郑嘉榕 文 学 杨全超 向先保 孟祥铠

(1.福建福清核电有限公司 福建福清 350318；2.浙江工业大学过程装备及其再制造教育部工程研究中心 浙江杭州 310032)

核主泵用流体动压型机械密封起到防止核主泵内含有放射性物质的高温、高压水的泄漏，其安全性和可靠性对核电站的安全稳定运行具有重要的影响[1-8]。核主泵用机械密封第三级辅助密封圈安装于静环组件与密封法兰(插入件)之间，起到防止水沿两者间的缝隙泄漏的作用，并兼有吸振的功能，是核主泵用机械密封的关键辅助部件。现场使用发现，经过一定的使用周期后，机械密封插入件与O形密封圈接触部位出现了严重的磨损，影响了机械密封的正常工作状态，致使第三级密封前压力升高，泄漏率升高，严重影响了核电站的安全运行。

针对核主泵机械密封辅助密封圈，刘莹等人[9]采用SRV摩擦磨损试验机对三元乙丙橡胶与具有DLC涂层的钢配偶件进行対磨，获得了密封材料的摩擦因数随润滑状态、载荷、温度及滑动速度的变化规律。郑金鹏等[10]建立了辅助密封圈的有限元分析模型，研究了位移幅值、密封介质压力、压缩率及摩擦因数等对其微动特性的影响，指出O形密封圈在黏着状态下的综合性能最佳。廖传军等[11]针对核主泵用流体静压型机械密封中的O形密封圈，系统探讨了其初始压缩和受载压缩2种状态下几何与力学特性的分析模型和计算方法，结合轴封系统，给出了O形密封圈结构参数、接触几何参数和力学参数的计算方法。……