CN103711910B - 核反应堆主循环泵密封装置用自补偿式应急组合密封 - Google Patents

Abstract

本发明属于密封领域，具体涉及一种遇高温介质能自动启动以实现其密封功能的核反应堆主循环泵密封装置用自补偿式应急组合密封。本发明包括耐热环，耐热环位于机壳缸体内且与主轴间构成套接配合关系，耐热环上和/或耐热环与主轴外周壁及缸体缸壁的其中之一间形成有供介质流通的通道，本发明还包括有活动部，活动部存在两种位置状态，当介质温度低于指定温度时，活动部处于原始位置，通道处于导通状态，当介质温度达到设定危险温度时，活动部动作并封闭所述通道。本发明所形成的自补偿式遇高温介质自动启动的组合密封装置，可以在核工业系统发生故障停车时，自动启动，实现密封功能，从而达到有效阻止核介质泄漏的目的，保护人身和财产安全。

Description

核反应堆主循环泵密封装置用自补偿式应急组合密封

技术领域

本发明属于密封领域，具体涉及一种遇高温介质能自动启动以实现其密封功能的核反应堆主循环泵密封装置用自补偿式应急组合密封。

背景技术

组合式密封装置是一种将不同结构形式、不同功能、不同材料的密封件，按照密封设计原理和材料特性有机组合在一起的密封装置，以实现如节流、多重密封等诸多功能。而在核工业领域中，对密封装置的要求更是尤为苛刻，一方面既要满足正常工作状态下的工况要求，保证设备的正常运转，另一方面又要满足高温、高压等特殊状态下的工作需要，以确保设备和人员的安全。

目前在核工业领域，正常工作时，工作介质的温度较低，如低于80℃时，常用的密封件和密封装置都能满足工况使用要求；然而，当系统发生故障停车时，工作介质温度会迅速升高，如果不采取相应保护措施，后续下级密封处的橡胶或塑料等材质的密封件就会直接接触到高温介质，致使其自身固有密封性能迅速下降，导致其密封失效，高温辐射介质泄漏，严重威胁到人身和财产的安全。如何寻求一种能用于高温、高压等特殊工况下的密封装置，尤其是遇到高温介质时其自身能够具备智能性和可控性，从而能实现可靠自隔离乃至自密封功能的密封隔离装置，为本领域技术人员近十年来所亟待解决的技术难题。

发明内容

本发明的目的在于克服上述现有技术的不足，提供一种结构合理而实用的核反应堆主循环泵密封装置用自补偿式应急组合密封，可有效确保高温、高压工况下器械的自隔离和自密封需要，其工作可靠性强而操作稳定可靠。

为实现上述目的，本发明采用了以下技术方案：

一种核反应堆主循环泵密封装置用自补偿式应急组合密封，包括耐热环，所述耐热环位于机壳缸体内且与主轴间构成套接配合关系，所述耐热环上和/或耐热环与主轴外周壁及缸体缸壁的其中之一间形成有供介质流通的通道，本装置还包括有活动部，所述活动部存在两种位置状态，当介质温度低于指定温度时，活动部处于原始位置，通道处于导通状态，当介质温度达到设定危险温度时，活动部动作并封闭所述通道。

所述耐热环外环面与缸体缸壁间形成密封贴合式套接配合关系且所述通道位于耐热环内环面与主轴外周壁间，所述活动部为耐热材质的搭口式密封环，所述活动部的一侧端面与耐热环端面构成贴合面；活动部为紧缩式的环形构造，其内环面的最大弹性回缩直径小于或等于相配合的主轴直径布置，活动部的两端部搭口端间固接有用于连接并撑开彼此的热熔性连接片，热熔性连接片的遇热融化温度小于或等于介质设定危险温度布置，活动部与热熔性连接片固接后所整体形成圆环体的内环面直径大于待配合的主轴直径。

