CN114922828A - 核电站主泵二号轴封高压条件下的可靠性评价方法 - Google Patents
核电站主泵二号轴封高压条件下的可靠性评价方法 Download PDFInfo
- Publication number
- CN114922828A CN114922828A CN202210485825.1A CN202210485825A CN114922828A CN 114922828 A CN114922828 A CN 114922828A CN 202210485825 A CN202210485825 A CN 202210485825A CN 114922828 A CN114922828 A CN 114922828A
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- shaft seal
- pressure
- main pump
- nuclear power
- preset
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Granted
Links
Images
Classifications
-
- F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
- F04—POSITIVE - DISPLACEMENT MACHINES FOR LIQUIDS; PUMPS FOR LIQUIDS OR ELASTIC FLUIDS
- F04D—NON-POSITIVE-DISPLACEMENT PUMPS
- F04D15/00—Control, e.g. regulation, of pumps, pumping installations or systems
- F04D15/0088—Testing machines
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Mechanical Engineering (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- Structures Of Non-Positive Displacement Pumps (AREA)
Abstract
本发明涉及一种核电站主泵二号轴封高压条件下的可靠性评价方法，通过按照预设的二号轴封参数、缓慢提升轴封注入压力模拟二号轴封承受高压条件，用于评价二号轴封承受高压条件下的轴封性能，验证二号轴封替代一号轴封的能力。相对于现有技术中根据认为经验处理相比，节约了过多人力的投入和过度维修主泵轴封而增加的维修成本，并提高了核电站主泵安全运行的风险控制能力。
Description
技术领域
本发明涉及核电领域，更具体地说，涉及一种核电站主泵二号轴封高压条件下的可靠性评价方法。
背景技术
国内某核电厂反应堆主泵为100型主泵，100型主泵是FDJV(东方法马通)公司生产的立式单级离心泵，轴封系统由三级串联的轴封组成，通过连续的三级泄漏，将冷却剂系统压力过渡到大气压。主泵轴封系统工作原理如图1所示。
由RCV系统供给、注入到泵径向轴承和一号轴封之间的轴封水压力略高于一回路压力(15.8MPa.a)，其中约三分之一流量通过轴封，向轴封提供润滑、冷却以保证轴封阻挡一回路冷却剂沿轴向泄漏。
一号轴封为静压平衡、液膜式端面的可控密封，密封水进入一号轴封后，泄漏出的水大部分由轴封泄漏管线回到RCV上充泵入口，少部分进入到二号轴封的前端。
二号轴封是端面接触式密封，正常工况下二号轴封前的压力为2.1bar，后端压力为0.5bar，承压的压差只有1.6bar，二号轴封泄漏出的水引流进入RCP009BA内。
在三号轴封面内，由系统注入一股压力为0.1MPa的冷却水，这股冷却水大部分与二号轴封泄出的水一同引流到009BA(阻止二号轴封泄漏出的水进入三号轴封)，三号轴封承担压力差仅为1bar。
在一号轴封失效时，一号轴封泄漏管线隔离阀将自动关闭，此时二号轴封将承担一号轴封作用，承受一回路全部压力。在一号轴封失效时，由于三号轴封无法承受高压，此时二号轴封如不能阻止一回路冷却剂，将造成带放射性的一回路冷却剂破口泄漏。
二号轴封的作用除阻挡一号轴封的泄漏外，还要求无论在转动或静止状态都能短时代替一号轴封，在一回路额定压力(15.5MPa)下工作约30分钟。
100型主泵二号轴封由一个石墨覆面的不锈钢静环和一个与轴一起转动的不锈钢动环组成。通过液体压力和弹簧力使静环压在动环上，动、静环之间的摩擦面由来自小部分一号轴封泄漏流量进行润滑和冷却(二号轴封结构原理如图2)。主泵二号轴封相关参数如下：
