核主泵1号密封现场运行期间,多次出现超出厂家运行维护手册要求的低压差极端工况。由于缺乏1号密封承受极限低压差时的判断标准,在现场出现上述极端工况时判断1号密封是否可靠存在很大困难。为建立核主泵1号密封可承受的低压差限值,本文以100型核主泵双锥角静压轴封为试验样品,通过流固热耦合分析模型以及试验台架,从仿真计算、台架静态试验、台架动态试验等方面开展研究。研究结果表明,1号密封在压差为10 bar时运行参数稳定,明显低于厂家给出的要求值,为现场核主泵1号密封极限工况的运行标准提供了重要参考。