本发明涉及一种核主泵隔热装置流固耦合温度场测试装置，包括壳体，壳体内设有支撑筒和导叶筒，导叶筒与壳体之间为热水腔，热水腔用于供高温水循环。转子组件转动连接于壳体内，并位于支撑筒内，端部与电机相连。隔热装置套设于支撑筒外周，并位于导叶筒内，隔热装置与支撑筒之间还设有折流装置，通过折流装置在壳体、转子组件、支撑筒和隔热装置间形成冷却腔，冷却腔用于供冷水循环，测温组件设于壳体外周，端部与冷却腔、热水腔和隔热组件多点位接触，用于测量任一点位的温度信息，将实际测得的温度信息与计算所得的理论数据进行对比，通过优化隔热装置的仿真模型对理论数据进行修正，进而优化隔热装置的结构设计，保证核主泵的使用可靠性。