二号轴封在正常运行时为接触式机械密封，二号轴封的闭合力F1主要由作用在静环上的压力、静环组件重力及弹簧的紧力组成，轴封打开力F2主要为RCV系统容控箱压力。当F2>F1时，静环组件将向上移动，弹簧的压缩量就会增大，则F1增大，直到F2＝F1，静环受力达到动态平衡(二号轴封受力情况如图3)。
在一号轴封失效时，一号轴封泄漏管线隔离阀关闭，二号轴封承压增大至155bar，二号轴封轴封张开，二号轴封动环端面和动环变形环板在全压差作用下发生变形，在其变形的共同作用下，轴封端面形成一定锥度的收敛间隙，间隙中形成极薄的流体液膜，由接触型机械密封转为流体静压型的非接触轴封。在一号轴封失效后，二号轴封作为一回路边界，需要确保具有短时的轴封性能，以保证具有放射性的一回路冷却剂不泄漏，并有足够时间进行机组的降温降压后撤。
二号轴封在承受高压转换为非接触式轴封的机理较为复杂，当前通过三年定期更换以确保二号轴封各项功能，二号轴封在翻新后无有效验证是否具有短时替代一号轴封的功能的方法，进一步保证核电机组安全，需形成一套二号轴封承受高压条件下的轴封性能评价方法。
发明内容
本发明要解决的技术问题在于，针对现有技术的上述缺陷，提供一种核电站主泵二号轴封高压条件下的可靠性评价方法。
本发明解决其技术问题所采用的技术方案是：构造一种核电站主泵二号轴封高压条件下的可靠性评价方法，包括以下步骤：
S1、取下主泵轴封试验台架中的一号轴封，在所述一号轴封原位置安装适合静压轴封二号轴封极限性能试验用平衡端；
S2、建立二号轴封腔预定压力，二号轴封腔预定温度，二号轴封腔预定背压，待平衡端轴封有泄漏量，将试验台架转速升至预定转速；
S3、将二号轴封压差升至预定压差，进行动态全压试验，记录过程中二号轴封的泄漏量，计算出二号轴封承受全压情况下试验台架运转时的泄漏量平均值；
S4、停止试验台架运转后，进行静态全压试验，计算出泄漏量平均值；
S5、评估静态及动态工况下二号轴封泄漏量平均值是否小于预定轴封泄漏量。
在一些实施例中，所述步骤S2中，向三号轴封腔注入液体流量：0.8L/min-1.6L/min。
在一些实施例中，所述步骤S5中，所述预定轴封泄漏量为2700L/h。
在一些实施例中，所述步骤S3中，调节向二号轴封注入水压力，将所述二号轴封压差提升。
在一些实施例中，所述预定压力为2.0-15.7MPa，所述预定温度为60±0.5℃，所述预定被压为0.4MPa，所述预定转速为1500rpm，所述预定压差为15.3MPa。
在一些实施例中，所述步骤S3中，绘制二号轴封泄漏量的变化曲线，所述步骤S4中，绘制泄漏量平均值曲线。
在一些实施例中，所述步骤S3中，进行至少60分钟的动态全压试验。
在一些实施例中，向三号轴封腔注入液体将三号轴封液封。
在一些实施例中，所述步骤S4中，进行至少60分钟的静态全压试验。
实施本发明的核电站主泵二号轴封高压条件下的可靠性评价方法，具有以下有益效果：通过按照预设二号轴封参数、缓慢提升轴封注入压力模拟二号轴封承受高压条件，用于评价二号轴封承受高压条件下的轴封性能，验证二号轴封替代一号轴封的能力。相对于现有技术中根据认为经验处理相比，节约了过多人力的投入和过度维修主泵轴封而增加的维修成本，并提高了核电站主泵安全运行的风险控制能力。
附图说明
下面将结合附图及实施例对本发明作进一步说明，附图中：
图1是本发明实施例中的主泵轴封系统工作原理示意图；
图2是主泵二号轴封结构示意图；
图3是主泵二号轴封受力平衡原理；
图4是本发明核电站主泵二号轴封高压条件下的可靠性评价方法的流程示意图。
具体实施方式
为了对本发明的技术特征、目的和效果有更加清楚的理解，现对照附图详细说明本发明的具体实施方式。
结合图1所示，本发明一个优选实施例中的核电站主泵二号轴封高压条件下的可靠性评价过程采用试验台架模拟主泵轴封系统，利用该试验台架，核电站主泵的二号轴封承受高压时的性能评价方法能评估核电站主泵二号轴封在一号轴封失效工况下的轴封特性，验证二号轴封具备在一号轴封失效后的替代功能。
结合图4所示，核电站主泵二号轴封高压条件下的可靠性评价方法包括以下步骤：
S1、取下主泵轴封试验台架中的一号轴封，在一号轴封原位置安装适合静压轴封二号轴封极限性能试验用平衡端；
S2、建立二号轴封腔预定压力，二号轴封腔预定温度，二号轴封腔预定背压，向三号轴封腔注入液体将三号轴封液封，待平衡端轴封有泄漏量，将试验台架转速升至预定转速；
S3、将二号轴封压差缓慢升至预定压差，进行动态全压试验，记录各过程中二号轴封的泄漏量，计算出二号轴封承受全压情况下试验台架运转时的泄漏量平均值；
S4、停止试验台架运转后，进行静态全压试验，计算出泄漏量平均值；