所述耐热环的径向厚度大于通道呈封闭状态时的活动部外环面与缸体缸壁间距。

所述耐热环内环面与主轴外周壁间形成密封式的套接配合关系且所述通道位于耐热环与缸体缸壁间布置，所述活动部为耐热材质的搭口式密封环，所述活动部的一侧端面与耐热环端面间贴合设置；活动部呈膨胀式环形结构，其外环面的最大弹性回复直径大于或等于相配合的缸体缸壁布置，活动部的两端部搭口端间固接有用于连接并拽拉彼此的热熔性连接片，热熔性连接片的遇热融化温度小于或等于介质设定危险温度布置，活动部与热熔性连接片固接后所整体形成圆环体的最大外环面直径小于待配合的缸体缸壁直径。

所述耐热环的径向厚度大于通道呈封闭状态时的活动部内环面与主轴间距。

所述活动部外环面上周向凹设有环形凹槽，本装置还包括拉伸弹簧，所述拉伸弹簧沿环形凹槽的槽长方向顺延布置且拉伸弹簧两端部构成热熔性连接片的两端部的固接端。

所述活动部上的与耐热环配合端面处沿其轴向向内同心凹设有锥面部，所述耐热环上则相应凸设有与锥面部的具备相同锥度的锥台，所述锥台的弧面与锥面部间构成光滑面配合关系。

本装置还包括支撑环及挡圈，所述主轴呈沿介质流入方向直径由小到大布置的二段式的阶梯轴状，同时沿该介质流入方向于其主轴小轴径段依次套设支撑环、耐热环、活动部以及挡圈，所述挡圈与主轴轴肩构成挡位配合，支撑环与主轴间固接布置。

挡圈所用材质为热熔性材料，挡圈的遇热融化温度小于或等于介质设定危险温度；所述支撑环与耐热环间夹设有波形弹簧，所述波形弹簧的弹力方向与主轴轴线同向布置。

所述支撑环外形呈中空阶梯轴状，其内环面套设于主轴上且其大端面构成波形弹簧的支撑面，支撑环的小端部上径向穿设螺栓部，支撑环与主轴间构成螺栓固接配合。

本发明的主要优点在于:

1）、通过活动部与耐热环的配合结构，依靠活动部对于介质温度的敏感性，一旦介质温度超出设定危险温度，活动部即产生动作并封闭相应的介质流通通道；实际操作时，或通过传感类元件和机械部件结合实现对于活动部的温度探测目的，甚至可直接通过热熔性部件来起到温度感应目的。本发明的自补偿式遇高温介质自动启动的组合密封装置，可以在核工业系统发生故障停车时，依靠活动部的自动启动，实现密封功能，实际应用时或将其布置于现有密封组件之前，以起到对于传统密封部件的遇高温自动化隔绝作用，从而确保后续密封处的传统如橡胶密封圈等部件的自身工作能力，甚至还可直接将本发明单独使用，依靠对于活动部和耐热环的材质选择，比如以聚醚醚酮复合材料作为其材质来源，从而本发明自身即具有耐辐射、耐高温（长期使用温度高于250℃）、耐磨损等性能特点，以使其满足核工业领域密封件的性能要求，进而达到有效阻止核介质泄漏的目的，保护人身和财产安全。

2）、实际上，具体而言，本发明至少有两者技术方案来同时实现上述隔热和遇热自启动密封目的，其一为：以耐热环内环面与主轴外周壁间形成所述通道，通过热熔性部件撑开搭口式密封环的两口部，使搭口式密封环膨胀，进而使搭口式密封环与主轴间同样留出缝隙，该缝隙平时作为连接上述通道与机壳内部介质腔道之用，以当系统出现故障停车，介质温度急剧升高，热熔性部件遇热融化，搭口式密封环的口部失去支撑物从而在弹性作用下回缩，最终箍紧主轴，上述缝隙消失，也就隔断了介质的流通路径，以与耐热环的环体共同起到密封隔离高温介质的目的；同样的，当耐热环与主轴间形成密封而耐热环外环面与缸体缸壁间存在所述通道时，只需将搭口式密封环设置成膨胀环，并以热熔性部件拽紧搭口式密封环的两口部，从而使搭口式密封环被迫的缩小口径，此时搭口式密封环外环面与缸体缸壁间的缝隙即可流通介质，当介质温度提升至设定的危险温度时，热熔性部件融化，搭口式密封环再无限制，从而在自身弹性作用下弹开，其外环面紧紧面贴合在缸体缸体处，上述位于搭口式密封环与缸体缸壁间的缝隙消失，同样可完成介质隔离密封效果。其整体结构可实现性高，依靠纯机械部件的完美结合，从而起到遇热自启动的自密封作用，可彻底阻断高温介质进入下级密封通道的可能性，从而也就从密封性方面完全杜绝了核级高温介质的泄漏的可能性，其工作安全可靠。

