目前我国正在大力引进和吸收AP1000核电技术，并要在AP1000核电基础上自主开发CAP1400核电，而作为核电站核岛中关键设备之一的核主泵设计及制造技术在我国尚属空白，这严重制约了我国核电的发展。在此背景下本文对AP1000核主泵过流部件进行水力设计和流固耦合的研究具有实际意义。　　 本文设计了AP1000核主泵的主要过流部件叶轮、导叶、蜗壳，采用数值模拟方法对核主泵进行了内流场研究和性能预测，对核主泵叶片的刚强度和振动特性进行了分析，采用流固耦合技术对流场和结构场间相互作用进行了研究。　　 本文主要工作及研究成果包括：　　 1.总结了核电和主泵的发展历程和研究现状，并进行简要分析，确定了本文的基本研究路线。阐述了混流式核主泵的设计理论，在此基础上对主泵叶轮、导叶、蜗壳进行了水力设计，确定主要结构参数；　　 2.运用Pro/E和ANSYS Workbench软件对主泵实体和流道进行三维实体建模及网格划分，并对流场、结构应力场耦合(流固耦合)计算的控制方程、离散求解方法和网格划分技术等进行了简要阐述；　　 3.对核主泵压水室的三种导叶和四种蜗壳设计方案进行定常流动数值模拟，并对计算结果进行对比分析。采用RANS雷诺时均方程进行数值求解，以标准k-ε湍流模型来封闭雷诺应力项，应用SIMPLEC算法进行不可压缩流动压力场的求解，实现了不同压水室设计方案下主泵的内流场数值模拟和性能预测；　　 4.运用CFX软件对主泵进行定常和非定常内流场计算。定常计算得出主泵定常内流场分布和叶片水压力，为单向流固耦合做准备；非定常计算得出主泵非定常内流场分布及叶轮和导叶相对位置变化对主泵性能的影响；　　 5.应用ANSYS Workbench软件，采用单向顺序耦合方法，对主泵叶轮、主轴和上飞轮进行静应力和模态分析，得到主泵的力学特性和模态振型，并对计算结果进行详细的分析。结果表明：主泵的最大等效应力产生在叶片压力面与轮毂接触处，大小为112.49MPa小于叶轮材料的许用应力；最大应变产生在叶片出口与轮缘交接处，大小为0.484mm；叶轮自由模态振频为294.5Hz，实际模态振频为306.9Hz，均远大于叶频145.8Hz，不会发生共振；　　 6.应用Workbench+CFX软件，对核主泵叶轮进行双向顺序耦合分析，得到主AP1000核反应堆冷却剂泵过流部件水力设计及流固耦合研究泵叶片和流场相互作用下的最终叶片变形和流场分布，与非定常计算的结果进行对比。结果表明：在双向流固耦合下各个叶片的变形均不相同，叶片的变形量沿轮缘到轮毂方向呈带状减小，最大变形为0.356mm；双向耦合计算得出的速度场与非定常计算得出的速度场基本一致，叶片静压略小于非定常计算得出的静压；扬程和效率与非定常相比略有下降。