S5、评估静态及动态工况下二号轴封泄漏量平均值是否小于预定轴封泄漏量，小于该泄漏量，则合格，大于等于该泄漏量，则不合格。
为了保证液封效果，步骤S2中，向三号轴封腔注入液体流量：0.8L/min-1.6L/min，该部分流量形成液封并最终汇入至二号轴封泄漏管道，作用是阻止二号轴封泄漏流体通过三号轴封泄漏到外界。进一步地，预定轴封泄漏量为2700L/h。
进一步地，步骤S2中，在启动试验台驱动电机前应检测试验台有无卡涉，手动盘转电机转动。通常，当有卡涉时，必须停止启动电机，检查卡涩原因。优选地，预定压力为2.0-15.7MPa，所述预定温度为60±0.5℃，所述预定背压为0.4MPa，所述预定转速为1500rpm，所述预定压差为15.3MPa。
步骤S3中，调节向二号轴封注入水压力，将二号轴封压差提升，动态全压试验的转速为1500rpm、二号轴封压差为15.3MPa。
优选地，步骤S3中，为了保证动态全压试验效果，进行至少60分钟的动态全压试验。
优选地，步骤S4中，静态全压试验的转速为0、压差为15.3MPa。
步骤S3中，绘制二号轴封泄漏量的变化曲线，所述步骤S4中，绘制泄漏量平均值曲线。
进一步地，步骤S4中，为了保证静态全压试验效果，进行至少60分钟的静态全压试验。
步骤S4中，所述静态全压试验时试验台架的转速为0，二号轴封压差为15.3MPa。
在步骤S5后，若泄漏量合格，解体二号轴封组件，检查二号轴封的动环、静环面板有无磨损等异常。
通过预设二号轴封参数、缓慢提升轴封注入压力模拟二号轴封承受高压条件，用于评价二号轴封承受高压条件下的轴封性能，验证二号轴封替代一号轴封的能力。相对于现有技术中根据认为经验处理相比，节约了过多人力的投入和过度维修主泵轴封而增加的维修成本，并提高了核电站主泵安全运行的风险控制能力。
可以理解地，上述各技术特征可以任意组合使用而不受限制。
以上所述仅为本发明的实施例，并非因此限制本发明的专利范围，凡是利用本发明说明书及附图内容所作的等效结构或等效流程变换，或直接或间接运用在其他相关的技术领域，均同理包括在本发明的专利保护范围内。
Claims (9)
1.一种核电站主泵二号轴封高压条件下的可靠性评价方法，其特征在于，包括以下步骤：
S1、取下主泵轴封试验台架中的一号轴封，在所述一号轴封原位置安装适合静压轴封二号轴封极限性能试验用平衡端；
S2、建立二号轴封腔预定压力，二号轴封腔预定温度，二号轴封腔预定背压，待平衡端轴封有泄漏量，将试验台架转速升至预定转速；
S3、将二号轴封压差升至预定压差，进行动态全压试验，记录过程中二号轴封的泄漏量，计算出二号轴封承受全压情况下试验台架运转时的泄漏量平均值；
S4、停止试验台架运转后，进行静态全压试验，计算出泄漏量平均值；
S5、评估静态及动态工况下二号轴封泄漏量平均值是否小于预定轴封泄漏量。
2.根据权利要求1所述的核电站主泵二号轴封高压条件下的可靠性评价方法，其特征在于，所述步骤S2中，向三号轴封腔注入液体流量：0.8L/min-1.6L/min。
3.根据权利要求1所述的核电站主泵二号轴封高压条件下的可靠性评价方法，其特征在于，所述步骤S5中，所述预定轴封泄漏量为2700L/h。
4.根据权利要求1所述的核电站主泵二号轴封高压条件下的可靠性评价方法，其特征在于，所述步骤S3中，调节向二号轴封注入水压力，将所述二号轴封压差提升。
5.根据权利要求1所述的核电站主泵二号轴封高压条件下的可靠性评价方法，其特征在于，所述预定压力为2.0-15.7MPa，所述预定温度为60±0.5℃，所述预定背压为0.4MPa，所述预定转速为1500rpm，所述预定压差为15.3MPa。
6.根据权利要求1所述的核电站主泵二号轴封高压条件下的可靠性评价方法，其特征在于，所述步骤S3中，绘制二号轴封泄漏量的变化曲线，所述步骤S4中，绘制泄漏量平均值曲线。
7.根据权利要求1所述的核电站主泵二号轴封高压条件下的可靠性评价方法，其特征在于，所述步骤S3中，进行至少60分钟的动态全压试验。
8.根据权利要求1所述的核电站主泵二号轴封高压条件下的可靠性评价方法，其特征在于，所述步骤S4中，进行至少60分钟的静态全压试验。
9.根据权利要求1所述的核电站主泵二号轴封高压条件下的可靠性评价方法，其特征在于，所述步骤S2中，向三号轴封腔注入液体将三号轴封液封。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN202210485825.1A CN114922828B (zh) | 2022-05-06 | 2022-05-06 | 核电站主泵二号轴封高压条件下的可靠性评价方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN202210485825.1A CN114922828B (zh) | 2022-05-06 | 2022-05-06 | 核电站主泵二号轴封高压条件下的可靠性评价方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CN114922828A true CN114922828A (zh) | 2022-08-19 |
