我国自主研发了第三代核电技术“华龙一号”（HPR1000）,该项核电技术和传统的二代核电技术相比,兼具能动与非能动的优势。在HPR1000中,反应堆冷却介质通过蒸汽发生器换热后由双段弯管进入核主泵内,使得核主泵入口产生畸变入流,从而对核主泵性能及系统运行产生不利影响。而之前国内外对核主泵的研究,很少有能考虑到蒸汽发生器下封头以及出口弯管对其性能的影响,并且对弯管中畸变流动的发展规律缺少量化统计。为此,本文采用数值计算和实验相结合的方法,全面考虑核主泵与蒸汽发生器、进口双弯管之间的耦合效应,研究蒸汽发生器以及入口弯管对核主泵水力性能和内部瞬态流动的影响。首先,本文根据三种入流条件选取了三种数值计算流体域模型,并得到了定常结果和系统瞬态流场,将ZH-65型蒸汽发生器与核主泵进行了合理的缩比,对全流体域几何结构进行建模和网格划分,并通过网格无关性验证确定了合适的网格数量。在均匀入流工况下,将缩比模型泵定常计算结果与试验结果进行对比,数值计算结果与试验结果取得良好的一致,验证了所选取计算模型及数值参数设置的准确性。其次,对泵入口前流场进行了分析。在入口管中取不同截面探究管路中流动的发展规律,得到了入流畸变管路变化曲线。结果表明,蒸汽发生器下封头出口处流动已受到扰动,在两个弯肘中产生明显的Dean Vortices。泵入口产生周向非均匀的压力梯度,入口流场的圆周对称性被破坏。较大尺度的入流畸变主要是由入口弯管产生,更易受到结构变化的影响,并且畸变规律更加明显,其沿流动方向显示出更明显的无序趋势,其在局部有微弱波动,但整体呈现出稳定趋势。下封头使得弯管入口流动受到中小尺度扰动。此外,入流畸变使得叶轮流道内产生周向不均匀的流量分配,从而造成压力在叶片进口处的周向不均匀性。核主泵性能受到入流畸变影响较大,设计工况下扬程下降4%,效率下降4.2%,而在1.3Q_opt工况扬程与效率下降均达到15%,并且下降率随流量增大而增大。最后,在定常计算基础上对额定工况下泵内部瞬态特性进行了分析。畸变入流工况下,叶片进口监测点1倍叶频脉动峰值要远大于均匀入流工况,这种差异也出现在高于5倍叶频范围内,压力脉动主要受到入口流动畸变的影响,流动结构更加不稳定。由于压力分布不对称,叶轮上的径向力和轴向力波动幅值均有增大,波动更加剧烈。畸变入流工况下,叶轮内部出现了较大分布范围和尺度的涡,并且涡群的发展具有自相似性,占据流道一侧,降低了叶片的工作性能。