3）、对于第二组实现结构，也即膨胀性的搭口式密封环结构配合具备拽拉功能的热熔性连接片的构造，考虑到仅以热熔性连接片难以直接固接搭口式密封环，此处通过设置拉伸弹簧，依靠拉伸弹簧与布置于搭口式密封环外周壁处的环形凹槽的嵌设效果，一方面，此时拉伸弹簧的簧身完全箍紧搭口式密封环并施以搭口式密封环以箍紧力，从而压迫搭口式密封环来起到缩小其环体口径的目的，另一方面，以拉伸弹簧的两端钩部，可实现对于热熔性连接片的端部连接目的，其工作稳定性高而箍紧效果明显。

4）、鉴于套设于主轴上的各部件的工作稳固性，各耐热环以及活动部等都应当轴向实现紧固效果；为确保活动部自身的活动能力和密封效果，此处于耐热环的与活动部贴合面处凸设锥台，并同样的在活动部相应面处下凹布置锥面部，在拉伸弹簧上的热熔性连接片遇到高温介质熔化后，活动部在封闭通道实现介质断流时，在介质的自身压力作用下，由于上述锥面构造，活动部在自身膨胀的同时亦始终在介质压力等外界力作用下紧贴耐热环，从而保证了两者的互为贴合和密封效果，以在实现通道密封的同时，避免因搭口式密封环膨胀而出现其内环面与主轴间产生间隙的可能，其密封可靠稳定。

5）、对于耐热环与活动部间的贴合效果，实际操作时以紧密贴合为准；具体实现时，可不仅仅的满足于依靠介质压力开提供上述两者的贴合动力，同时还可通过设置波形弹簧，从而一方面使搭口式密封环左侧承受低压侧介质压力的同时，位于耐热环右侧处的波形弹簧同样与高压侧高温介质一同施予耐热环以右侧压力，进而起到多方向的稳固施力效果，最终确保耐热环与搭口式密封环的环体贴合面的紧密贴合目的。

6）、支撑环及热熔性材料制作的挡圈的设置目的，一方面是在介质处于普通工作环境下时，确保沿主轴依次套接布置的耐热环及活动部的相对位置稳定性，另一方面，则是在介质产生升温现象后，一旦介质突破设定的危险温度，挡圈同热熔性连接片一样遇热融化，此时耐热环及活动部的相对位置不再过渡紧密，这样，耐热环和活动部间不但可产生促使活动部作必要动作的活动余量，同时上述两者相对间的位置固定转而由缸体缸壁、波形弹簧和介质压力共同作用来实现，其结构精巧而工作可靠性高，可有效的实现其预定工作目的。