| CN114922828B CN114922828B (zh) | 2023-06-16 |
Family
ID=82806832
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CN202210485825.1A Active CN114922828B (zh) | 2022-05-06 | 2022-05-06 | 核电站主泵二号轴封高压条件下的可靠性评价方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| CN (1) | CN114922828B (zh) |
Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3422766A (en) * | 1965-03-31 | 1969-01-21 | English Electric Co Ltd | Pump assemblies |
| CN102278302A (zh) * | 2011-08-17 | 2011-12-14 | 广东核电合营有限公司 | 百万千瓦级核电站反应堆冷却剂泵机械密封鉴定平台及方法 |
| CN204984834U (zh) * | 2015-09-07 | 2016-01-20 | 中广核核电运营有限公司 | 反应堆主泵的机械密封组件鉴定的静压试验装置 |
| CN111103135A (zh) * | 2019-12-05 | 2020-05-05 | 福建福清核电有限公司 | 一种核反应堆流体动压型主泵机械密封可复用性检查方法 |
| CN114169259A (zh) * | 2021-11-15 | 2022-03-11 | 广东核电合营有限公司 | 主泵静压轴封在极限工况运行可靠性的计算评价方法 |
-
2022
- 2022-05-06 CN CN202210485825.1A patent/CN114922828B/zh active Active
Patent Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3422766A (en) * | 1965-03-31 | 1969-01-21 | English Electric Co Ltd | Pump assemblies |
| CN102278302A (zh) * | 2011-08-17 | 2011-12-14 | 广东核电合营有限公司 | 百万千瓦级核电站反应堆冷却剂泵机械密封鉴定平台及方法 |
| CN204984834U (zh) * | 2015-09-07 | 2016-01-20 | 中广核核电运营有限公司 | 反应堆主泵的机械密封组件鉴定的静压试验装置 |
| CN111103135A (zh) * | 2019-12-05 | 2020-05-05 | 福建福清核电有限公司 | 一种核反应堆流体动压型主泵机械密封可复用性检查方法 |
| CN114169259A (zh) * | 2021-11-15 | 2022-03-11 | 广东核电合营有限公司 | 主泵静压轴封在极限工况运行可靠性的计算评价方法 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| CN114922828B (zh) | 2023-06-16 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| CN102239352B (zh) | 用于可旋转轴的热致动停机密封件 | |
| CN103256246B (zh) | 反应堆冷却剂泵流体动压三级机械密封装置 | |
| CN110793724A (zh) | 一种车载储氢系统检漏装置及方法 | |
| CN101211674B (zh) | 核反应堆冷却剂泵机械密封泄漏量异常的快速处理方法 | |
| CN112697357A (zh) | 组合式机械密封的密封测试装置及其测试方法 | |
| CN114922828B (zh) | 核电站主泵二号轴封高压条件下的可靠性评价方法 | |
| CN113279977B (zh) | 核电站主泵二号轴封泄漏流量监测及干预方法 | |
