核安全是核电站在核能利用过程中不可忽视的重要问题。作为核电站重要组成部分的一回路系统,与核能产生装置直接相连,其稳定运行关系着整个核电站的安全,因此对该系统在事故工况下瞬态流动变化的预测和动态安全性能的评估极为重要。本文以华龙一号核动力系统为研究对象,利用数值计算方法对核动力系统主要部件细管簇的流动阻力进行当量调节与匹配,建立了该系统三维闭式简化模型,为核动力系统主泵卡转子事故工况时主管路内部流态及重要参数变化的研究提供模型支撑,也为其他相似复杂部件的简化提供研究思路。主要内容和结论如下:（1）设计了一种易于控制流阻的圆弧渐缩渐扩式当量阻力元件,数值计算得到其单个、串联以及并联在圆管时,管内流体的流动特征及阻力特性。经对比验证得到,圆弧渐缩渐扩式阻力元件对圆管下游的影响更小,且其阻力更易于控制,因此选择该元件作为当量阻力元件。通过计算得到当量阻力元件元件长度L、缩径比d/D与阻力系数ζ及管内流动特性的关系为,排除雷诺数Re对元件ζ的影响,元件长度和缩径比越小,单个元件的ζ越小,中间轴向速度和湍动能的变化越大,下游流场恢复区长度越大。为了得到定量关系,忽略相关性较弱的元件长度,拟合验证了雷诺数大于3×107,缩径比在0.5～0.9范围时,ζ与缩径比的指数函数关系。最后,将两个结构参数相同的阻力元件串联发现,随串联相对距离a/D的增加,前面元件对后面元件产生的影响逐渐减弱;将相同结构参数的当量阻力元件并联时,圆管直径D1对总阻力系数ζ的影响不大;并联支路数n越多,总压降越大;支路数相同时,支路总截面积与总管路截面积的比越小,总压降越大。（2）揭示了用于简化复杂部件细管簇结构的U型弯管在不同结构参数下管内流体的流动特征和阻力特性。通过数值计算得到U型弯管内部流体流动特征,即在弯管0°～90°内,弯管外侧形成高压区,内侧形成低压回流区;在90°～180°内,弯管内侧出现低速区,且内侧管壁的湍动能大于外侧管壁湍动能。研究得到不同直径和半径比对U型弯管内部流动及ζ的影响为,半径比越大,不同角度截面之间的速度梯度越小,相同角度截面上呈轴对称分布的高速区区域逐渐向上扩散;当雷诺数大于3×107时,随半径比增加,ζ值先减小,然后逐渐趋于不变;直径增大,ζ值几乎呈线性减小;最后将数值计算结果拟合得到直径在416～680mm、半径比在1～2.5范围内ζ和结构参数的定量函数关系。将长度等于680mm,缩径比等于0.5的圆弧渐缩渐扩式局部阻力元件串联在直径为680mm,半径比为0.882,直管长度为9000mm的U型弯管之前时,相对距离大于3.5后,ζ不随相对距离的变化而变化,串联在弯管之后时,在直管长度小于9000mm范围内,ζ的变化无明显规律特征。（3）采用当量代替思想对核动力系统中的蒸汽发生器和反应堆压力容器细管簇结构进行了简化和动态调阻,满足系统压降要求。根据前期对当量阻力元件及U型弯管阻力特性的研究,并结合给定尺寸和压降要求,将蒸汽发生器内部简化为三根直径为680mm、长度为9000mm、半径比为0.882的U型弯管,并在弯管内部加入相对距离为1的5个缩径比为0.5和1个缩径比为0.7或0.65的当量阻力元件满足目标压降,两个方案对应相对误差分别为-0.84%和0.86%;将反应堆压力容器简化为两个直径为680mm、长度为5000mm、半径比为1的U型弯管,并在弯管中加入1个缩径比为0.7和1个缩径比为0.65或者仅加入1个缩径比为0.6的阻力元件来当量代替原模型流动阻力,两个方案对应的相对误差分别为-1.5%和-0.8%。将调节后的部件模型放在系统中计算验证得到的压降值与目标值之间的相对误差小于5%,说明通过该方法简化调阻的模型可以满足核动力系统要求。同理,也可以将当量流动阻力的思想应用于其他类似复杂细管簇结构的简化,具有一定的广泛性。