卞 伟

（中国原子能科学研究院，北京 102413）

0 引言

重水堆核电站的一回路循环系统主泵为轴密封泵，采用三级流体动压机械密封的方式进行密封，每一级密封结构基本相同，承担压差均为3.2 MPa 左右[1]。单级的机械密封副分动环与静环两部分，动环材质为碳化钨合金，静环材质为核级石墨，均为加拿大进口产品。动环与静环摩擦副凸台内圈和外圈均布有半圆形流体动压槽[2]，安装时的间隙大小主要通过动环座内的密封弹簧压缩量来调节。当主泵正常运行时，静环保持不动，动环随主轴高速旋转，通过热流体动力楔效应，两摩擦副凸台端面产生约为十几μm 的液膜，实现对一回路循环水的密封[3-7]。流体动压密封主泵的优点主要包括泄漏量小、抗干扰能力强等，其缺点则主要为设计制造较为复杂、对转速变化敏感等[8]。

核电厂主泵密封一旦发生失效，反应堆必须应急停堆进行维修[9]，对电厂造成较大的经济损失。同时，由于核电厂拆卸下来的失效样品大部分具有放射性，理化检验过程中需要充分考虑辐射屏蔽的问题，大大增加检验的难度，国内鲜有核电厂主泵机械密封失效分析案例方面的有关报道。

本研究通过对核电厂主泵实际运行中发生失效的机械密封环进行宏观形貌、断口宏微观形貌、金相组织、化学成分、硬度及尺寸测量等检测，结合密封环的操作和运行历史，查找密封环的失效原因，可有效地帮助核电运维人员理解机械密封的失效原因和模式，对核电厂运行安全、提高经济性具有较高的参考价值。……