我国引进的AP1000三代核电技术的反应堆冷却剂泵(简称核主泵)采用变频启动方式,不同于其它核电技术。在AP1000启动过程中,核主泵的运行温度发生显著变化,导致其物性参数大幅变化。为保证启动过程安全,核主泵的最高转速被限制为88%额定转速,但关于其设定方法未见文献报道。为此,根据AP1000启动过程的参数设定,针对自主设计水力模型展开核主泵启动过程水力特性研究,探索核主泵启动过程最高限制转速的设定方法。采用湍流模拟方法研究了核主泵启动过程中流场的压力脉动特性。利用混合网格技术对模型各个部件进行了网格无关性验证,得到了合适的网格数量及良好的网格质量,并依据缩尺模型的外特性试验数据对计算结果可靠性进行了初步验证。流场统计分析表明:当核主泵运行温度升高,叶轮及导叶流道的压力分布更为均匀,叶轮和导叶之间的动静干涉强度减弱,而压水室的压力脉动强度整体上有所增强;当转速提高,叶轮出口的压力整体增强,局部高压和低压区的面积变大,压水室内的压力能增大,动静干涉处的脉动强度增强。结合基于相似定律的理论推导与湍流模拟方法得到了核主泵启动过程中水力及水动力性能的变化规律。结果表明:在AP1000的升温过程中,核主泵的扬程和效率受物性变化影响较小,而轴功率和载荷受物性变化影响较大;轴功率和轴向力随转速提升至最高限制转速时达到第一个峰值点,此后随温度升高而回落,最后随转速升至额定转速时达到第二个峰值点。因此有必要对核主泵启动过程的最高转速进行限制。基于载荷和功率安全考虑,推导了核主泵启动过程最高限制转速的设定方法,经AP1000的现行参数和数值计算结果的验证,发现基于载荷安全的设定方法是可行的。进一步得到CAP1400核主泵在启动过程最高限制转速的设定值,为我国自主设计CAP1400主泵的启动过程中最高转速设定提供参考依据。