心距下核主泵内部不稳定流动的发生及发展规律，为核主泵的稳定运行提供理论基础。　　本文采用试验研究与数值模拟相结合的方法，以最高效率为目标对AP1000核主泵叶轮主要参数进行正交优化设计，以优化设计后的模型泵制造样机进行了性能试验。同时研究了轴心偏移前后核主泵内部不稳定流动，建立了求解径向力的数学模型并分析了核主泵叶轮载荷分布情况。主要研究内容和创新点如下:　　(1)根据AP1000核主泵的主要设计参数，对核主泵叶轮、导叶、泵壳等过流部件进行水力设计并建立三维实体模型，并利用ICEM-CFD进行网格划分。同时根据核主泵模型的特殊性确定了相应的湍流模型、基本控制方程、边界条件等数值模拟方法。　　(2)首次基于CFturbo软件的快速建模与正交实验相结合的方法，分别研究了核主泵叶轮主要几何参数叶片进口安放角β1、出口安放角β2、叶片包角Φ、叶片出口宽度b2、叶轮进口直径D0、叶轮出口平均直径D2和叶片数Z等对模型泵水力性能的影响，综合各影响因素，得出了兼顾各项指标的最优参数组合。　　(3)对经过优化后获得的性能最优的水力模型按相似换算法换算成模型泵后制造出样机，对样机进行了性能试验与模拟对比分析，发现试验结果和模拟结果基本相符，验证了基于CFturbo软件和数值模拟相结合的正交水力优化设计方法是可行的。　　(4)针对试验过程中所出现的轴承体发热和口环磨损严重等问题进行了分析，认为造成上述问题的原因可能是由于径向力过大所致，通过分析计算可知核主泵径向力主要是由于泵体出水段的不对称造成的，为此首次提出了对核主泵轴心沿出口方向选择5个方案偏移来探究其对核主泵性能的影响。通过分析得知沿出口中心截面的方案3为最佳方案。　　(5)建立了不同偏心距下核主泵径向力求解的数学模型，分析表明在各工况下，叶轮内各监测点的压力脉动幅值在各偏心距下从叶轮进口到出口均呈现不稳定波动，偏心距在10mm～15mm时，核主泵在各工况下运行最为稳定。　　(6)获得了核主泵在各偏心距下，从小流量到大流量过渡过程叶轮所受径向力的变化规律，在0.4Qd工况下叶轮所受径向力主要均匀分布在叶片周围且在四个象限内所受力大致呈对称分布，当偏心距为10mm时，叶轮所受径向力最小且均匀对称;相对小流量及设计流量，大流量工况下叶轮所受径向力的偏移程度及变化梯度较小。