附图说明

图1为本发明处于通道导通状态也即介质处于正常温度下的其中一个实施例的工作结构示意图；

图2为本发明处于通道封闭状态也即介质处于设定危险温度状态下的其中一个实施例的工作结构示意图；

图3为活动部的正面视图；

图4为图3的结构剖视图；

图5为拉伸弹簧与热熔性连接片的连接结构图；

图6为耐热环的结构示意图。

图中标号与各部件的对应关系如下：

a-缸体b-主轴10-耐热环11-锥台20-活动部21-环形凹槽30-热熔性连接片40-拉伸弹簧50-支撑环60-挡圈70-波形弹簧80-螺栓部

具体实施方式

为便于理解，此处结合图1-6对本发明的具体结构及工作流程作以下描述：

参见图1，本发明的具体实施例是在随主轴b一起旋转的轴套上自左而右（实际以按压力升高方向也即介质流通方向的反方向为准）依次布置挡圈60、搭口式密封环（也即活动部20）、补偿环（也即耐热环10）、波形弹簧70、支撑环50，带有热熔性连接片30的拉伸弹簧40紧紧箍在搭口式密封环上。在系统正常运行工况下，也即介质温度低于80℃时，各组件随主轴b一起旋转，介质通过搭口式密封环和缸体a的间隙由高压侧流向低压侧。当系统出现故障停车，介质温度急剧升高，挡圈60以及拉伸弹簧40上的热熔性连接片30遇到高温介质（通常高于220℃）熔化后，一方面其融化物随介质向低压方向流走，同时，拉伸弹簧40的连接被迫断开，如图2所示，此时拉伸弹簧40对搭口式密封环的箍紧作用消失，搭口式密封环依靠自身的弹性张开从而使其外环面紧贴缸体a缸壁，补偿环上的锥台11弧面在波形弹簧70和介质的压力作用下同样紧贴在搭口式密封环的锥面部上，最终起到贴合密封作用，从而彻底阻断了高温介质进入下级密封通道的可能，防止了核级高温介质的泄漏。

搭口式密封环是上下搭接口结合的形式，自由状态存在开口间隙，如图3-4所示搭口式密封环选用开口端呈交错排列的密封环结构，从而使其整个环体在自由状态下实现环体全封闭效果；其外径略大于缸体a缸径，外圆上有半圆形的环形凹槽21，朝向高压侧的端面上有部分锥面，锥面的粗糙度为Ra0.4～0.8；拉伸弹簧40箍在搭口式密封环的外圆上，使搭口式密封环呈完整的圆形环状体，用以装配在主轴b上，并与缸体a缸壁间存有一定的间隙。该搭口式密封环在实际制作时，可采用特种配方的聚醚醚酮复合材料经机械加工制得，针对其实际使用情况，通过对该复合材料进行特殊配方设计，经混合、冷压预成型、热压、冷却脱模、后处理等工艺制造而成，以使其具有特定环境下的耐辐射、耐高温、耐磨损、高韧性等性能特点，以能够满足其密封环自动启动、耐高温介质、耐环境辐射、耐摩擦磨损等功能性的要求。

参见图5所示，实际设计时，拉伸弹簧40的两侧是呈水平、垂直方向的挂钩，热熔性连接片30可设计成弧形连接片结构，依靠布置于其两端部的大于弹簧丝径的孔挂在拉伸弹簧40的两端挂钩上，从而将拉伸弹簧40连接在一起以紧紧箍在搭口式密封环的外圆上。热熔性连接片30可采用改性尼龙材料，经注塑工艺加工制得，具有耐辐射、低熔点、高流动性等特性，更可使其在高于180℃的温度下呈流动态，以满足在高温介质下熔化流动的功能性要求。

如图6所示，补偿环也即耐热环10的面朝搭口式密封环的一侧端面为锥形斜面，该锥形斜面的锥度与搭口式密封环的斜面锥度相同，补偿环处的锥形斜面的粗糙同样为Ra0.4～0.8，从而在波形弹簧70和介质压力的双重作用下，能与搭口式密封环的斜面时刻的贴合在一起，以阻隔介质沿二者间的缝隙的流动效果，最终达到隔离密封作用。

Claims (10)

1.一种核反应堆主循环泵密封装置用自补偿式应急组合密封，其特征在于：包括耐热环(10)，所述耐热环(10)位于机壳缸体(a)内且与主轴(b)间构成套接配合关系，所述耐热环(10)与主轴(b)外周壁及缸体(a)缸壁的其中之一间形成有供介质流通的通道，本装置还包括有活动部(20)，所述活动部(20)存在两种位置状态，当介质温度低于指定温度时，活动部(20)处于原始位置，通道处于导通状态，当介质温度达到设定危险温度时，活动部(20)动作并封闭所述通道。

