核反应堆冷却剂泵及其非能动停车密封装置的制造方法
【技术领域】
[0001]本发明属于核电领域，更具体地说，本发明涉及一种核反应堆冷却剂泵及其非能动停车密封装置。
【背景技术】
[0002]在压水堆核电厂中，流体静压轴封型冷却剂泵是由三相感应式电动机驱动的单级、单吸、立式混流泵。图1是一种现有核反应堆冷却剂泵的结构示意图，其从上至下依次由电动机10、静压轴封组件12和水力部件14组成，泵轴贯穿整个冷却剂泵的中心；反应堆冷却剂由一个装在泵轴下端的叶轮泵送，其通过泵壳底部吸入并向上流过叶轮，然后通过导叶和泵壳侧面的一个出口接管排出。
[0003]请参阅图2，冷却剂泵中的静压轴封组件12采用三级轴封，包括依次设置在水力部件14和电动机10之间的第一密封组件15、第二密封组件16和第三密封组件17 ;三个密封组件15、16、17设置在泵轴18的周向并沿泵轴18轴向依次排列，第一密封组件15和第二密封组件16外部还设有密封壳19。其中，第一密封组件15是平衡型流体静压型可控泄漏密封，第二密封组件16是压力平衡型端面密封，第三密封组件17是堰式双端面密封。
[0004]请参阅图3，第一密封组件15包括依次设置在水力部件14和第二密封组件16之间的动环150、静环152、密封插入件154和密封插入支撑件156 ;密封插入件154和密封插入支撑件156的内壁均与泵轴18之间存在缝隙；动环150固定在泵轴18上而随泵轴18转动，静环152不转动但可以沿泵轴18的轴向或倾斜方向小幅上下移动，以跟动环150保持恰当间隙。在正常运行工况下，静环152通过流体静力平衡，控制动环150、静环152之间保持极小的间隙形成液膜，使动环150、静环152两个端面在一层薄水膜两侧相对滑动，运转时不直接接触，从而控制第一密封组件15的泄漏量和磨损量。在静环152与相邻的结构件之间配有O形环及辅助元件，以在高压区和低压区之间形成一个可滑移的辅助密封。
[0005]在正常运行工况下，第一密封组件15的冷却由RCV系统(Chemical and VolumeControl System，即化学及容积控制系统)提供的注入水来保障。但是，在全厂断电工况下，RCV系统功能会丧失而无法为冷却剂泵中的静压轴封组件12提供正常冷却，同时，RRI系统(Equipment Cooling Water System，即设备冷却水系统)的功能也会丧失，无法为冷却剂泵中的第一密封组件15提供备用冷却。此时，一回路(指反应堆冷却剂系统主回路)的高温流体将很快威胁到静压轴封组件12，其热应力可能使冷却剂泵轴封功能丧失，从而破坏一回路压力边界。
[0006]为此，部分核电厂在全厂断电工况发生后，通过水压试验泵柴油发电机组(LLS系统)向一回路的水压试验泵供电，以保证水压试验泵向冷却剂泵轴封应急注水，维持第一密封组件15处的冷却及润滑，同时将高温高压反应堆冷却剂限制在第一密封组件15下方，保证第一密封组件15处的温度在其运行要求的范围内，防止冷却剂泵轴封破口事故(SealL0CA)发生，保证一回路压力边界的完整性。但是，由于现有核电厂多为双堆布置，两台机组共用一台水压试验泵，在设计上也仅考虑单台机组发生断电事故，因此水压试验泵的名义流量为6m3/h，仅能满足一台机组3台冷却剂泵的轴封水注入量需求；这导致在全厂断电工况时，另外一台机组的冷却剂泵应急轴封注入无法保证而发生轴封破口事故；在失去了所有的补水手段后，一回路的泄漏无法得到补充，水装量得不到保证，将使得堆芯逐渐裸露并最终熔化。