| CN203272221U (zh) | 反应堆冷却剂泵流体动压三级机械密封装置 | |
| CN113898568B (zh) | 一种核电主泵1号密封可靠性评价试验方法 | |
| CN216742146U (zh) | 一种大流量上充泵机械密封 | |
| CN217588436U (zh) | 一种防止反应堆冷却剂沿轴泄漏的安全系统 | |
| CN110164570B (zh) | 主泵一号密封低压差运行离线测试方法及系统 | |
| CN113899499A (zh) | 一种机械密封试验装置 | |
| CN116201722B (zh) | 核电站主泵机械密封泄漏量高故障缓解方法 | |
| CN111521352A (zh) | 一种核电站机组逆止阀密封性检测和异常处理方法 | |
| CN215214075U (zh) | 一种三级流体动压型核主泵机械密封分压装置 | |
| CN203571129U (zh) | 一种安全壳隔离系统旁路逆止阀 | |
| Li et al. | Shutdown analysis and treatment of 150MW steam extraction heating unit due to low oil fuel level | |
| CN203571128U (zh) | 一种安全壳隔离系统旁路逆止阀 | |
| CN114783633A (zh) | 一种防止反应堆冷却剂沿轴泄漏的安全系统 | |
| CN116201722A (zh) | 核电站主泵机械密封泄漏量高故障缓解方法 | |
| CN201221669Y (zh) | 一种润滑油泵 | |
| CN117433710A (zh) | 一种汽轮机汽门严密性的试验方法 | |
| CN107387498A (zh) | Me‑b型船用低速机蓄压块总成功能试验方法 | |
| CN221120912U (zh) | 一种慢化剂覆盖压缩机泵用机械密封装置 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PB01 | Publication | ||
| PB01 | Publication | ||
| SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
| SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
| TA01 | Transfer of patent application right | ||
| TA01 | Transfer of patent application right |
Effective date of registration: 20221219 Address after: 518000 6th floor, North building, zhongguanghe building, Shennan Middle Road, Fuzhong community, Lianhua street, Futian District, Shenzhen City, Guangdong Province Applicant after: CHINA NUCLEAR POWER OPERATIONS Co.,Ltd. Applicant after: GUANGDONG NUCLEAR POWER JOINT VENTURE Co.,Ltd. Applicant after: CHINA GENERAL NUCLEAR POWER Corp. Applicant after: CGN POWER Co.,Ltd. Address before: 518000 6th floor, North building, zhongguanghe building, Shennan Middle Road, Fuzhong community, Lianhua street, Futian District, Shenzhen City, Guangdong Province Applicant before: CHINA NUCLEAR POWER OPERATIONS Co.,Ltd. Applicant before: CHINA GENERAL NUCLEAR POWER Corp. Applicant before: CGN POWER Co.,Ltd. |
|
| GR01 | Patent grant | ||
| GR01 | Patent grant |