核反应堆冷却剂循环泵是为冷却剂输送提供动力并将热量排出的设备,是核岛反应堆一回路压力边界重要组成部分,有核岛反应堆的“心脏”之称。目前核主泵制造的核心技术仍由少数几个国家垄断,在核主泵的设计制造技术空白,已经严重制约了我国核电事业的发展。为实现核主泵的制造国产化,通过CFD数值模拟软件CFX,应用RNGκ-ε湍流模型对某核主泵进行全流道三维数值模拟。获得叶轮表面压力分布规律,为核主泵叶轮结构分析与疲劳寿命评估提供了基础荷载数据。叶轮口环对核主泵的性能有着重要影响。本文分析了前口环间隙变化对核主泵整机性能、内部流动以及轴向力和径向力的影响。研究表明,随口环间隙增大,泵的性能均有所下降,轴向力增大。对比分析几种情况下的模态分析,不难发现,离心力及流场压力对核主泵叶轮的动力学特性影响很小,流体的阻尼对动力学特性影响较大。