核主泵轴套耐磨堆焊层裂纹原因分析及处理  

Cause Analysis and Solution of the Crack on Wear-Risisting Hardfacing Surface of Reactor Coolant Pump Shaft Sleeve

作　　者：付勇 白川 侯志华 季明明 孙杰 Fu Yong

机构地区：[1]中核核电运行管理有限公司,浙江嘉兴314000

出　　处：《水泵技术》2020年第6期36-40,共5页Pump Technology

摘　　要：对某核电厂反应堆冷却剂泵(主泵)的结构以及首次全面解体过程中发现的轴承轴套表面裂纹情况进行了介绍,调查了轴承轴套表面堆焊层材质、主泵零部件尺寸及相关运行数据,同时对轴套表面实施了金相检查。利用泵轴表面强制对流传热机理分析轴套表面热应力分布趋势,并对轴套表面使用新型铁基硬质合金作为耐磨堆焊层材质的适用性及焊接工艺进行评估。结果表明因低温密封注入水与高温冷却剂温度混合,泵轴运行环境温度梯度大,轴套表面热应力高,而在既定焊接工艺技术条件下,新型堆焊层材质选用不当,导致主泵轴承轴套表面出现密集型浅表裂纹缺陷。同时对现有裂纹可能导致的最严重后果进行评价,在严格遵循反应堆冷却剂泵运行技术规程条件下,监视运行可以保证机组运行的安全。最终确定整体更换新泵轴组件、轴套表面耐磨堆焊层材质选用传统司太立合金的处理方案,电厂可根据主泵预防性解体周期,按计划有序对泵轴组件进行更换。

关 键 词：核电站用泵 反应堆冷却剂泵 轴承轴套 耐磨堆焊层 裂纹 

分 类 号：TH311[机械工程—机械制造及自动化]