核主泵密封口环间隙泄漏流会与过流部件主流流道形成交互作用,进而影响核主泵内部载荷,带来不稳定的瞬态流动,给核主泵的安全可靠性带来致命的威胁。为此本文利用RNG k-ε湍流模型来数值求解CAP1400核主泵三维内部流场,并分析密封口环间隙对内部非定常流动特性的影响,该数值方法得到了试验验证。研究结果表明:密封口环间隙流会很大程度上影响核主泵动叶与导叶之间的压力脉动干涉,还会通过叶轮上盖板腔室反馈到叶轮进口,并且增大相应频域上的压力脉动幅值,其最大增幅可达到74.5左右,同时还会导致叶轮叶片径向载荷发生周期性突变,影响核主泵的安全可靠性。