[发明专利]一种耐磨减摩抗辐照老化的核主泵机械密封的副密封结构

说明书

一种耐磨减摩抗辐照老化的核主泵机械密封副密封结构，属于核电装备制造领域。该副密封结构包括三元乙丙橡胶O形圈、双Δ通道密封圈和轴套表面硬化层，橡胶O形圈与双Δ通道密封圈构成副密封，双Δ通道密封圈与轴套表面硬化层构成的副密封配副。双Δ通道密封圈为聚芳醚树脂基复合材料，基体为聚醚醚酮、聚醚酮、聚醚醚酮热塑性树脂，固体润滑剂为石墨、碳纳米管和石墨烯，采用模压成型制备；副密封配副为WC‑Ni硬质合金涂层、碳氮化铬涂层或渗氮层等表面硬化层，采用强流脉冲离子束辐照改性的热喷涂、高功率脉冲磁控溅射沉积和等离子体低温渗氮制备；在高温高压高放射性水中具有稳定的低摩擦系数和高耐磨性，提高了机械密封系统追随性和可靠性。

技术领域

本发明涉及一种耐磨减摩抗辐照老化的核主泵机械密封副密封结构，属于核电装备制造领域。

背景技术

核电站反应堆冷却剂主循环泵简称核主泵，是核岛中关键的连续转动设备，其功能是驱动核岛内高温高压高放射性冷却剂循环，将反应堆芯核裂变的热能传递给蒸汽发生器产生蒸汽，推动汽轮机发电。核主泵机械密封系统由三套串联的流体静压机械密封或流体动压机械密封构成，作为反应堆冷却剂系统的防护屏障，主要功能是在各种工况下控制冷却剂沿核主泵泵轴向外泄漏，通过可控制的泄漏率将核主泵系统的高温高压条件降低到环境条件，防止放射性物质释放。

具有轴向补偿能力的密封环与轴套之间的副密封及其配副是核主泵机械密封系统中除端面密封的另一重要部件，一方面要保证冷却剂在温度120℃、压力16.0MPa下密封，另一方面要允许补偿环具有轴向和周向自由度，以补偿密封端面的振动与偏摆，保证端面密封的追随性，同时要能承受突然断电等瞬态工况，阻止冷却剂泄露。目前核主泵机械密封系统的副密封及其配副包括橡胶O形圈和聚四氟乙烯复合材料双Δ通道密封圈构成的副密封，及具有碳化铬表面涂层的不锈钢轴套构成的副密封配副。橡胶O形圈具有高弹性，可补偿和吸收因外界振动及启停时引起的密封端面的倾斜和轴的摆动，保证角振动和轴向振动保持在较低值，通过其自身的初始压缩量以及冷却剂压力作用所产生的变形起到密封作用，同时聚四氟乙烯复合材料双Δ通道密封圈与不锈钢轴套配副表面接触可降低摩擦阻力，保证机械密封系统的追随性。

但是，双Δ通道密封圈所用的聚四氟乙烯复合材料抗蠕变性能差，易冷流，且耐辐照性能有限，在高温高压高放射性中易产生永久变形和辐照老化，特别是在水作为冷却剂的润滑下耐磨性能差。聚四氟乙烯复合材料双Δ通道密封圈与不锈钢轴套配副间可能出现相对静止、部分滑移、不连续滑移和完全滑移等复杂的微动接触状态，引起聚四氟乙烯复合材料双Δ通道密封圈和不锈钢轴套配副的过度磨损和破坏，导致整个机械密封系统的失效，危及机械密封稳定运行。1982年，美国电力研究协会的“Main-Coolant Pump Shaftseal Reliability Investigation”报告对美国商用核电站的机械密封系统失效模式进行了总结，其中90％的轴套与副密封接触部位发生过度磨损和破坏，50％的副密封由于过压挤出和磨损而发生破坏。1987年，印度核电站使用的核主泵机械密封的失效分析发现，聚四氟乙烯复合材料双Δ通道密封圈存在严重的挤压变形和磨损减薄，造成O形圈剥层磨损破坏，导致机械密封发生泄漏。我国核电站核主泵机械密封系统发生的泄漏流量异常，现场检查维修发现轴套与副密封接触部位表面发生了异常磨损。2016年，美国西屋公司的“Developments in Reactor Coolant Pump Seal Enhancements Including Post-Fukushima Solutions”报告指出，核反应堆冷却剂泵密封组件通常会出现双Δ通道密封圈的严重磨损和一级密封插入件对偶面的微动磨损，通过选择双Δ通道密封圈材料和适当的副密封配副，优化耐磨减摩的副密封设计。

因此，优选具有耐磨减摩抗辐照老化特性的核主泵机械密封副密封及其配副，用于核主泵机械密封制造，以满足核主泵高温高压高放射性使役环境需求，可有效延长核主泵机械密封寿命，减少维修频率，节约运行成本，同时有望缓解装配事故造成的装填燃料断电延期等问题。

发明内容