2.根据权利要求1所述核反应堆主循环泵密封装置用自补偿式应急组合密封，其特征在于：耐热环(10)外环面与缸体(a)缸壁间形成密封贴合式套接配合关系且所述通道位于耐热环(10)内环面与主轴(b)外周壁间，所述活动部(20)为耐热材质的搭口式密封环，所述活动部(20)的一侧端面与耐热环(10)端面构成贴合面；活动部(20)为紧缩式的环形构造，其内环面的最大弹性回缩直径小于或等于相配合的主轴(b)直径布置，活动部(20)的两端部搭口端间固接有用于连接并撑开彼此的热熔性连接片(30)，热熔性连接片(30)的遇热融化温度小于或等于介质设定危险温度布置，活动部(20)与热熔性连接片(30)固接后所整体形成圆环体的内环面直径大于待配合的主轴(b)直径。

3.根据权利要求2所述核反应堆主循环泵密封装置用自补偿式应急组合密封，其特征在于：所述耐热环(10)的径向厚度大于通道呈封闭状态时的活动部(20)外环面与缸体(a)缸壁间距。

4.根据权利要求1所述核反应堆主循环泵密封装置用自补偿式应急组合密封，其特征在于：所述耐热环(10)内环面与主轴(b)外周壁间形成密封式的套接配合关系且所述通道位于耐热环(10)与缸体(a)缸壁间布置，所述活动部(20)为耐热材质的搭口式密封环，所述活动部(20)的一侧端面与耐热环(10)端面间贴合设置；活动部(20)呈膨胀式环形结构，其外环面的最大弹性回复直径大于或等于相配合的缸体(a)缸壁布置，活动部(20)的两端部搭口端间固接有用于连接并拽拉彼此的热熔性连接片(30)，热熔性连接片(30)的遇热融化温度小于或等于介质设定危险温度布置，活动部(20)与热熔性连接片(30)固接后所整体形成圆环体的最大外环面直径小于待配合的缸体(a)缸壁直径。

5.根据权利要求4所述核反应堆主循环泵密封装置用自补偿式应急组合密封，其特征在于：所述耐热环(10)的径向厚度大于通道呈封闭状态时的活动部(20)内环面与主轴(b)间距。

6.根据权利要求5所述核反应堆主循环泵密封装置用自补偿式应急组合密封，其特征在于：所述活动部(20)外环面上周向凹设有环形凹槽(21)，自补偿式应急组合密封包括拉伸弹簧(40)，所述拉伸弹簧(40)沿环形凹槽(21)的槽长方向顺延布置且拉伸弹簧(40)两端部构成热熔性连接片(30)的两端部的固接端。

7.根据权利要求6所述核反应堆主循环泵密封装置用自补偿式应急组合密封，其特征在于：所述活动部(20)上的与耐热环(10)配合端面处沿其轴向向内同心凹设有锥面部，所述耐热环(10)上则相应凸设有与锥面部的具备相同锥度的锥台(11)，所述锥台(11)的弧面与锥面部间构成光滑面配合关系。

8.根据权利要求4或5或6或7所述核反应堆主循环泵密封装置用自补偿式应急组合密封，其特征在于：本装置还包括支撑环(50)及挡圈(60)，所述主轴(b)呈沿介质流入方向直径由小到大布置的二段式的阶梯轴状，同时沿该介质流入方向于其主轴(b)小轴径段依次套设支撑环(50)、耐热环(10)、活动部(20)以及挡圈(60)，所述挡圈(60)与主轴(b)轴肩构成挡位配合，支撑环(50)与主轴(b)间固接布置。

9.根据权利要求8所述核反应堆主循环泵密封装置用自补偿式应急组合密封，其特征在于：挡圈(60)所用材质为热熔性材料，挡圈(60)的遇热融化温度小于或等于介质设定危险温度；所述支撑环(50)与耐热环(10)间夹设有波形弹簧(70)，所述波形弹簧(70)的弹力方向与主轴(b)轴线同向布置。

10.根据权利要求9所述核反应堆主循环泵密封装置用自补偿式应急组合密封，其特征在于：所述支撑环(50)外形呈中空阶梯轴状，其内环面套设于主轴(b)上且其大端面构成波形弹簧(70)的支撑面，支撑环(50)的小端部上径向穿设螺栓部(80)，支撑环(50)与主轴(b)间构成螺栓固接配合。