中国核电建设和规划容量巨大,而核电机组设备的国产化也将制约着我国核电发展及“走出去”的战略部署,本文主要研究的大型压水堆核电站二回路主给水泵是我们少数未国产化的设备。岭澳二期核电站给水泵组(APA)由国外设备厂家供货,自投运以来,一直存在众多问题无法解决,为了一次性解决这些问题,我们直接对设备进行了国产化研究,而在主给水泵国产化过程中,通过CFD软件对给水泵压力级泵的流场,力学性能及验收条件进行研究分析。本文基于CFX软件,采用标准k-ε湍流模型和可升级壁面函数法对给水泵压力级泵内流场进行三维定常湍流计算,获得了叶轮、流道等关键部件内部流场的速度、压力分布,并通过模型计算机械密封冷却水套尺寸大小对冷却能力大小的影响。本文还利用ANSYS软件对泵轴进行结构静力学分析,并作出应力分布图,校核了各部件的强度;通过计算转子部件的临界转速,得到转子的自振频率,确认临界转速远离轴的额定转速,满足运行要求。本文设计的水泵需要在岭澳二期机组上得到应用,为了确定其可靠性,通过设计性能实验,对比原主给水泵在相同试验系统上的性能参数,验证主给水泵性能曲线与原主给水泵曲线吻合,性能一致,样机性能曲线与原主给水泵试验曲线的偏差均满足标准要求。通过分析研究,得到参考理论依据,并且安装到岭澳二期现场运行,各设计参数和性能表现满足现场的要求,为核电站给水泵国产化积累了经验。