[0007]为了解决上述问题，一些核电厂提出通过封闭反应堆冷却剂泄露途径来保证堆芯的安全，以避免全厂断电工况下对冷却剂泵应急轴封注入系统的依赖。在全厂断电工况下，冷却剂泵第一密封组件15处的高温高压流体流动方向如图4的箭头所示，从图中可以看出，限制反应堆冷却剂向环境泄漏的关键在于对两个重要密封位置20、22进行密封。现有的部分核电厂已开始采用非能动停车密封技术来保证冷却剂泵轴封的完整性，其具体操作方式是:1)直接在冷却剂泵第一密封组件15的密封插入件154内增加非能动停车密封装置24，来实现第一密封位置20处的密封；2)采用耐高温橡胶O圈26，实现第二密封位置22处(即密封插入支撑件156与密封壳19之间)的密封。但是，现有的非能动停车密封装置24大都元件众多且装配复杂，不仅使得轴封组件制造难度和成本加大，而且易于因某一个或多个元件故障而导致密封失效。
[0008]有鉴于此，确有必要提供一种结构简单、密封牢固的核反应堆冷却剂泵非能动停车密封装置。
【发明内容】
[0009]本发明的目的在于:提供一种结构简单、密封牢固的核反应堆冷却剂泵及其非能动停车密封装置，以提高冷却剂泵轴封的可靠性，在不依赖冷却剂泵应急轴封注入系统的情况下防止冷却剂泵轴封破口事故的发生。
[0010]为了实现上述发明目的，本发明提供了一种核反应堆冷却剂泵非能动停车密封装置，其包括密封环、开口环和可熔间隔块；所述密封环为闭合圆环；开口环上开设有纵向开口，可熔间隔块为横截面与开口环横截面相同的弧段，可熔间隔块嵌入开口环的纵向开口中，与被撑开为开启状态的开口环共同形成一个拼接环，拼接环贴合于密封环朝向冷却剂流入方向的端面；在正常工况下，密封环和拼接环均环绕在核反应堆冷却剂泵泵轴的周向并与泵轴保持间隙，使反应堆冷却剂可以在非能动停车密封装置与泵轴之间自由流动；在全厂断电工况下，可熔间隔块将熔化失效，使开口环在预紧力作用下闭合而抱紧泵轴，实现初步密封，并使得高温高压冷却剂能够流进密封环的外侧区域；密封环在冷却剂的高温作用下略微变软，并在冷却剂对其外侧施加的高压驱动下向泵轴方向压紧，与开口环一起阻止反应堆冷却剂沿泵轴的流动，从而实现最佳密封。
[0011]作为本发明另一种核反应堆冷却剂泵非能动停车密封装置的一种改进，在全厂断电工况下，略微变软的密封环在冷却剂驱动下向泵轴方向压紧的同时，还在冷却剂驱动下沿远离开口环的方向，向相邻元件压紧。
[0012]作为本发明另一种核反应堆冷却剂泵非能动停车密封装置的一种改进，所述开口环由具有弹性变形能力的材料制成，其在被可熔间隔块撑开时具有趋向闭合的预紧力。
[0013]作为本发明另一种核反应堆冷却剂泵非能动停车密封装置的一种改进，所述开口环为具有纵向开口的金属环。
[0014]作为本发明另一种核反应堆冷却剂泵非能动停车密封装置的一种改进，所述可熔间隔块的材质使其在预设温度下、经过预设时间后，即会产生相变而挥发，失去对开口环的支撑作用。
[0015]作为本发明另一种核反应堆冷却剂泵非能动停车密封装置的一种改进，所述开口环上开设有允许冷却剂穿过而到达密封环外侧区域的开孔。
[0016]作为本发明另一种核反应堆冷却剂泵非能动停车密封装置的一种改进，所述密封环由常温下保持刚性、高温下略微变软的高分子聚合物制成。
[0017]作为本发明另一种核反应堆冷却剂泵非能动停车密封装置的一种改进，所述密封环的材质为PEEK、含有玻璃纤维的PEEK或是含有碳纤维的PEEK，其能够耐受300摄氏度的尚温。
[0018]作为本发明另一种核反应堆冷却剂泵非能动停车密封装置的一种改进，所述密封环的内径略大于泵轴的外径，可熔间隔块和开口环共同形成的拼接环的内径与密封环内径相同。
[0019]作为本发明另一种核反应堆冷却剂泵非能动停车密封装置的一种改进，所述可熔间隔块的长度等于开口环与密封环的周长差。