1、核反應(yīng)堆冷卻劑泵（又稱核主泵），被譽(yù)為是核電站的“心臟”，在各種核設(shè)施的安全等級(jí)分類中，屬于核安全一級(jí)設(shè)備。為保障反應(yīng)堆堆芯的熱量被及時(shí)帶走，確保核主泵在惡劣的工作環(huán)境下長期穩(wěn)定運(yùn)行，核主泵無淪是在設(shè)計(jì)上還是制造上都有著更高的要求。當(dāng)前，雖然我國已經(jīng)引進(jìn)了三代核主泵，也正在消化吸收與自主設(shè)計(jì)，但是其關(guān)鍵過流部件的設(shè)計(jì)與制造技術(shù)仍被少數(shù)幾個(gè)核大國壟斷，這對(duì)我國核電事業(yè)的大力發(fā)展造成嚴(yán)重制約。因此，深入研究核主泵高效高可靠水力模型的構(gòu)建，對(duì)

2、我國核電事業(yè)的進(jìn)一步發(fā)展具有深遠(yuǎn)的意義。
　　基于結(jié)構(gòu)安全可靠性的考慮，核主泵泵殼在結(jié)構(gòu)上設(shè)計(jì)成近似球形的形狀。前期研究表明，這種類球形蝸殼結(jié)構(gòu)以及出水管的布置方式，是三代核主泵內(nèi)水力損失較大的主要原因之一。不同導(dǎo)葉包角與出口相對(duì)位置直接影響到導(dǎo)葉與蝸殼的配合。導(dǎo)葉包角過大會(huì)增加液流的沿程摩擦損失，從而降低泵的水力效率;反之，導(dǎo)葉包角過小，則降低了葉片對(duì)流體的控制能力和液流的穩(wěn)定性，也不利于提高泵的效率。鑒于此，本文在前人研究基礎(chǔ)

3、上，采用試驗(yàn)設(shè)計(jì)、近似模型和全局優(yōu)化算法相結(jié)合的優(yōu)化策略，專門針對(duì)導(dǎo)葉包角與出口相對(duì)位置進(jìn)行了優(yōu)化，獲得了較優(yōu)的包角值與出口相對(duì)位置，減少了流動(dòng)損失，提高了核主泵的效率。
　　葉輪出口與導(dǎo)葉入口之間的交互效應(yīng)，也是影響核主泵水力性能的重要原因。因此，在對(duì)導(dǎo)葉與蝸殼交互效應(yīng)優(yōu)化的基礎(chǔ)上，本文采用多學(xué)科優(yōu)化軟件Isight對(duì)本文所使用的優(yōu)化策略進(jìn)行集成，并且通過程序語言python進(jìn)行界面開發(fā)，對(duì)集成的優(yōu)化平臺(tái)進(jìn)行封裝，初步構(gòu)建了核主